JPH07159589A - 超プルトニウム元素の分離方法 - Google Patents

超プルトニウム元素の分離方法

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JPH07159589A
JPH07159589A JP30497593A JP30497593A JPH07159589A JP H07159589 A JPH07159589 A JP H07159589A JP 30497593 A JP30497593 A JP 30497593A JP 30497593 A JP30497593 A JP 30497593A JP H07159589 A JPH07159589 A JP H07159589A
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separating
superplutonium
reprocessing
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Mamoru Kamoshita
守 鴨志田
Tetsuo Fukazawa
哲生 深沢
Fumio Kawamura
文雄 河村
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Abstract

(57)【要約】 【構成】本分離方法は、分離対象の超プルトニウム元素
の原子価を溶媒抽出しやすいIV価あるいはVI価に調整す
る工程と抽出工程,還元操作を組み入れた逆抽出工程及
び精製工程から成る。アメリシウムはペルオキソ二硫酸
アンモニウムを用いてVI価に調整し、トリブチルリン酸
等による溶媒抽出で分離する。 【効果】超プルトニウム元素を、溶媒抽出等により短半
減期の核分裂生成核種から分離することができ、高レベ
ル廃棄物の管理負担を軽減できる。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【産業上の利用分野】本発明は再処理工場で発生する放
射性廃液から、超プルトニウム元素を分離する方法に関
する。
【0002】
【従来の技術】原子力発電所からの使用済燃料を再処理
した際に発生する廃液中の放射性核種には、アメリシウ
ムやキュリウムといった超プルトニウム元素が含まれ
る。これらはIII 価の原子価が安定であり、その分離方
法として、従来はIII 価の状態のまま分離する方法が検
討されてきた。この時用いられる抽出剤には主として、
特開昭53−24997 号公報に記載されている酸性有機リン
化合物、あるいは特開昭63−208798号公報に記載されて
いるCMPOとよばれる二座配位中性有機リン化合物が
ある。
【0003】
【発明が解決しようとする課題】超プルトニウム元素は
最も安定なIII 価の状態では、硝酸水溶液からの溶媒抽
出では分配比が小さいのに対し、液性を著しく変えるこ
とにより定量的に抽出できることがある。例外として二
座配位中性有機リン化合物を抽出剤として用いた場合
は、硝酸水溶液からIII 価の超プルトニウム元素を抽出
できる。このとき超プルトニウム元素とセシウムやスト
ロンチウム等の核分裂生成核種とは分離できる。ところ
が同族元素の希土類元素とIII 価の超プルトニウム元素
では、錯形成に差異がないため、両者は挙動を共にす
る。
【0004】本発明の目的は環境へ悪影響を及ぼす危険
性が高い、あるいは資源として貴重な超プルトニウム元
素を効率的に分離することにある。
【0005】
【課題を解決するための手段】本発明の特徴は水溶液中
でIII 価の原子価をとる超プルトニウム元素を抽出性の
原子価へ調整する一方、核分裂生成核種を非抽出形態に
保っておくことにより、両者を分離することにある。原
子価調整法としてアメリシウムに関してはペルオキソ二
硫酸アンモニウムを用いる公知の方法がある。従来この
酸化剤を用いてVI価を調整する場合、水素イオン濃度が
0.3 モル/リットルを超えると定量的に酸化できない
とされてきた。本発明に先立ち、発明者等は酸化剤濃度
を高くすることで少なくとも水素イオン濃度が1モル/
リットルまでは定量的酸化が可能であることを発見して
いる。
【0006】
【作用】超プルトニウム元素は、IV価あるいはVI価に調
整することにより種々の抽出剤により硝酸水溶液から溶
媒抽出できる。また、これらの原子価では化学的な挙動
がIII 価と異なるので、溶媒抽出に限らず希土類元素と
の分離が容易である。
【0007】
【実施例】以下、本発明の実施例を説明する。
【0008】(実施例1)使用済燃料中にはウラン及び
プルトニウムといった核燃料物質と核分裂生成核種の他
にネプツニウム,アメリシウム,キュリウム等の超ウラ
ン元素が生成している。超ウラン元素は半減期が極めて
長い上に、アルファ放射体の同位体を含むため長期にわ
たり、環境に対する危険性がある。これらは再処理プロ
セス中では核分裂生成核種と共に高レベルの放射性廃液
に含まれる。現在これら超ウラン元素を他の短半減期の
核分裂生成核種群から分離して、適切に処分することが
検討されている。本発明は高レベル放射性廃液からネプ
ツニウムやアメリシウムをはじめとする超ウラン元素の
分離プロセスとして適用できる。
【0009】一実施例を図1に示した。本プロセスは原
子価調整工程2,溶媒抽出による分離工程3,還元及び
逆抽出工程6,精製工程7からなる。原子価調整工程で
は、再処理で発生した硝酸酸性の放射性廃液にオゾンを
通し、核分裂生成核種を可能なかぎり高い原子価状態に
酸化しておく。この前処理の後、ペルオキソ二硫酸アン
モニウムを添加してアメリシウムをVI価に酸化する。核
分裂生成核種の量が少なく、酸化剤の消費が問題になら
ないような廃液では前処理操作は不要となる。ペルオキ
ソ二硫酸アンモニウムは、熱分解あるいは核分裂生成核
種が触媒的に作用して分解する際に、ヒドロキシラジカ
ル及び硫酸ラジカルを生成し、アメリシウムを酸化す
る。この酸化速度は温度が高いほど大きくなるので、原
子価調整工程では放射性核種の崩壊熱を利用して60℃
以上に保つことが望ましい。この工程ではネプツニウム
と再処理で回収されなかったウラン及びプルトニウムは
VI価となっている。
【0010】分離工程ではトリブチルリン酸を抽出剤と
して用いて溶媒抽出を行う。この抽出剤は再処理で用い
られる抽出剤と同一であり、廃液からアメリシウムをは
じめとするVI価のアクチノイド元素を抽出分離する。VI
価のアメリシウムは本来有機物に対して必ずしも安定で
はないが、原子価調整工程で生じたII価の銀イオン等が
保持酸化剤となるので、還元されない。溶媒抽出後の有
機相は保持酸化剤を含んだ硝酸水溶液でスクラブして、
抽出された核分裂生成核種を除染する。また、劣化した
トリブチルリン酸の溶媒洗浄系8は再処理施設の溶媒洗
浄系と共有することが可能である。
【0011】分離工程の後、亜硝酸等の還元剤を含んだ
逆抽出液(硝酸)5を用いてアメリシウムをV価あるい
はIII 価に、ネプツニウムをV価に還元しながら逆抽出
する。なお過酸化水素をアメリシウムの還元剤として用
いた場合、ネプツニウムはIV価になるので、両者をさら
に分離することが可能である。最終的にアメリシウムを
III 価、ネプツニウムをV価として再度トリブチルリン
酸と接触させて微量のウラン及びプルトニウムを除去す
ることにより精製する。
【0012】本実施例のプロセスによれば、再処理で用
いられるトリブチルリン酸によって長半減期の超ウラン
元素を短半減期の核分裂生成核種から分離でき、高レベ
ル放射性廃棄物の管理負担を軽減できる。
【0013】(実施例2)請求項3を高レベル廃液から
超ウラン元素の分離プロセスとして適用した場合につい
て、図2を用いて説明する。
【0014】酸性有機リン化合物は陽イオン交換機構に
より金属イオンを抽出する。一般には水素イオンと金属
イオンの交換反応である。このため水相の水素イオン濃
度を低減すればIII 価の超ウラン元素及び希土類元素を
抽出できる。例えばジ−2−エチルヘキシルリン酸の場
合、水素イオン濃度を0.1M 程度まで低下させれば定
量的に抽出できる。ところが再処理で発生する3M程度
の水素イオン濃度の高レベル放射性廃液を0.1M まで
低下させた場合、種々の核分裂生成核種及びプルトニウ
ムが沈殿する。一方、IV価及びVI価の超ウラン元素は錯
形成し易いので、水素イオン濃度を低下することなくジ
−2−エチルヘキシルリン酸により抽出できる。本プロ
セスでは以上の性質を利用する。
【0015】本分離プロセスも実施例1と同様に原子価
調整工程2,溶媒抽出による分離工程3,還元及び逆抽
出工程6,精製工程7からなる。原子価調整工程では実
施例1で述べた方法で高レベル放射性廃液中のネプツニ
ウムとアメリシウムをVI価に調整する。分離工程ではジ
−2−エチルヘキシルリン酸溶媒12を用いて、高レベ
ル廃液からVI価の超ウラン元素を抽出分離する。この工
程では水素イオン濃度が高いのでIII 価の希土類元素と
キュリウムは抽出されず、他の核分裂生成核種と挙動を
共にする。この有機相中の超ウラン元素のうちネプツニ
ウムとアメリシウムは、亜硝酸等の還元剤を含んだ逆抽
出液10と接触させることにより、それぞれV価あるい
はIII 価に還元して逆抽出できる。さらに本工程では実
施例1で述べたように還元剤を選ぶことによって、ネプ
ツニウムとアメリシウムを分別逆抽出することが可能で
ある。特にVI価のアメリシウムはジ−2−エチルヘキシ
ルリン酸により徐々にV価、そしてIII 価に還元される
ので、還元操作をすることなく逆抽出することが可能で
ある。このように分離されたフラクションを精製する。
【0016】本実施例によれば、酸性有機リン化合物を
用いてアメリシウムを高レベル放射性廃液から分離する
際に、水素イオン濃度を高くしたまま抽出分離できる。
【0017】また同様のプロセスでアミン系抽出剤を用
いた分離が可能である。
【0018】トリ−n−オクチルアミンを代表とするア
ミン系抽出剤は単純な硝酸水溶液からはIV価及びVI価の
超ウラン元素を抽出できるが、III 価とV価の超ウラン
元素及び希土類元素は陰イオン錯体を形成しにくいため
抽出できない。以上の性質により超ウラン元素と希土類
元素が分離できる。
【0019】高レベル廃液に含まれる核分裂生成核種は
ほとんどが陽イオンとして存在しているので、陰イオン
交換機構を用いた本プロセスでは、分離対象の超ウラン
元素が核分裂生成核種により汚染されにくいという利点
がある。
【0020】(実施例3)請求項4に関して、希土類元
素,アメリシウム及びキュリウムからなる放射性廃液か
らとアメリシウムを分離するプロセスに適用した場合に
ついて図3を用いて説明する。
【0021】III 価とIV価の希土類元素と超プルトニウ
ム元素は、リン酸ビスマスに定量に共沈するのに対し
て、V価以上の原子価では共沈しない。本プロセスでは
この性質を利用する。
【0022】すでに公知であるCMPO抽出により上記
組成の群分離をした後、原子価調整工程2でビスマス酸
ナトリウム13を添加しアメリシウムをVI価に酸化す
る。この後、沈殿生成工程15でリン酸ナトリウム14
を添加してリン酸ビスマスの沈殿を生成させる。希土類
元素とキュリウムはIII 価あるいはIV価で存在するの
で、リン酸ビスマス16に共沈する。この方法をアメリ
シウムの粗分離として用いた場合、アメリシウムフラク
ションの希土類元素による汚染よりも、希土類元素のフ
ラクションにアメリシウムが損失することが問題とな
る。このため沈殿相についてビスマス酸ナトリウムによ
るアメリシウムの酸化とリン酸ビスマスによる共沈を繰
り返すことにより、アメリシウムを回収する。
【0023】(実施例4)請求項5に関して希土類元
素,アメリシウム,キュリウムからなる放射性廃液から
アメリシウムを単離するプロセスに適用した場合につい
て図4を用いて説明する。
【0024】すでに公知であるCMPO抽出により上記
組成の群分離をした後、2において実施例1で述べた方
法でアメリシウムの原子価をVI価に調整し、18で硝酸
濃度を6モル/リットルに調整する。この場合硝酸イオ
ンが微弱な錯化剤として作用する。この溶液をカラム状
にした強塩基性陰イオン交換樹脂19に通し、続いて同
じ濃度の硝酸でIII 価のキュリウムと希土類元素を溶離
する。これらを十分に除去した後、亜硝酸等の還元剤を
含んだ硝酸水溶液20を通して、樹脂中のアメリシウム
をIII 価に還元しながら溶離する(21)。
【0025】本実施例によれば、毒性の大きなアメリシ
ウムを単離することができる。さらにイオン交換法で
は、III 価のキュリウムと希土類元素はイオン半径に対
応して逐次的に溶離されるので、キュリウムの希土類元
素による汚染を低減できる。
【0026】(実施例5)請求項6を高レベル放射性廃
液からアメリシウムを分離する方法に適用した場合につ
いて図5を用いて説明する。
【0027】n−オクチル(フェニル)−N,N−ジイ
ソブチルカルバモイルメチルフォスフィンオキシド(以
下CMPO)のような二座配位中性有機リン化合物は高
レベル廃液からIII 価のアメリシウム及びキュリウムを
抽出分離できることは公知である。ところがこれらの超
プルトニウム元素は同族元素の希土類元素と錯形成に差
異がないため分離することが困難である。そこで本プロ
セスではCMPO抽出によりアメリシウム,キュリウム
及び希土類元素の群を分離させた後、半減期の長いアメ
リシウムのみをVI価に酸化して単離する。
【0028】本プロセスはCMPOによる共抽出工程2
2,逆抽出工程24,アメリシウム原子価調整工程2,
アメリシウム単離工程である溶媒抽出による分離工程3
及び還元及び逆抽出工程6及び精製工程7からなる。共
抽出工程及び逆抽出工程では、公知のトリブチルリン酸
を緩衝剤として添加したCMPOによる溶媒抽出で高レ
ベル廃液からアメリシウム,キュリウム及び希土類元素
群を分離する。逆抽出剤5は低い濃度の硝酸を用いる。
この後、実施例1の方法でアメリシウムをVI価に原子価
調整する。最終的には硝酸濃度を3モル/リットルに再
調整した後、実施例2と同様にトリブチルリン酸を用い
てVI価のアメリシウムのみを抽出分離し、III 価に還元
ながら逆抽出する。
【0029】本プロセスによれば、核分裂生成核種によ
る酸化剤の消費を最低限に抑えられるので、酸化剤に起
因する廃棄物の発生を抑制できる。
【0030】(実施例6)請求項7に関して高レベル廃
液からのネプツニウムとアメリシウムの分離プロセスに
適用した場合について図6を用いて説明する。
【0031】実施例1で述べたペルオキソ二硫酸アンモ
ニウムによるアメリシウムの酸化反応は、水素イオン濃
度が高くなるにつれて低下することが知られている。よ
って酸化剤の必要量は水素イオン濃度が低いほうが少な
くてすむ。一方、実施例2で述べたように、水素イオン
濃度を低下させた場合、ジルコニウム及びモリブデンを
はじめとする核分裂生成核種が沈殿し、使用済燃料の再
処理で回収できなかったプルトニウムが存在すれば、こ
れも沈殿する。そこで本分離プロセスでは再処理時にプ
ルトニウムを完全に回収しておき、高レベル廃液の水素
イオン濃度を低減し、生成した沈殿を除去した後ネプツ
ニウムとアメリシウムの原子価を調整する。プルトニウ
ムに関しては、核分裂生成核種に共沈させたあと回収す
ることも可能である。
【0032】本分離プロセスは脱硝工程27,沈殿除去
工程28,原子価調整工程2,ジ−2−エチルヘキシル
リン酸による共抽出工程30,除染工程32,還元及び
逆抽出工程6及び精製工程7からなる。公知の方法で水
素イオン濃度が0.1 モル/リットルまで脱硝して、沈
殿除去したあと実施例1で述べた方法でネプツニウムと
アメリシウムの原子価を調整する。つづいてジ−2−エ
チルヘキシルリン酸を用いて、VI価のネプツニウムとア
メリシウム,III 価のキュリウム,希土類元素を抽出す
る。この後の除染工程ではまずキュリウム,希土類元素
を高い濃度の硝酸31で逆抽出する。この後還元及び逆
抽出工程6でネプツニウムをV価に、アメリシウムをII
I 価にそれぞれ還元しながら高い濃度の硝酸10で逆抽
出する。本実施例によればアメリシウムの酸化反応速度
を大きくでき、また原子価調整の際に酸化剤に起因した
廃棄物の発生を低減できる。
【0033】
【発明の効果】本発明によれば、放射性廃液中に含まれ
るネプツニウムや超プルトニウム元素等の有害な放射性
核種を溶媒抽出等により容易に分離し、高レベル廃棄物
の管理負担を低減できる。
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明のトリブチルリン酸を用いた超ウラン元
素の分離プロセスのブロック図。
【図2】本発明のジ−2−エチルヘキシルリン酸を用い
た超ウラン元素の分離プロセスのブロック図。
【図3】本発明のリン酸ビスマス共沈法によるアメリシ
ウムの分離プロセスを示すブロック図。
【図4】本発明の強塩基性陰イオン交換樹脂を用いたア
メリシウムの分離プロセスのブロック図。
【図5】本発明のCMPOを用いた超プルトニウム元素
の分離プロセスのブロック図。
【図6】本発明の脱硝後にジ−2−エチルヘキシルリン
酸を用いて超ウラン元素を分離するプロセスのブロック
図。
【符号の説明】
1…高レベル廃液、2…原子価調整工程、3…溶媒抽出
による分離工程、4…放射性廃液、5…逆抽出液、6…
還元及び逆抽出工程、7…精製工程、8…トリブチルリ
ン酸溶媒洗浄系、9…トリブチルリン酸溶媒。

Claims (7)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】使用済燃料の再処理で発生する放射性廃液
    から超プルトニウム元素を分離する方法において、分離
    対象の元素の原子価を調整した後、抽出,イオン交換、
    あるいは沈殿生成のうち少なくとも一つによることを特
    徴とする超プルトニウム元素の分離方法。
  2. 【請求項2】使用済燃料の再処理で発生する放射性廃液
    から超プルトニウム元素を分離する方法において、分離
    対象元素の原子価をIV価あるいはVI価に調整して、抽
    出,イオン交換、あるいは沈殿生成のうち少なくとも一
    つによることを特徴とする超プルトニウム元素の分離方
    法。
  3. 【請求項3】請求項2において、中性有機リン化合物,
    酸性有機リン化合物、及びアミン系抽出剤から選ばれる
    少なくとも一つを用いた抽出法である超プルトニウム元
    素の分離方法。
  4. 【請求項4】請求項2において、錯化剤を用いた超ウラ
    ン元素及び希土類元素の水溶液とイオン交換体との間の
    分配の制御による超プルトニウム元素の分離方法。
  5. 【請求項5】請求項2において、III 価に保った分離対
    象外の元素の選択的な沈殿あるいは共沈剤を用いた共沈
    である超プルトニウム元素の分離方法。
  6. 【請求項6】使用済燃料の再処理で発生する放射性廃液
    から超プルトニウム元素を分離する方法において、前記
    超プルトニウム元素を希土類元素とともに二座配位中性
    有機リン化合物等により分離した後、すべてのあるいは
    特定の超プルトニウム元素の原子価をIV価あるいはVI価
    に調整して、原子価を調整した元素か原子価を調整しな
    かった元素のいずれか一方を抽出,イオン交換あるいは
    沈殿生成の少なくとも一つによることを特徴とする超プ
    ルトニウム元素の分離方法。
  7. 【請求項7】使用済燃料の再処理で発生する高い濃度の
    硝酸酸性の放射性廃液からネプツニウム及び超プルトニ
    ウム元素を分離する方法において、脱硝操作によりpH
    =1程度に調整した後、すべてのあるいは特定の超プル
    トニウム元素及びネプツニウムの原子価をIV価あるいは
    VI価に調整して、すべての前記超プルトニウム元素及び
    ネプツニウムを希土類元素とともにジ−2−エチルヘキ
    シルリン酸等の酸性有機リン化合物を用いて抽出してお
    き、希土類元素のみを逆抽出した後、超プルトニウム元
    素をIII 価あるいはV価へ原子価調整しながら逆抽出す
    ることを特徴とする超プルトニウム元素の分離方法。
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CN103714876A (zh) * 2014-01-06 2014-04-09 中国原子能科学研究院 一种亚硝酸的脱除方法

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103714876A (zh) * 2014-01-06 2014-04-09 中国原子能科学研究院 一种亚硝酸的脱除方法
CN103714876B (zh) * 2014-01-06 2016-09-14 中国原子能科学研究院 一种亚硝酸的脱除方法

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