FR2559612A1 - Procede de traitement de combustible nucleaire irradie, pour separer l'uranium du plutonium - Google Patents

Procede de traitement de combustible nucleaire irradie, pour separer l'uranium du plutonium Download PDF

Info

Publication number
FR2559612A1
FR2559612A1 FR8501966A FR8501966A FR2559612A1 FR 2559612 A1 FR2559612 A1 FR 2559612A1 FR 8501966 A FR8501966 A FR 8501966A FR 8501966 A FR8501966 A FR 8501966A FR 2559612 A1 FR2559612 A1 FR 2559612A1
Authority
FR
France
Prior art keywords
technetium
uranium
plutonium
tetravalent
nuclear fuel
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.)
Granted
Application number
FR8501966A
Other languages
English (en)
Other versions
FR2559612B1 (fr
Inventor
John Garraway
Peter David Wilson
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Sellafield Ltd
Original Assignee
British Nuclear Fuels PLC
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by British Nuclear Fuels PLC filed Critical British Nuclear Fuels PLC
Publication of FR2559612A1 publication Critical patent/FR2559612A1/fr
Application granted granted Critical
Publication of FR2559612B1 publication Critical patent/FR2559612B1/fr
Expired legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C22METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22BPRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
    • C22B60/00Obtaining metals of atomic number 87 or higher, i.e. radioactive metals
    • C22B60/02Obtaining thorium, uranium, or other actinides
    • C22B60/0204Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium
    • C22B60/0217Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes
    • C22B60/0221Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes by leaching
    • C22B60/0226Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes by leaching using acidic solutions or liquors
    • C22B60/0239Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes by leaching using acidic solutions or liquors nitric acid containing ion as active agent
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C22METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22BPRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
    • C22B60/00Obtaining metals of atomic number 87 or higher, i.e. radioactive metals
    • C22B60/02Obtaining thorium, uranium, or other actinides
    • C22B60/0291Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining thorium
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C22METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22BPRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
    • C22B60/00Obtaining metals of atomic number 87 or higher, i.e. radioactive metals
    • C22B60/02Obtaining thorium, uranium, or other actinides
    • C22B60/0295Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining other actinides except plutonium
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C22METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22BPRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
    • C22B60/00Obtaining metals of atomic number 87 or higher, i.e. radioactive metals
    • C22B60/02Obtaining thorium, uranium, or other actinides
    • C22B60/04Obtaining plutonium
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements 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
    • G21C19/42Reprocessing of irradiated fuel
    • G21C19/44Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
    • G21C19/46Aqueous processes, e.g. by using organic extraction means, including the regeneration of these means
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02WCLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
    • Y02W30/00Technologies for solid waste management
    • Y02W30/50Reuse, 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)
  • Materials Engineering (AREA)
  • Environmental & Geological Engineering (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Geology (AREA)
  • Manufacturing & Machinery (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
  • Extraction Or Liquid Replacement (AREA)
  • Feeding And Controlling Fuel (AREA)

Abstract

L'INVENTION CONCERNE LE TRAITEMENT DU COMBUSTIBLE NUCLEAIRE IRRADIE POUR SEPARER L'URANIUM, LE PLUTONIUM, D'AUTRES ACTINIDES SUPERIEURS ET DES PRODUITS DE FISSION. ON TRAITE A L'ACIDE NITRIQUE POUR DISSOUDRE, PUIS L'ON FAIT UNE EXTRACTION PAR SOLVANT, UN CONTRE-LAVAGE, UNE REDUCTION DU PLUTONIUM TETRA- ET HEXA- VALENT EN LA FORME TRIVALENTE, PUIS UNE SECONDE EXTRACTION AU SOLVANT DANS LAQUELLE LE PLUTONIUM TRIVALENT RESTE EN PHASE AQUEUSE PENDANT QUE L'URANIUM PASSE DANS LA PHASE DU SOLVANT; ON EFFECTUE UNE REDUCTION A L'HYDRAZINE AVEC OU SANS NITRATE D'URANIUM TETRAVALENT, AVEC CATALYSE PAR DU TECHNETIUM SOUS FORME TETRAVALENTE AVEC OU SANS TECHNETIUM SOUS UN OU PLUSIEURS DEGRES SUPERIEURS DE VALENCE. LE TECHNETIUM PEUT RESULTER D'UNE IRRADIATION OU ETRE AJOUTE SOUS FORME COMBINEE. APPLICATION : RECUPERATION ET REGENERATION D'ELEMENTS DE COMBUSTIBLE NUCLEAIRE.

Description

La présente invention concerne le traitement du com-
bustible nucléaire irradié, afin d'effectuer une séparation de
l'uranium d'avec le plutonium et d'autres actinides supérie,.:.
produits par l'irradiation, et d'avec les produits de fission résultant de l'irradiation.
Le procédé consiste en gros en les étapes suivantes.
Tout d'abord, le combustible irradié est dissous dans de l'acide nitrique. Puis l'on soumet le liquide obtenu par
cette dissolution à une extraction par du solvant, en uti-
lisant du phosphate de tributyle dans du kérosène inodore, ce qui pexmet d'extraire l'uranium ainsi que le plutonium et un peu de technétium,mais laisse dans le raffinat aqueux la majeure partie des autres produits de fission et les actinides supérieurs. Puis l'on soumet la phase obtenue à l'aide du solvant à un contre-lavage d'extraction et on ajoute un réducteur pour réduire le plutonium à l'état trivalent, die orte que, quand on effectue une seconde extraction en utilisant le même solvant, l'uranium passe dans la phase du solvant cependant que le plutonium reste dans le raffinat aqueux. On a ainsi effectué une séparation primaire. Quand le combustible nucléaire est un combustible formé par ou
coruportant un ou des oxydes, il faut réaliser quelques opé-
rat-onS préliminaires de dissolution, mais, par ailleurs,
le procédé est le weme.
La présente invention concerne l'étape de réduction citée dans le paragraphe précedent, et un objet de l'invention consiste à diminuer l'exigence de l'appel à des ions de
métaux -trangers comme agents réduicteurs.
Selon 1.iuventionr dans le procédé pour traiter du combus.ible nucl&atre irradié en vue d'effectuer la séparation te 1'uraniumi, du plutonium, d'autres actinides supérieurs
et des t.ro)duits de fission, procédé dans lequel après traite-
mrient pn-e l'acide nitrique et extraction à l'aide de phosphate de tr kutyln dans du kérosène dissolvant inodore, on soumet t la phase de solvant à contre-lavage d'extraction et l'on r-duit!e plutionium têtravalent et le plutonium hexavalent en la forme trivalente qui, lors d'une seconde étape d'extraction par du solvant, demeure dans le raffinat aqueux pendant que l'uranium passe dans la phase du solvant, on effectue l'étape de réduction à l'aide d'hydrazine, avec ou sans nitrate d'uranium tétravalent, avec catalyse par du technétium sous forme tétravalente, avec ou sans présence de technétium sous un ou plusieurs degrés supérieurs
de valence.
Le technétium peut être présent dans le système en raison de sa production pendant l'irradiation du combustible nucléaire dans un réacteur nucléaire, et ce technétium est
alors transformé en pertechnétate pendant l'étape de disso-
lution dans l'acide nitrique. Sinon, on peut introduire en un endroit convenable, dans le cycle de traitement, du technétium -sous forme combinée, par exemple sous forme
de nitrate et/ou de pertechnétate.
On suppose que lorsqu'on ajoute le technétium, sous forme tétravalente, à une solution contenant du plutonium
sous forme tétravalente, il se produit les réactions sui-
vantes: -
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)
la dernière réaction (8) constituant l'étape de terminaison.
La réduction de Pu(IV) par l'hydrazine est une réaction très lente à la température ambiante. En présence de Tc(IV) et de technétium présent en d'autres faibles degrés de
valence, la réaction devient rapide aux températures am-
biantes. On pense que la mécanique du système technétium/
acide nitrique/hydrazine forme une réaction dont le déroule-
ment implique quatre phases. La première phase est une étape d'amorçage dans laquelle le Tc(VII) éventuellement présent est très lentement réduit par l'hydrazine en Tc(VI)
ou Tc(V), qui se réduisent rapidement à leur tour en Tc(IV).
Tc(VII) peut aussi être rapidement réduit par U(IV). Une fois produite une trace de Tc(IV), commence la seconde phase, phase d'induction, au cours de laquelle Tc(IV) subit rapidement avec Tc(VII) une dismutation pour donner Tc(V) et Tc(VI). Cela constitue la principale réaction de réduction de Tc(VII). La phase suivante est une réaction rapide qui ne commence que lorsque Tc(VII) a été sensiblement réduit en Tc(IV). La phase finale est une terminaison, au cours de laquelle Tc(VI) et éventuellement Tc(V) est ou sont oxydés
en Tc(VII).
Les réactions ci-dessus peuvent être représentées
schléiiatiquement. C'est ce que montrent les dessins d'accom-
pagnement, sur lesquels: la figure 1 illustre le système technétium/plutonium/ hydrazine/acide nitrique, et la figure 2 montre la réduction, catalysée par le technneiuni, de ?u- L")_ ur la >figure 1, l'eindice de référence 1 désigne la partie de la réaction d'induction ou d'amorçage, au cours de!aquelle Tc(Vl!) est très lentement réduit par l'hydrazine en Tc(VI); 2 indique la partie formant réaction rapide de réduction de Tc(VI) en Tc(IV) par l'hydrazine, 2 + 5 indiqtue la réaccion rapide de réduction de Tc(VI) et de TC!) en Tc(IV)9 indique la réaction rapide de Tc(VI) en Tc(IV) en présence de l'ion nitrate; 3 désigne la réaction de dismutation trYs rapide de Tc(IV) et de Tc(VII) pour donner Tc(V) et Tc(VI), et 4 indique la réaction lente de Tc(IV) avec 1'iob nitrate pour produire Tc(VI). 6 et 7 les réactions de terminaison par oxydation lente, en présence de l'ion NO3, de Tc(VI), et éventuellement aussi de Tc(V) en 'Tc(VII); 8 indique la réaction très rapide de terminaison (le Tc(VI) avec Pu(IV) pour donner Tc(VII) et Pu(III), et e: 10 (-oit figure 2) correspondent aux équations indiquées 3M ci-duessaI
:1. a: trouvé que l'on obtient les meilleurs résul-
t:4ts a-tu Hfl. de molarité comprise entre 1,1 et 2,2M,la vitcss. dts: réduction diminuant pour de plus faibles airtis. La raction se déroule de façon satisfaisante a:-C i;!_con notz ue lègére augmentation de la vitesse d? -Ocl.on cud oan utilise les températures comprises -ntr- 21 et 359. La vitesse die réduction augmente également f559612 quand augmente la concentration de l'hydrazine, et cette vitesse est satisfaisante à partir d'une molarité minimale de 0,12M. L'augmentation de la concentration de Pu(IV), pour faire passer cette concentration de 1,0 à 3, lg par litre entraîne une diminution de la vitesse de réduction,
en termes de pourcentage.
Il va de soi que, sans sortir du cadre de l'invention, de nombreuses modifications peuvent être apportées au
procédé décrit et représenté.

Claims (4)

REVENDICATIONS
1. Procédé pour traiter du combustible nucléaire irradié en vue d'effectuer la séparation de l'uranium, du plutonium, d'autres actinides supérieurs et de produits de fission, dans lequel, après traitement par l'acide nitrique et extraction par du phosphate de tributyle dans du kérosène inodore comme solvant, on soumet la phase de solvant à contrelavage d'extraction et l'on réduit le plutonium tétravalent et le plutonium hexavalent en la forme trivalente qui, lors d'une seconde étape d'extraction par du solvant, reste dans le raffinat aqueux cependant
que l'uranium passe dans la phase du solvant, procédé carac-
térisé en ce qu'on effectue l'étape de réduction à l'aide d'hydrazine, avec ou sans présence de nitrate d'uranium tétravalent, et avec catalyse par du technétium sous forme tétravalente, avec ou sans présence de technétium sous
un ou plusieurs degrés supérieurs de valence.
2. Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que le technétium est présent dans le système du 2 fait de sa production pendant l'irradiation du combustible
nucléaire dans un réacteur nucléaire.
3. Procédé Selon la revendication 1, caractérisé
enc e qu'on ajoute pendant le cycle de traitement le techné-
tium sous forme combinée.
4. Procédé selon la revendication 3, caractérisé en ce que le technétium sous forme combinée est constitué par le nitrate de technétium ou du pertechnétate ou bien
par du nitrate et du pertechnétate.
FR8501966A 1984-02-13 1985-02-12 Procede de traitement de combustible nucleaire irradie, pour separer l'uranium du plutonium Expired FR2559612B1 (fr)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
GB8403724A GB8403724D0 (en) 1984-02-13 1984-02-13 Treating nuclear fuel

Publications (2)

Publication Number Publication Date
FR2559612A1 true FR2559612A1 (fr) 1985-08-16
FR2559612B1 FR2559612B1 (fr) 1988-10-07

Family

ID=10556502

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
FR8501966A Expired FR2559612B1 (fr) 1984-02-13 1985-02-12 Procede de traitement de combustible nucleaire irradie, pour separer l'uranium du plutonium

Country Status (7)

Country Link
US (1) US4656011A (fr)
JP (1) JPS60187897A (fr)
BE (1) BE901721A (fr)
DE (1) DE3504743A1 (fr)
FR (1) FR2559612B1 (fr)
GB (2) GB8403724D0 (fr)
IT (1) IT1182439B (fr)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0270453A1 (fr) * 1986-12-03 1988-06-08 Commissariat A L'energie Atomique Procédé pour séparer le technetium présent dans un solvant organique avec du zirconium et au moins un autre métal tel que l'uranium ou le plutonium, utilisable notamment pour le retraitement des combustibles nucléaires irradiés
FR2628879A1 (fr) * 1988-03-18 1989-09-22 Wiederaufarbeitung Von Kernbre Procede et dispositif pour l'extraction d'uranium, de plutonium ainsi que de produits de fission
FR2640888A1 (fr) * 1988-12-24 1990-06-29 Kernforschungsz Karlsruhe
FR2717001A1 (fr) * 1994-03-04 1995-09-08 Japan Atomic Energy Res Inst Procédé de décontamination du technétium dans le retraitement d'un combustible nucléaire épuisé.

Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3718338A1 (de) * 1987-06-01 1989-01-05 Karlsruhe Wiederaufarbeit Verfahren und vorrichtung zur loesungsmittelwaesche bei der wiederaufarbeitung von bestrahlten kernbrennstoffen
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
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

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2212611A1 (fr) * 1972-12-28 1974-07-26 Commissariat Energie Atomique
FR2288377A1 (fr) * 1974-10-18 1976-05-14 Kernforschung Gmbh Ges Fuer Procede pour augmenter la duree de vie des agents d'extraction employes pour la regeneration de combustible nucleaire ou de matiere fertile consommes
US4229421A (en) * 1977-09-16 1980-10-21 British Nuclear Fuels Limited Purification of plutonium

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE635254A (fr) * 1962-08-17 1900-01-01
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
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

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2212611A1 (fr) * 1972-12-28 1974-07-26 Commissariat Energie Atomique
FR2288377A1 (fr) * 1974-10-18 1976-05-14 Kernforschung Gmbh Ges Fuer Procede pour augmenter la duree de vie des agents d'extraction employes pour la regeneration de combustible nucleaire ou de matiere fertile consommes
US4229421A (en) * 1977-09-16 1980-10-21 British Nuclear Fuels Limited Purification of plutonium

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0270453A1 (fr) * 1986-12-03 1988-06-08 Commissariat A L'energie Atomique Procédé pour séparer le technetium présent dans un solvant organique avec du zirconium et au moins un autre métal tel que l'uranium ou le plutonium, utilisable notamment pour le retraitement des combustibles nucléaires irradiés
FR2607823A1 (fr) * 1986-12-03 1988-06-10 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
FR2628879A1 (fr) * 1988-03-18 1989-09-22 Wiederaufarbeitung Von Kernbre Procede et dispositif pour l'extraction d'uranium, de plutonium ainsi que de produits de fission
FR2640888A1 (fr) * 1988-12-24 1990-06-29 Kernforschungsz Karlsruhe
FR2717001A1 (fr) * 1994-03-04 1995-09-08 Japan Atomic Energy Res Inst Procédé de décontamination du technétium dans le retraitement d'un combustible nucléaire épuisé.

Also Published As

Publication number Publication date
JPH0518076B2 (fr) 1993-03-10
GB2154048A (en) 1985-08-29
IT1182439B (it) 1987-10-05
FR2559612B1 (fr) 1988-10-07
GB8403724D0 (en) 1984-03-14
BE901721A (fr) 1985-05-29
US4656011A (en) 1987-04-07
IT8567148A1 (it) 1986-08-13
JPS60187897A (ja) 1985-09-25
DE3504743A1 (de) 1985-09-26
GB8501857D0 (en) 1985-03-27
IT8567148A0 (it) 1985-02-13
GB2154048B (en) 1987-11-25

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP5802660B2 (ja) 使用済み核燃料の改善された処理方法
KR101386696B1 (ko) 사용후 핵연료 재처리 및 우라늄-플루토늄 혼합 산화물 제조 방법
FR2559612A1 (fr) Procede de traitement de combustible nucleaire irradie, pour separer l'uranium du plutonium
FR2907346A1 (fr) Separation groupee des actinides a partir d'une phase aqueuse fortement acide, utilisant un extractant solvatant en milieu relargant.
US4528165A (en) Separation of uranium from technetium in recovery of spent nuclear fuel
US6093375A (en) Nuclear fuel reprocessing
US4318893A (en) Process for the separation of americium from curium contained in an aqueous nitric solution
EP0014629A1 (fr) Procédé de récupération de ruthénium présent dans une solution aqueuse nitrique et application de ce procédé à une solution nitrique obtenue par dissolution d'éléments combustibles irradiés
US3359079A (en) Process for the stripping of actinides contained in organic solvents with nitrous acid
US3276850A (en) Method of selectively reducing plutonium values
RU2727140C1 (ru) Способ экстракционной переработки облученного ядерного топлива
WO2003038836A2 (fr) Procede permettant de controler des etats de valence
JPS6034502B2 (ja) プルトニウムの還元方法
US2950166A (en) Method for separation of plutonium from uranium and fission products by solvent extraction
RU2642851C2 (ru) Способ выделения и разделения плутония и нептуния
Flanary et al. Hot-cell studies of aqueous dissolution processes for irradiated carbide reactor fuels
Tsujino et al. Reduction Stripping of Plutonium Loaded on TBP with Addition of Nitrous Acid
EP0251399A1 (fr) Procédé de séparation ou de récupération de plutonium et plutonium ainsi obtenu
FR2739216A1 (fr) Procede de traitement de combustibles et/ou de cibles nucleaires a base d'aluminium metallique par des solutions d'hydroxyde de tetramethylammonium
JP2002516810A (ja) 核燃料再処理
US2926067A (en) Concentration of pu using an iodate precipitate
RU2490735C2 (ru) Способ подготовки растворов переработки оят, содержащих комплексообразующие вещества, для экстракционного извлечения многовалентных актинидов
Mahapatra et al. Development of a simple method for the preparation of reactor-grade zirconium.[Fractional precipitation as pyrophosphate for separation of Hf]
EP4332991A1 (fr) Procédé de désextraction d'uranium(vi) et d'un actinide(iv) d'une solution organique par précipitation oxalique
JPH09311196A (ja) 光化学再処理方法

Legal Events

Date Code Title Description
ST Notification of lapse