DE3504743A1 - Verbessertes verfahren zur behandlung von kernbrennstoff - Google Patents
Verbessertes verfahren zur behandlung von kernbrennstoffInfo
- Publication number
- DE3504743A1 DE3504743A1 DE19853504743 DE3504743A DE3504743A1 DE 3504743 A1 DE3504743 A1 DE 3504743A1 DE 19853504743 DE19853504743 DE 19853504743 DE 3504743 A DE3504743 A DE 3504743A DE 3504743 A1 DE3504743 A1 DE 3504743A1
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- technetium
- nuclear fuel
- uranium
- tetravalent
- plutonium
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Withdrawn
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 12
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims description 8
- 229910052713 technetium Inorganic materials 0.000 claims description 15
- GKLVYJBZJHMRIY-UHFFFAOYSA-N technetium atom Chemical compound [Tc] GKLVYJBZJHMRIY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 15
- OAKJQQAXSVQMHS-UHFFFAOYSA-N Hydrazine Chemical compound NN OAKJQQAXSVQMHS-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 14
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 claims description 10
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 10
- 239000002904 solvent Substances 0.000 claims description 8
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims description 7
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 7
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 6
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 claims description 6
- 238000000638 solvent extraction Methods 0.000 claims description 6
- 229910002651 NO3 Inorganic materials 0.000 claims description 4
- 229910052768 actinide Inorganic materials 0.000 claims description 4
- 150000001255 actinides Chemical class 0.000 claims description 4
- 239000003350 kerosene Substances 0.000 claims description 3
- 230000009965 odorless effect Effects 0.000 claims description 3
- 238000000926 separation method Methods 0.000 claims description 3
- STCOOQWBFONSKY-UHFFFAOYSA-N tributyl phosphate Chemical compound CCCCOP(=O)(OCCCC)OCCCC STCOOQWBFONSKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- NHNBFGGVMKEFGY-UHFFFAOYSA-N Nitrate Chemical compound [O-][N+]([O-])=O NHNBFGGVMKEFGY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 230000004992 fission Effects 0.000 claims description 2
- KUKDDTFBSTXDTC-UHFFFAOYSA-N uranium;hexanitrate Chemical compound [U].[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O KUKDDTFBSTXDTC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910002007 uranyl nitrate Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 13
- 239000003638 chemical reducing agent Substances 0.000 description 2
- 238000003776 cleavage reaction Methods 0.000 description 2
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 2
- 230000006698 induction Effects 0.000 description 2
- -1 nitrate ions Chemical class 0.000 description 2
- 230000007017 scission Effects 0.000 description 2
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 238000004090 dissolution Methods 0.000 description 1
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 1
- 229910021645 metal ion Inorganic materials 0.000 description 1
Classifications
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22B—PRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
- C22B60/00—Obtaining metals of atomic number 87 or higher, i.e. radioactive metals
- C22B60/02—Obtaining thorium, uranium, or other actinides
- C22B60/0204—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium
- C22B60/0217—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes
- C22B60/0221—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes by leaching
- C22B60/0226—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes by leaching using acidic solutions or liquors
- C22B60/0239—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes by leaching using acidic solutions or liquors nitric acid containing ion as active agent
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22B—PRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
- C22B60/00—Obtaining metals of atomic number 87 or higher, i.e. radioactive metals
- C22B60/02—Obtaining thorium, uranium, or other actinides
- C22B60/0291—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining thorium
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22B—PRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
- C22B60/00—Obtaining metals of atomic number 87 or higher, i.e. radioactive metals
- C22B60/02—Obtaining thorium, uranium, or other actinides
- C22B60/0295—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining other actinides except plutonium
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22B—PRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
- C22B60/00—Obtaining metals of atomic number 87 or higher, i.e. radioactive metals
- C22B60/02—Obtaining thorium, uranium, or other actinides
- C22B60/04—Obtaining plutonium
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
- G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
- G21C19/46—Aqueous processes, e.g. by using organic extraction means, including the regeneration of these means
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
- Y02W30/00—Technologies for solid waste management
- Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- General Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Manufacturing & Machinery (AREA)
- Geology (AREA)
- Materials Engineering (AREA)
- Environmental & Geological Engineering (AREA)
- Metallurgy (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
- Extraction Or Liquid Replacement (AREA)
- Feeding And Controlling Fuel (AREA)
Description
■ ι-
350A743
VERBESSERTES VERFAHREN ZUR BEHANDLUNG VON KERNBRENNSTOFF
Dieses Verfahren betrifft die Verarbeitung von bestrahltem Kernbrennstoff zur Trennung von Uran von Plutonium
und anderen durch die Bestrahlung erzeugten höheren Aktiniden, sowie von Spaltungsprodukten der Bestrahlung.
Grob umrissen besteht das Verfahren aus den folgenden Stufen. Zuerst wird der bestrahlte Brennstoff in Salpetersäure
aufgelöst. Dann erfolgt Lösungsmittelextraktion unter Verwendung von Tributylphosphat in geruchlosem
Kerosin mit der Lösungsflüssigkeit, wodurch Uran und Plutonium, sowie etwas Technetium extrahiert werden, der
Großteil der anderen Spaltungsprodukte und höheren Aktiniden aber in dem wässrigen Raffinat verbleibt. Dann
wird die Lösungsmittelphase rückgewaschen und ein Reduktionsmittel zur Reduzierung des Plutoniums in den dreiwertigen
Zustand zugesetzt, sodaß bei einer zweiten Lösungsmittelextraktion mit dem gleichen Lösungsmittel
das Uran in die Lösungsmittelphase geht während das Plutonium in dem wässrigen Raffinat verbleibt, somit
also die erste Trennung bewerkstelligt ist. Wenn es sich bei dem Kernbrennstoff um oxidischen Brennstoff handelt,
müssen der eigentlichen Auflösung noch einige Stufen vorangehen, ansonsten ist das Verfahren jedoch gleich.
Diese Erfindung betrifft die im vorausgehenden Absatz
angesprochene Reduktionsstufe und es ist eine ihrer Aufgaben, die Anzahl der als Reduktionsmittel benötigten
von außen zugeführten Metallionen zu verringern.
Gemäß dieser Erfindung wird in dem Verfahren zur Behandlung von bestrahltem Kernbrennstoff zur Trennung von
Uran, Plutonium, anderen höheren Aktiniden und Spaltungsprodukten, in dem nach Behandlung mit Salpetersäure
und Lösungsmittelextraktion mit Tributylphosphat in
geruchlosem Kerosin die Lösungsmittelphase rückgewaschen und vier- und sechswertiges Plutonium in die dreiwertige
Zustandeform reduziert werden, welche bei einer zweiten
Lösungsmittelextraktionsstufe in dem wässrigen Raffinat verbleibt während das Uran in die Lösungsmittelphase
geht, die Reduktionsstufe durch Hydrazin mit oder ohne vierwertiges Urannitrat bewerkstelligt und durch Technetium
in vierwertiger Form mit oder ohne Technetium in einer oder mehreren höherwertigen Zustandsformen katalysiert.
Das Technetium kann deshalb in dem System vorhanden sein, weil es während der Bestrahlung des Kernbrennstoffes
in einem Nuklearreaktor erzeugt und in der Salpetersäureauflösungsstufe
in Pertechnetat umgewandelt wurde. Ansonsten kann man dem Prozeßstrom das Technetium in
gebundener Form wie z.B. als Nitrat und/oder als Pertechnetat an geeigneter Stelle zusetzen.
Es wird vorausgesetzt, daß bei Zusatz von Technetium in der vierwertigen Zustandsform in eine Lösung, die Plutonium
in vierwertiger Form enthält, folgende Reaktionen ablaufen
Tc(IV) + Pu(IV) Tc(V) + Pu(III) - (9)
Tc(V) + Pu(IV) Tc(VI) + Pu(III) - (10)
Tc(VI) + Pu(IV) Tc(VII) + Pu(III) - (8)
wobei die letzte Reaktion (8) die Abschlußstufe ist.
Die Reduktion von Pu(IV) durch Hydrazin ist bei Raumtemperatur eine sehr langsame Reaktion. Sind Tc(IV) oder
andere niedrigwertige Zustandsformen von Technetium vorhanden, wird die Reaktion bei Raumtemperatur schnell.
Man nimmt an, daß die Mechanik des Technetium/Salpetersäure/Hydrazin-Systems
eine Reaktion ist, die vier Phasen durchläuft. Die erste Phase ist die Anfangsstufe, in
der jegliches Tc(VII) durch Hydrazin sehr langsam zu Tc(VI) oder Tc(V), und dieses wiederum zu Tc(IV) redu-
ziert wird. Tc(VII) kann auch durch U(IV) schnell reduziert werden. Sobald eine Spur Tc(IV) erzeugt ist, beginnt
die zweite, die Induktionsphase, in der Tc(IV) schnell mit Tc(VII) komproportioniert und Tc(V) und
Tc(VI) ergibt. Dies ist die Hauptreaktion zur Reduktion von Tc(VII). Die nächste Phase ist eine schnelle Reaktion,
die erst einsetzt, wenn Tc(VII) im wesentlichen zu Tc(IV) reduziert ist. Die letzte Phase ist die Abschlußphase,
in der Tc(VI) und möglicherweise Tc(V) zu Tc(VII) oxidiert wird bzw. werden.
Die oben beschriebenen Reaktionen können im Diagramm dargestellt werden, siehe die begleitenden Zeichnungen.
Fig. 1 zeigt das Technetium/Plutonium/Hydrazin/SalpetersSuresystem und Fig. 2 die durch Technetium katalysierte
Reduktion von Pu(IV). In Fig. 1 bezeichnet die Bezugszahl 1 den Tc(VII) zu Tc(VI) Teil der oben erwähnten Induktionsreaktion,
2 bezeichnet den Tc(VI) zu Tc(IV) Teil, 2 und 5 den Tc(VI) und Tc(V) zu Tc(IV) Teil, 5 die Reaktion
Tc(VI) zu Tc(IV) in Gegenwart von Nitrationen, 3 die Komproportionierung von Tc(IV) und Tc(VII) zu Tc(V)
und Tc(VI) und 4 die langsame Reaktion von Tc(IV) mit Nitrationen zur Herstellung von Tc(VI). 6 und 7 sind die
Abschlußreaktionen von Tc(VI) und Tc(V) zu Tc(VII), 8 (siehe oben) ist die Abschlußreaktion von Tc(VI) mit
Pu(IV) zur Ausbildung von Tc(VII) und Pu(III) und 9 und 10 sind die oben bezeichneten Gleichungen.
Man stellte fest, daß die besten Resultate zwischen 1.2 und 2.2M HNO3 auftraten, während die Reduktionsgeschwindigkeit
bei niedrigerem Säuregehalt absank. Die Reaktion verlief zufriedenstellend bei 20CC; verwendete man Temperaturen
im Bereich von 21 - 350C, stieg die Reduktionsgeschwindigkeit
leicht an. Die Reduktionsgeschwindigkeit
stieg auch bei steigender Hydrazinkonzentration und war von 0.12 M aufwärts zufriedenstellend. Eine Erhöhung der
Konzentration von Pu(IV) (1.0 - 3.1 g/l) führte zu einem prozentualen Absinken der Reduktionsgeschwindigkeit.
.5-
Leerseite -
Claims (4)
1. Verfahren zur Behandlung von bestrahltem Kernbrennstoff zur Trennung von Uran, Plutonium, anderen höheren Aktiniden
und Spaltprodukten, in dem nach Behandlung mit Salpetersäure und Lösungsmittelextraktion mit Tributylphosphat in geruchlosem
Kerosin die Lösungsmittelphase rückgewaschen und das vier- und sechswertige Plutonium auf die dreiwertige Zustandsform
reduziert werden, welche in einer zweiten Lösungsmittelextraktionsstufe
in dem wässrigen Raffinat verbleibt, während das Uran in die Lösungsmittelphase geht, dadurch
gekennzeichnet , daß die Reduktionsstufe durch Hydrazin mit oder ohne vierwertiges Urannitrat durchgeführt
und durch Technetium in vierwertiger Form mit oder ohne Technetium in einer oder mehreren höherwertigen Zustandformen
katalysiert wird.
2. Verfahren gemäß Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Technetium in dem System
vorhanden ist, weil es bei der Bestrahlung des Kernbrennstoffs in einem Nuklearreaktor erzeugt wurde.
3. Verfahren gemäß Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet,
daß das Technetium dem Prozeßstrom in gebundener Form zugeführt wird.
4. Verfahren gemäß Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß das Technetium in gebundener
Form als Nitrat und/oder als Pertechnetat vorliegt.
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
GB8403724A GB8403724D0 (en) | 1984-02-13 | 1984-02-13 | Treating nuclear fuel |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE3504743A1 true DE3504743A1 (de) | 1985-09-26 |
Family
ID=10556502
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE19853504743 Withdrawn DE3504743A1 (de) | 1984-02-13 | 1985-02-12 | Verbessertes verfahren zur behandlung von kernbrennstoff |
Country Status (7)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4656011A (de) |
JP (1) | JPS60187897A (de) |
BE (1) | BE901721A (de) |
DE (1) | DE3504743A1 (de) |
FR (1) | FR2559612B1 (de) |
GB (2) | GB8403724D0 (de) |
IT (1) | IT1182439B (de) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE3809042A1 (de) * | 1988-03-18 | 1989-09-28 | Wiederaufarbeitung Von Kernbre | Verfahren und vorrichtung zum abtrennen von uran, plutonium sowie spaltprodukten |
Families Citing this family (11)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2607823B1 (fr) * | 1986-12-03 | 1989-02-17 | Commissariat Energie Atomique | Procede pour separer le technetium present dans un solvant organique avec du zirconium et au moins un autre metal tel que l'uranium ou le plutonium, utilisable notamment pour le retraitement des combustibles nucleaires irradies |
DE3718338A1 (de) * | 1987-06-01 | 1989-01-05 | Karlsruhe Wiederaufarbeit | Verfahren und vorrichtung zur loesungsmittelwaesche bei der wiederaufarbeitung von bestrahlten kernbrennstoffen |
DE3843887C1 (de) * | 1988-12-24 | 1990-06-21 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe, De | |
US5077020A (en) * | 1989-12-20 | 1991-12-31 | Westinghouse Electric Corp. | Metal recovery process using waterglass |
US5183541A (en) * | 1990-04-09 | 1993-02-02 | Westinghouse Electric Corp. | Decontamination of radioactive metals |
DE4110128A1 (de) * | 1990-04-09 | 1991-11-07 | Westinghouse Electric Corp | Dekontamination von radioaktiv verseuchten metallen |
US5217585A (en) * | 1991-12-20 | 1993-06-08 | Westinghouse Electric Corp. | Transition metal decontamination process |
FR2717001B1 (fr) * | 1994-03-04 | 1996-05-24 | Japan Atomic Energy Res Inst | Procédé de décontamination du technétium dans le retraitement d'un combustible nucléaire épuisé. |
FR2748951B1 (fr) * | 1996-05-24 | 1998-07-03 | Commissariat Energie Atomique | Procede de separation selective des actinides (iii) et lanthanides (iii) |
CN103451428B (zh) * | 2012-05-28 | 2015-03-11 | 中国原子能科学研究院 | Purex流程钚纯化循环中钌的净化工艺 |
CN105761770B (zh) * | 2016-04-15 | 2017-12-26 | 中国原子能科学研究院 | 一种采用羟胺乙酸为反萃试剂的钚纯化循环工艺 |
Family Cites Families (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
BE635254A (de) * | 1962-08-17 | 1900-01-01 | ||
FR2212611B1 (de) * | 1972-12-28 | 1975-11-07 | Commissariat Energie Atomique | |
DE2449589C2 (de) * | 1974-10-18 | 1984-09-20 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Verfahren zur Entfernung von Zersetzungsprodukten aus Extraktionsmitteln, die zur Wiederaufarbeitung abgebrannter Kernbrenn- und/oder Brutstoffe verwendet werden |
US3987145A (en) * | 1975-05-15 | 1976-10-19 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Ferric ion as a scavenging agent in a solvent extraction process |
DE2838541A1 (de) * | 1977-09-16 | 1979-04-05 | British Nuclear Fuels Ltd | Verfahren zur reinigung einer plutonium enthaltenden phase |
US4162230A (en) * | 1977-12-28 | 1979-07-24 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Method for the recovery of actinide elements from nuclear reactor waste |
GB2050039B (en) * | 1979-04-30 | 1983-01-19 | Atomic Energy Authority Uk | Dissolving plutanium containing nuclear fuels |
-
1984
- 1984-02-13 GB GB8403724A patent/GB8403724D0/en active Pending
-
1985
- 1985-01-25 GB GB8501857A patent/GB2154048B/en not_active Expired
- 1985-02-05 US US06/698,415 patent/US4656011A/en not_active Expired - Fee Related
- 1985-02-12 BE BE0/214509A patent/BE901721A/fr unknown
- 1985-02-12 FR FR8501966A patent/FR2559612B1/fr not_active Expired
- 1985-02-12 DE DE19853504743 patent/DE3504743A1/de not_active Withdrawn
- 1985-02-13 JP JP60026148A patent/JPS60187897A/ja active Granted
- 1985-02-13 IT IT6714885A patent/IT1182439B/it active
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE3809042A1 (de) * | 1988-03-18 | 1989-09-28 | Wiederaufarbeitung Von Kernbre | Verfahren und vorrichtung zum abtrennen von uran, plutonium sowie spaltprodukten |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
US4656011A (en) | 1987-04-07 |
FR2559612A1 (fr) | 1985-08-16 |
GB2154048B (en) | 1987-11-25 |
BE901721A (fr) | 1985-05-29 |
GB8403724D0 (en) | 1984-03-14 |
JPS60187897A (ja) | 1985-09-25 |
IT8567148A1 (it) | 1986-08-13 |
IT8567148A0 (it) | 1985-02-13 |
JPH0518076B2 (de) | 1993-03-10 |
GB2154048A (en) | 1985-08-29 |
FR2559612B1 (fr) | 1988-10-07 |
GB8501857D0 (en) | 1985-03-27 |
IT1182439B (it) | 1987-10-05 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE2210106A1 (de) | Verfahren zur selektiven Extraktion von Metalhonen aus wässrigen Losungen | |
DE2856489A1 (de) | Verfahren zur rueckgewinnung | |
DE3504743A1 (de) | Verbessertes verfahren zur behandlung von kernbrennstoff | |
DE2855821A1 (de) | Verfahren zur wiedergewinnung von palladium und technetium | |
DE2638802A1 (de) | Extraktionsverfahren zur aktinidengewinnung und -trennung | |
DE69402633T2 (de) | Verfahren zur Trennung und Rückgewinnung von Plutonium und Neptunium aus einer Salpetersäurelösung | |
DE3332954C2 (de) | ||
DE2621795A1 (de) | Extraktionsverfahren | |
DE2449589C2 (de) | Verfahren zur Entfernung von Zersetzungsprodukten aus Extraktionsmitteln, die zur Wiederaufarbeitung abgebrannter Kernbrenn- und/oder Brutstoffe verwendet werden | |
DE2748609C3 (de) | Verfahren zur Behandlung von salpetersauren Abwässern | |
DE3028024A1 (de) | Verfahren zum abtrennen von plutoniumen aus waessrigen, schwefelsauren loesungen | |
DE2814765C2 (de) | Verfahren zur Reduktion von Plutonium (IV) zu Plutonium (III) | |
DE3546128C2 (de) | ||
DE3346405C2 (de) | ||
DE1592541A1 (de) | Fluessigkeits-Fluessigkeits-Extraktionsverfahren zum Abtrennen des Plutoniums von Uran | |
DE1467313A1 (de) | Verfahren zur Trennung von Uran und Plutonium | |
DE2048527C2 (de) | Verfahren zur Trennung von Neptunium und Plutonium | |
DE69302655T2 (de) | Verfahren zur kontinuierlichen Umwandlung eines Hydroxylamin-salzes in ein anderes Hydroxylamin-salz | |
DE3101702A1 (de) | Verfahren zur wiedergewinnung von uran aus nassverfahrens-phosphorsaeure | |
DE2057760A1 (de) | Verfahren zur verbesserten Spaltproduktabtrennung bei der waessrigen Wiederaufarbeitung von abgebrannten Kernbrennstoffen | |
DE1150369B (de) | Verfahren zum UEberfuehren von Zirkonium und Uran enthaltenden Massen in bestaendige Loesungen | |
DE2460145C2 (de) | Verfahren zur Abtrennung von Neptunium aus bestrahlten Kernbrenn- und/oder Brutstoffen | |
DE1214658B (de) | Verfahren zum Trennen von Cer von anderen seltenen Erden | |
DE1592228C3 (de) | Verfahren zur kontinuierlichen Gewinnung von gereinigten und konzentrierten Plutoniumlösungen | |
DE2219366A1 (de) | Verfahren zur Abtrennung von Uran von Plutonium |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
8139 | Disposal/non-payment of the annual fee |