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 PDFInfo
- 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
Links
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims abstract description 8
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 11
- WJWSFWHDKPKKES-UHFFFAOYSA-N plutonium uranium Chemical compound [U].[Pu] WJWSFWHDKPKKES-UHFFFAOYSA-N 0.000 title 1
- OAKJQQAXSVQMHS-UHFFFAOYSA-N Hydrazine Chemical compound NN OAKJQQAXSVQMHS-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 19
- 229910052713 technetium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 17
- GKLVYJBZJHMRIY-UHFFFAOYSA-N technetium atom Chemical compound [Tc] GKLVYJBZJHMRIY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 16
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 14
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 14
- 239000002904 solvent Substances 0.000 claims abstract description 10
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 9
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 9
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 7
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 claims abstract description 7
- 229910052768 actinide Inorganic materials 0.000 claims abstract description 5
- 150000001255 actinides Chemical class 0.000 claims abstract description 5
- 230000004992 fission Effects 0.000 claims abstract description 5
- 238000000638 solvent extraction Methods 0.000 claims abstract description 5
- 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 abstract description 3
- 229910002007 uranyl nitrate Inorganic materials 0.000 claims abstract description 3
- 238000006555 catalytic reaction Methods 0.000 claims abstract 2
- 238000000605 extraction Methods 0.000 claims description 7
- 229910002651 NO3 Inorganic materials 0.000 claims description 4
- NHNBFGGVMKEFGY-UHFFFAOYSA-N Nitrate Chemical compound [O-][N+]([O-])=O NHNBFGGVMKEFGY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 238000000926 separation method Methods 0.000 claims description 4
- 239000003350 kerosene Substances 0.000 claims description 3
- 230000009965 odorless effect Effects 0.000 claims description 3
- 229910019142 PO4 Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 2
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 claims description 2
- NBIIXXVUZAFLBC-UHFFFAOYSA-K phosphate Chemical compound [O-]P([O-])([O-])=O NBIIXXVUZAFLBC-UHFFFAOYSA-K 0.000 claims description 2
- 239000010452 phosphate Substances 0.000 claims description 2
- BVEZKEOHHWKHEH-UHFFFAOYSA-N [N+](=O)([O-])[O-].[Tc+4].[N+](=O)([O-])[O-].[N+](=O)([O-])[O-].[N+](=O)([O-])[O-] Chemical compound [N+](=O)([O-])[O-].[Tc+4].[N+](=O)([O-])[O-].[N+](=O)([O-])[O-].[N+](=O)([O-])[O-] BVEZKEOHHWKHEH-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 1
- 238000011001 backwashing Methods 0.000 claims 1
- 239000008346 aqueous phase Substances 0.000 abstract 1
- 239000012071 phase Substances 0.000 abstract 1
- 238000011084 recovery Methods 0.000 abstract 1
- 230000008929 regeneration Effects 0.000 abstract 1
- 238000011069 regeneration method Methods 0.000 abstract 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 14
- 238000006722 reduction reaction Methods 0.000 description 9
- 239000003638 chemical reducing agent Substances 0.000 description 2
- 238000007323 disproportionation reaction Methods 0.000 description 2
- 238000004090 dissolution Methods 0.000 description 2
- 230000006698 induction Effects 0.000 description 2
- -1 NO3 ion Chemical class 0.000 description 1
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 description 1
- 238000010494 dissociation reaction Methods 0.000 description 1
- 230000005593 dissociations Effects 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 230000000977 initiatory effect Effects 0.000 description 1
- 150000002500 ions Chemical class 0.000 description 1
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 description 1
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 description 1
- 230000037452 priming Effects 0.000 description 1
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 150000003495 technetium Chemical class 0.000 description 1
- STCOOQWBFONSKY-UHFFFAOYSA-N tributyl phosphate Chemical compound CCCCOP(=O)(OCCCC)OCCCC STCOOQWBFONSKY-UHFFFAOYSA-N 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)
- Materials Engineering (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Environmental & Geological Engineering (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)
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.
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)
| 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)
| 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 |
| DE4110128A1 (de) * | 1990-04-09 | 1991-11-07 | Westinghouse Electric Corp | Dekontamination von radioaktiv verseuchten metallen |
| US5183541A (en) * | 1990-04-09 | 1993-02-02 | Westinghouse Electric Corp. | Decontamination of radioactive metals |
| 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)
| 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)
| 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 |
-
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 FR FR8501966A patent/FR2559612B1/fr not_active Expired
- 1985-02-12 DE DE19853504743 patent/DE3504743A1/de not_active Withdrawn
- 1985-02-12 BE BE0/214509A patent/BE901721A/fr unknown
- 1985-02-13 IT IT6714885A patent/IT1182439B/it active
- 1985-02-13 JP JP60026148A patent/JPS60187897A/ja active Granted
Patent Citations (3)
| 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)
| 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 |
|---|---|
| JPS60187897A (ja) | 1985-09-25 |
| JPH0518076B2 (fr) | 1993-03-10 |
| DE3504743A1 (de) | 1985-09-26 |
| US4656011A (en) | 1987-04-07 |
| GB8403724D0 (en) | 1984-03-14 |
| GB2154048B (en) | 1987-11-25 |
| IT1182439B (it) | 1987-10-05 |
| IT8567148A0 (it) | 1985-02-13 |
| IT8567148A1 (it) | 1986-08-13 |
| GB8501857D0 (en) | 1985-03-27 |
| FR2559612B1 (fr) | 1988-10-07 |
| BE901721A (fr) | 1985-05-29 |
| GB2154048A (en) | 1985-08-29 |
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 | |
| US2951740A (en) | Processing of neutron-irradiated uranium | |
| RU2727140C1 (ru) | Способ экстракционной переработки облученного ядерного топлива | |
| EP1454326A2 (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 | |
| JP2024035832A (ja) | シュウ酸沈殿法により有機溶液からウラン（ｖｉ）及びアクチニド（ｉｖ）をストリッピングする方法 | |
| 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] | |
| JPH09311196A (ja) | 光化学再処理方法 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| ST | Notification of lapse |