FR2640888A1 - - Google Patents
Download PDFInfo
- Publication number
- FR2640888A1 FR2640888A1 FR8915416A FR8915416A FR2640888A1 FR 2640888 A1 FR2640888 A1 FR 2640888A1 FR 8915416 A FR8915416 A FR 8915416A FR 8915416 A FR8915416 A FR 8915416A FR 2640888 A1 FR2640888 A1 FR 2640888A1
- Authority
- FR
- France
- Prior art keywords
- plutonium
- uranium
- organic phase
- organic
- extraction
- 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
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
- C22B60/0252—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes treatment or purification of solutions or of liquors or of slurries
- C22B60/026—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes treatment or purification of solutions or of liquors or of slurries liquid-liquid extraction with or without dissolution in organic solvents
-
- 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
-
- 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
-
- 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
- Y02P—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES IN THE PRODUCTION OR PROCESSING OF GOODS
- Y02P10/00—Technologies related to metal processing
- Y02P10/20—Recycling
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- General Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Environmental & Geological Engineering (AREA)
- Geology (AREA)
- Manufacturing & Machinery (AREA)
- Materials Engineering (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Metallurgy (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Extraction Or Liquid Replacement (AREA)
Abstract
Procédé pour la séparation sélective de l'uranium et du plutonium, à partir d'une solution aqueuse d'acide nitrique contenant des ions Pu IV et UO2 **2**+, dans lequel la solution aqueuse est mise en contact avec un agent d'extraction organique et le plutonium IV et l'uranium sont extraits dans la phase organique, le plutonium étant ensuite réextrait de la phase organique, avec réduction du Pu IV en Pu III par addition d'un réducteur, tandis que l'uranium reste dans la phase organique, et l'agent d'extraction organique ainsi que le réducteur étant recyclés, procédé caractérisé en ce que l'on ajoute, en tant que réducteur, de la diéthylthiourée à l'agent d'extraction organique et l'on effectue l'extraction et la réextraction en une seule étape du processus.
Description
"Procédé pour la séparation sélective de l'uranium et du plutonium"
L'invention concerne un procédé pour la séparation sélective de l'uranium et du plutonium, à partir d'une solution aqueuse d'acide nitrique contenant des ions Pu(IV) et U022+, dans lequel la solution aqueuse est mise en contact avec un agent d'extraction organique et le plutonium (IV) et l'uranium sont extraits dans la phase organique, le plutonium étant ensuite ré-extrait de la phase organique, avec réduction du Pu(IV) en Pu(III) par addition d'un réducteur, tandis que l'uranium reste dans la phase organique, et l'agent d'extraction
organique ainsi que le réducteur étant recyclés.
Un tel procédé comprend des étapes du
procédé PUREX connu.
Dans le procédé PUREX, on utilise habi-
tuellement comme agent d'extraction une solution de phosphate de tributyle à 30% en volume dans du
kérosène.
En tant que réducteur, on a initialement utilisé le sulfamate de fer ou le nitrate d'hydroxylammonium. Ces réducteurs présentent toutefois l'inconvénient de ne pas être recyclables et de devoir par suite être éliminés en tant que déchets radioactifs. Pour cette-raison, actuellement on utilise en général l'uranium (IV) pour la réduction du
plutonium (IV) en plutonium (III).
Dans les conditions du procédé PUREX, le plutonium (III) n'est pas stable et s'oxyde aisément
en Pu(IV) ou Pu(VI).
Etant donné que seul Pu(III) est insoluble dans l'agent d'extraction organique, tandis que Pu(IV) et Pu(VI) ne le sont pas, lors de la réextraction du plutonium qui passe de la phase organique dans la phase aqueuse, on ajoute généralement un agent de stabilisation pour le plutonium (III), car sinon le plutonium ne peut être qu'insuffisamment séparé de
l'uranium qui reste dans la phase organique.
Comme agent de stabilisation, on utilise l'hydrazine. Cependant, en raison de sa tendance à se décomposer de façon explosive à forte concentration, l'hydrazine présente un risque pour la sécurité pour le processus de retraitement et, en particulier, pour
le stockage.
En outre, en présence d'acide nitreux, l'hydrazine peut se convertir en acide azothydrique selon la réaction:
N2H4 + HN02-> HN3 + 2H20
Lorsqu'ils sont chauffés, l'acide azothy-
drique et un grand nombre de ses sels de métaux lourds se décomposent de façon explosive, avec un important
dégagement de chaleur.
D'après DE-A-33 45 199, on connaît un procédé pour la réextraction réductive du plutonium par lequel on fait passer une solution organique de
retraitement dans une solution aqueuse d'acide nitri-
que, avec utilisation d'un courant d'électrolyse; conformément à ce procédé, le plutonium (IV) est réduit électrochimiquement en plutonium (III) sans que la solution - aqueuse contienne un - agent de stabilisation pour le plutonium (III), comme par exemple l'hydrazine. Cependant, l'appareil de séparation de phases doit avoir à cet effet la configuration d'une cellule électrolytique, óe qui entraîne un coût d'appareillage accru pour la mise en oeuvre du procédé. En outre, l'uranium et le plutonium doivent auparavant être transférés dans la phase
organique.
D'après EP-A- 0 224 277, on connaît en outre un procédé pour la séparation sélective du plutonium et de l'uranium, à partir d'une solution aqueuse contenant des ions Pu4+ et UO22+, par lequel les deux produits de fission sont séparés l'un de l'autre sous forme de complexes anioniques sulfatés, à l'aide d'agents tensioactifs cationiques. A cette fin, on met à profit les propriétés de complexation distinctes du
plutonium (III) et du plutonium (IV).
Pour la réduction du plutonium (IV) en
plutonium (III), on a proposé le sulfate de fer (II).
Un inconvénient de ce procédé est lié au fait que les agents tensioactifs cationiques créent des problèmes pour leur élimination ultérieure, car ils rendent plus difficile le conditionnement de solutions de déchets en produits de cimentation solides. Le but de l'invention est de proposer un procédé simplifié pour la séparation sélective de l'uranium et du plutonium à partir d'une solution Pu(IV)/UO22+, dans lequel l'addition d'hydrazine, en tant qu'agent de stabilisation pour le plutonium (III), soit inutile. En outre, ce procédé doit pouvoir être mis en oeuvre avec les dispositifs usuels de séparation de phases, et ne pas nécessiter l'utilisation d'un courant d'électrolyse. Des substances empêchant la cimentation, lors de leur
élimination ultérieure, ne doivent pas être utilisées.
Ce but est atteint selon l'invention'par un procédé du type susmentionné, caractérisé en ce que l'on ajoute, en tant que réducteur, de la diéthylthiourée à l'agent d'extraction organique, et l'on effectue l'extraction et la réextraction en une
seule étape du processus.
Des modes de réalisation avantageux du procédé selon l'invention sont caractérisé en ce que le rapport de la concentration molaire de la diéthylthiourée dans l'agent d'extraction à la concentration molaire du plutonium dans la solution de départ se situe dans la plage comprise entre 1:1 et 2:1; en ce que le volume de l'agent d'extraction correspond au volume de la solution de départ; en ce que l'uranium est extrait de la phase organique à l'aide d'acide nitrique 0,05 à 0,1 M, et la phase organique exempte d'uranium est recyclée; en ce que des traces de diéthylthiourée, sont extraites de la phase aqueuse contenant du plutonium, à l'aide d'un solvant approprié, le chloroforme de préférence; et en ce que la diéthylthiourée et le solvant sont recyclés
après leur séparation.
Selon l'invention, on ajoute de la N,N'-
diéthylthiourée (DETU) solide à l'agent d'extraction, par exemple une solution de phosphate de tributyle à % en volume dans du kérosène, et on dissout la DETU par agitation. La solubilité de la DETU dans le TBP/kérosène est supérieure à 600g/1. Cependant, il n'est nécessaire d'utiliser la DETU qu'à une concentration d'environ 1 à 10 g par litre. On choisit de préférence la concentration en DETU de manière que
le rapport DETU: Pu soit dans la plage de 1:1 à 2:1.
La phase organique préparée de cette façon est mise en contact avec la solution aqueuse qui contient de l'uranium et du plutonium tétravalent. Le plutonium tétravalent est alors réduit en plutonium trivalent et maintenu en solution à ce degré d'oxydation ou, - s'il est déjà passé dans la phase organique - est mis en solution dans la phase aqueuse sous forme de Pu(III), tandis que l'uranium passe dans la phase organique, sous forme de nitrate d'uranyle
hexavalent.
On sépare de façon usuelle les phases l'une de l'autre. En raison de sa plus faible solubilité
dans l'eau, la DETU suit le courant organique.
La phase aqueuse, qui contient le plutonium (III) et une faible quantité (d'environ 1%) de DETU, peut être débarrassée des traces du réducteur (DETU) par extraction avec un solvant approprié, par exemple avec du chloroforme. On peut séparer la DETU et le chloroforme dans une étape de purification, de sorte
que ces deux substances peuvent être recyclées.
On peut séparer l'uranium de la phase organique qui contient l'uranium et l'agent d'extraction avec la fraction principale de la DETU, par lavage avec de l'acide nitrique 0,05 à 0,1 M; par suite, l'uranium se trouve purement dans la solution d'acide nitrique et on peut réutiliser la phase organique. Le réducteur monomère réduit se reforme à partir de la forme dimère oxydée de la DETU lors du lavage avec de l'acide nitrique et/ou lors du contact
avec une nouvelle solution de départ.
Le procédé selon l'invention permet de séparer de l'uranium, plus de 99% du plutonium
initialement présent.
Un avantage essentiel de la DETU réside dans le fait que le Pu(III) est stabilisé. Pour un rapport DETU: Pu de 1:1, il subsiste encore du plutonium sous la forme trivalente au bout de 6 jours; pour un rapport DETU: Pu de 1:2, le plutonium (III) est encore stabilisé pendant un jour. Selon l'invention, la DETU fait par conséquent non seulement office de réducteur, mais également d'agent de stabilisation très efficace pour le plutonium (III); celui-ci peut en outre être très
aisément reconverti en sa forme réduite initiale.
Lors de la mise en oeuvre de l'étape d'extraction conforme à l'invention, il n'est par suite pas nécessaire de tenir compte de quelconques
limitations d'ordre chronologique.
La DETU dimère oxydée est rapidement et totalement réduite en sa forme monomère par l'acide nitreux ou les gaz nitreux, qui, dans une unité de retraitement, se forment toujours à partir de l'acide
nitrique, sous l'effet du rayonnement.
La présente invention sera illustrée plus en
détail à l'aide de l'exemple descriptif et non limita-
tif ci-après.
Exemple
Comme solution de départ, on a utilisé une solution d'acide nitrique 3M, dans laquelle étaient dissous, dans un premier essai, 50 g d'uranium par litre et 2 mg de plutonium par litre, et dans un autre essai, 50 g d'uranium par litre et 1 g de plutonium
par litre.
On a dissous de la diéthylthiourée solide dans un mélange de TBP à 30% en volume dans du kérosène. Dans les deux essais, la concentration molaire de la DETU correspondait à la concentration
molaire du plutonium dans la solution de départ.
Dans chaque cas, on a mélangé vigoureusement pendant 5 minutes 5 ml de la solution aqueuse de départ et de la solution organique de DETU/TBP. On a
ensuite séparé les deux phases.
Dans les deux essais, la phase aqueuse contenait plus de 99% du plutonium mis en oeuvre. Elle contenait en outre environ 1% de la DETU initialement utilisée, qui a pu être aisément éliminée par lavage
de la phase aqueuse avec du chloroforme.
Il est recommandé de ne séparer la DETU que peu avant le traitement du plutonium, car celle-ci
stabilise le plutonium trivalent.
Pour la séparation de l'uranium, on a lavé avec de l'acide nitrique environ 0,1 M la phase organique contenant de l'uranium dissous dans un mélange DETU/TBP/kérosène. On a ensuite pu recycler la
phase organique sans autre étape de traitement.
Claims (4)
1- Procédé pour la séparation sélective de l'uranium et du plutonium, à partir d'une solution aqueuse d'acide nitrique contenant des ions Pu(IV) et UO22+, dans lequel la solution aqueuse est mise en contact avec un agent d'extraction organique et le plutonium (IV) et l'uranium sont extraits dans la phase organique, le plutonium étant ensuite réextrait de la phase organique, avec réduction du Pu(IV) en Pu(III) par addition d'un réducteur, tandis que l'uranium reste dans la phase organique, et l'agent d'extraction organique ainsi que le réducteur étant recyclés, procédé caractérisé en ce que l'on ajoute, en tant que réducteur, de la diéthylthiourée à l'agent d'extraction organique et l'on effectue l'extraction
et la réextraction en une seule étape du processus.
2- Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que le rapport de la concentration molaire de la diéthylthiourée dans l'agent d'extraction à la concentration molaire du plutonium dans la solution de départ se situe dans la plage
comprise entre 1:1 et 2:1.
3- Procédé selon l'une quelconque des revendication 1 et 2, caractérisé en ce que le volume de l'agent d'extraction correspond au volume de la
solution de départ.
4- Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que l'uranium est extrait de la phase organique à l'aide d'acide nitrique 0,05 à 0,1 M, et la phase organique exempte d'uranium est recyclée. - Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que des traces de diéthylthiourée, sont extraites de la phase aqueuse contenant du plutonium, à l'aide d'un solvant approprié, le chloroforme de préférence, et en ce que la diéthylthiourée et le solvant sont recyclés après leur séparation. 6Utilisation de la diéthylthiourée pour la stabilisation du plutonium trivalent en solution aqueuse.
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE19883843887 DE3843887C1 (fr) | 1988-12-24 | 1988-12-24 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| FR2640888A1 true FR2640888A1 (fr) | 1990-06-29 |
| FR2640888B1 FR2640888B1 (fr) | 1993-08-27 |
Family
ID=6370257
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| FR8915416A Expired - Fee Related FR2640888B1 (fr) | 1988-12-24 | 1989-11-23 |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| DE (1) | DE3843887C1 (fr) |
| FR (1) | FR2640888B1 (fr) |
| GB (1) | GB2227013B (fr) |
Citations (12)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB805302A (en) * | 1947-05-19 | 1958-12-03 | Atomic Energy Authority Uk | Separation of plutonium |
| DE1929512A1 (de) * | 1968-06-18 | 1970-03-05 | Gen Electric | Aufarbeitungssystem fuer bestrahlten Kernbrennstoff |
| US3560169A (en) * | 1967-04-21 | 1971-02-02 | Atomenergi Ab | Manner of processing plutonium-containing uranium fuel from nuclear reactors |
| DE2048527A1 (de) * | 1969-10-03 | 1971-04-15 | Commissariat Energie Atomique | Verfahren zur Trennung von Neptunium und Plutonium |
| US3980750A (en) * | 1972-12-28 | 1976-09-14 | Commissariat A L'energie Atomique | Method of selective stripping of plutonium from an organic solvent containing plutonium and in some cases uranium by reduction of said plutonium |
| US3981961A (en) * | 1972-12-28 | 1976-09-21 | Commissariat A L'energie Atomique | Method of selective stripping of plutonium from organic solvents loaded with plutonium |
| GB2004407A (en) * | 1977-09-16 | 1979-03-28 | British Nuclear Fuels Ltd | Purification of plutonium |
| US4442071A (en) * | 1980-07-24 | 1984-04-10 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh | Extraction of plutonium ions from aqueous sulfuric acid solutions with D2 EHPA or D2 EHPA/TOPO |
| DE3345199A1 (de) * | 1983-12-14 | 1985-06-27 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Verfahren zur reduktiven plutonium-rueckextraktion aus einer organischen wiederaufarbeitungsloesung in eine waessrige, salpetersaure loesung unter anwendung eines elektrolysestromes |
| FR2559612A1 (fr) * | 1984-02-13 | 1985-08-16 | British Nuclear Fuels Plc | Procede de traitement de combustible nucleaire irradie, pour separer l'uranium du plutonium |
| EP0224277A2 (fr) * | 1982-07-02 | 1987-06-03 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh | Procédé de séparation sélective du plutonium par rapport à l'uranium et à d'autres métaux |
| GB2216886A (en) * | 1988-04-08 | 1989-10-18 | British Nuclear Fuels Plc | Stabilisation of an element against oxidation during a solvent extraction process |
-
1988
- 1988-12-24 DE DE19883843887 patent/DE3843887C1/de not_active Expired - Fee Related
-
1989
- 1989-11-23 FR FR8915416A patent/FR2640888B1/fr not_active Expired - Fee Related
- 1989-12-18 GB GB8928528A patent/GB2227013B/en not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (12)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB805302A (en) * | 1947-05-19 | 1958-12-03 | Atomic Energy Authority Uk | Separation of plutonium |
| US3560169A (en) * | 1967-04-21 | 1971-02-02 | Atomenergi Ab | Manner of processing plutonium-containing uranium fuel from nuclear reactors |
| DE1929512A1 (de) * | 1968-06-18 | 1970-03-05 | Gen Electric | Aufarbeitungssystem fuer bestrahlten Kernbrennstoff |
| DE2048527A1 (de) * | 1969-10-03 | 1971-04-15 | Commissariat Energie Atomique | Verfahren zur Trennung von Neptunium und Plutonium |
| US3980750A (en) * | 1972-12-28 | 1976-09-14 | Commissariat A L'energie Atomique | Method of selective stripping of plutonium from an organic solvent containing plutonium and in some cases uranium by reduction of said plutonium |
| US3981961A (en) * | 1972-12-28 | 1976-09-21 | Commissariat A L'energie Atomique | Method of selective stripping of plutonium from organic solvents loaded with plutonium |
| GB2004407A (en) * | 1977-09-16 | 1979-03-28 | British Nuclear Fuels Ltd | Purification of plutonium |
| US4442071A (en) * | 1980-07-24 | 1984-04-10 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh | Extraction of plutonium ions from aqueous sulfuric acid solutions with D2 EHPA or D2 EHPA/TOPO |
| EP0224277A2 (fr) * | 1982-07-02 | 1987-06-03 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh | Procédé de séparation sélective du plutonium par rapport à l'uranium et à d'autres métaux |
| DE3345199A1 (de) * | 1983-12-14 | 1985-06-27 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Verfahren zur reduktiven plutonium-rueckextraktion aus einer organischen wiederaufarbeitungsloesung in eine waessrige, salpetersaure loesung unter anwendung eines elektrolysestromes |
| FR2559612A1 (fr) * | 1984-02-13 | 1985-08-16 | British Nuclear Fuels Plc | Procede de traitement de combustible nucleaire irradie, pour separer l'uranium du plutonium |
| GB2216886A (en) * | 1988-04-08 | 1989-10-18 | British Nuclear Fuels Plc | Stabilisation of an element against oxidation during a solvent extraction process |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| FR2640888B1 (fr) | 1993-08-27 |
| GB2227013B (en) | 1992-08-12 |
| DE3843887C1 (fr) | 1990-06-21 |
| GB2227013A (en) | 1990-07-18 |
| GB8928528D0 (en) | 1990-02-21 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| FR2907346A1 (fr) | Separation groupee des actinides a partir d'une phase aqueuse fortement acide, utilisant un extractant solvatant en milieu relargant. | |
| FR2660789A1 (fr) | Procede de decontamination de metaux radioactifs. | |
| CN107747101B (zh) | 一种不锈钢洗涤废酸的处理方法 | |
| EP0061193A1 (fr) | Procédé de récupération d'acide sulfurique | |
| FR2810679A1 (fr) | Procede d'extraction d'americium, de curium et de lanthanides de solutions acides | |
| US5328616A (en) | Methods and apparatus for treating electroless plating baths | |
| FR2551745A1 (fr) | Procede pour la separation de neptunium se formant a partir d'une phase organique au cours du retraitement de matieres combustibles et/ou fertiles irradiees | |
| EP0548107B1 (fr) | Procede de traitement d'effluents photographiques | |
| US4725413A (en) | Process for selective separations of plutonium from uranium and other metals | |
| FR2640888A1 (fr) | ||
| EP0428309B1 (fr) | Traitement de déchet | |
| 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 | |
| EP0381579A1 (fr) | Procédé d'extraction de l'uranium (VI) et/ou du plutonium (IV) présents dans une solution aqueuse acide au moyen d'un mélange de N,N-dialkylamides, utilisable pour le retraitement de combustibles nucléaires irradiés | |
| EP0517580B1 (fr) | Procédé de purification et de récupération d'acide orthophosphorique par extraction liquide-liquide | |
| FR2643742A1 (fr) | Procede d'enlevement du thorium d'un effluent raffine provenant du traitement de concentres de minerai d'uranium | |
| RU2514947C2 (ru) | Способ реэкстракции плутония из органического раствора трибутилфосфата | |
| FR2599885A1 (fr) | Procede pour enlever une espece radioactive contaminante d'une surface d'un composant solide et pour traiter l'effluent liquide obtenu | |
| RU2410774C2 (ru) | Способ реэкстракции плутония из органического раствора трибутилфосфата | |
| EP0527685B1 (fr) | Procédé pour séparer les actinides des lanthanides par extraction sélective des actinides dans un solvant organique comprenant un propanediamide | |
| FR2817492A1 (fr) | Procede de dissolution des solides formes dans une installation nucleaire | |
| JP2002516809A (ja) | 元素リンからヒ素を除去するための方法 | |
| EP0233121B1 (fr) | Procédé d'élimination du plomb de terres rares | |
| EP0018923B1 (fr) | Procédé de décontamination en ruthénium d'effluents radioactifs liquides | |
| EP0210934B1 (fr) | Procédé de séparation de terres rares et de l'uranium d'un concentré de tétrafluorure d'uranium et de leur valorisation | |
| WO1992011208A1 (fr) | Procede de traitement d'effluents |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| ST | Notification of lapse |