JPS58100793A - 固形原子核燃料物質の溶解方法およびこの方法を実施するための溶液容器 - Google Patents

固形原子核燃料物質の溶解方法およびこの方法を実施するための溶液容器

Info

Publication number
JPS58100793A
JPS58100793A JP57207450A JP20745082A JPS58100793A JP S58100793 A JPS58100793 A JP S58100793A JP 57207450 A JP57207450 A JP 57207450A JP 20745082 A JP20745082 A JP 20745082A JP S58100793 A JPS58100793 A JP S58100793A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
liquid
bed
distillation column
shelf
fed
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
JP57207450A
Other languages
English (en)
Other versions
JPH0374356B2 (ja
Inventor
フリ−ドリツヒウイルヘルム・レデブリンク
デイ−タ−・シエ−フア−
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.)
Alkem GmbH
Original Assignee
Alkem GmbH
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 Alkem GmbH filed Critical Alkem GmbH
Publication of JPS58100793A publication Critical patent/JPS58100793A/ja
Publication of JPH0374356B2 publication Critical patent/JPH0374356B2/ja
Granted legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • BPERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01DSEPARATION
    • B01D11/00Solvent extraction
    • B01D11/02Solvent extraction of solids
    • B01D11/0215Solid material in other stationary receptacles
    • B01D11/0223Moving bed of solid material
    • B01D11/0242Moving bed of solid material in towers, e.g. comprising contacting elements
    • BPERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01FMIXING, e.g. DISSOLVING, EMULSIFYING OR DISPERSING
    • B01F21/00Dissolving
    • B01F21/20Dissolving using flow mixing
    • BPERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01FMIXING, e.g. DISSOLVING, EMULSIFYING OR DISPERSING
    • B01F23/00Mixing according to the phases to be mixed, e.g. dispersing or emulsifying
    • B01F23/20Mixing gases with liquids
    • B01F23/23Mixing gases with liquids by introducing gases into liquid media, e.g. for producing aerated liquids
    • B01F23/232Mixing gases with liquids by introducing gases into liquid media, e.g. for producing aerated liquids using flow-mixing means for introducing the gases, e.g. baffles
    • B01F23/2322Mixing gases with liquids by introducing gases into liquid media, e.g. for producing aerated liquids using flow-mixing means for introducing the gases, e.g. baffles using columns, e.g. multi-staged columns
    • 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
    • BPERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01DSEPARATION
    • B01D11/00Solvent extraction
    • B01D2011/002Counter-current extraction
    • 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

  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、溶液容器内にある溶解液内において固形物質
特に固形原子核燃料物質を溶解する方法とこの方法を実
施するための溶液容器とに関する。
比較的溶けにくい酸化ウランUO2、酸化プルトニウム
ptyo2.ff化トリウムTho2およびたとえば(
U/Pu)02  のような混合酸化物のような原子核
燃料物質は、溶液容器内にある硝酸で溶解することが一
般的である。その溶液容器はいわゆる平形タンクであり
、これは細長く延びて比較的小さな底面と特に大きな面
積の両側面とを有し。
したがって反応室として空隙状の内部空間を有してbる
。この形状のために溶解液容器は臨界に灼し安全となっ
ている。
このいわゆる平形タンクは非連続的に運転される。すな
わち平形タンクは才ず硝酸で充満されそして加熱され、
それから原子核燃料物質が供給される。硝酸および原子
核燃料物質は平形タンクを通って導びかれる空気流によ
って混合される。
この平形タンクの装填と荷明け、並びにその中にある反
応混合物ないし生成物の加熱および冷却は、かなりの無
駄時間を生じるので、平形タンクによっては比較的僅か
な出力しか得られない。
機械的に充分な安定性を得るために、この平形タンクは
鋼だけで作られる。したがってこの平形タンクにおける
反応経過の目視制御はできず、したがって平形タンク内
における反応混合物の過度の泡立ちは、溶解すべき原子
燃料物質が平形タンクの中に少しづつ装填される場合の
時だけ確実に防止される。反応混合物の過度の泡立ちを
確実に防止するために、硝酸濃度および反応温度並びに
平形タンクの充填率が本来許される値よりも数倍も小さ
くされ、このことは平形タンクによる出力をさらに減少
してしまう。
本発明の目的は、比較的溶けにぐい固形物質を溶解する
際に安全性を犠牲にすることなく出力を高めること、お
よびそれに伴なってかかる固形物の溶解が生産段階であ
るような生産方法を経済的に形成することにある。
本発明によればこの目的は、冒頭に述べた形式の方法に
おいて、溶液容器としてF床棚段とこのF床棚段の下端
にある液溜めとを持った蒸留塔が用いられ、固形物質お
よび溶解液がp床棚段に供給され、同−流れ方向におい
てF床棚段を通って液溜めに案内され、一方ガスが固形
物質および溶解液の流れと逆向きに液溜めから出てF床
棚段を通って導びかれ、溶解液が溶解された固形物質と
共に蒸留塔の液溜めから引き抜かれることによって達成
される。
かかる蒸留塔において固形物質は蒸留塔を通る移送中に
おいて溶解液内において溶解されるので、溶解すべき固
形物質および溶解液の溶液容器への連続的な供給が可能
となり、さらに溶解液を溶解された固形物質と共に連続
的に引き出すことが可能となる。さらに蒸留塔は非常に
すらりとした形となり、ガラスから作ることができるの
で、特別な経費をかけずに臨界に対する安全性が達成さ
れ。
さらに蒸留塔における反応経過の目視制御が可能となる
E床棚段と液溜めとを持った容器はたとえば原油のよう
な多成分混合物を精留するための蒸留塔として知られて
いる。しかしこの周知の容器は原子核燃料物質を硝酸に
溶解するような化学的な溶解反応に対しては考慮されて
おらず、純粋な物理的分解反応に対して考意されている
だけである。
以下図面に示す実施例に基ついて本発明の詳細な説明す
る。
図面は本発明に基づく方法に用いる蒸留塔2を示し、こ
の蒸留塔2はp床棚段3を持った垂直に配置されたガラ
ス管を有している。このガラス管はF床棚段3の下端に
液溜め4を有し、一方ガラス管内における上端には冷却
コイル5からなる凝縮器がある。ガラス管のF床棚段3
には穴が明けられたF床6が上下に一列に配置され、各
F床6はP床を貫通して導びかれる管からなるオーバー
フロー管7を有し、このオーバーフロー管7はその都度
のF床6の下側に配置されたF床6にないしは液溜め4
に導びかれている。
最上位のE床6の上側において、溶解液としての硝酸の
供給管8が蒸留塔のガラス管のF床棚段3に開口してい
る。最上位のF床6とこの最上位のF床のすぐ下側に配
置されたF床6との間において、粉末状の原子核燃料物
質(UO2、PuO2)の供給管9が蒸留塔2のF床棚
段3に開口している。
最上位のP床6と冷却コイル5との間において蒸留塔2
のガラス管内には中央貫通穴llを持った凝縮液集合板
lOがある。
この凝縮液集合板lOには凝縮液排出管12が接続され
、この凝縮液排出管12には、止め弁13が設けられか
つ蒸留塔2の液溜め4に開口しているバイパス管14、
並びに止め弁15が設けられている抽出管16がそ−れ
ぞれ接続されている。
F床棚段3の最下位のP床6と液溜め4との間ておいて
、止め弁を持ったガス供給管17およびスライダ形止め
弁を持った固形原子核燃料物質の供給管18がそれぞれ
蒸留塔のガラス管に開口している。このガラス管はさら
に最下位のP床6と液溜め4との間に液溜め4の充填レ
ベル調節装置19が設けられている。
蒸留塔2の液溜め4は、その中に電気加熱装置21が配
置されているバイパスコラム室20を有している。さら
に液溜め4において互に垂直に上下に配置されたバイパ
スコラム室20の開口個所2U&と20t)との間に、
たとえば金網からなっている溶解液22がガラス管の内
部に配置されている。さらにバイパスコラム室20の両
開口個所20a、20bの下側において液溜め4から排
出管23が出ており、この排出管23には蒸留塔2のガ
ラス管内にフィルタ24が付属されている。
なおこの排出管23の出発個所の下側において、圧縮空
気供給管25および懸濁液排出管26が液溜め4におい
て蒸留塔2のガラス管に導ひかれている。冷却コイル5
の上側(Cおいて蒸留塔2のガラス管の外側上端にはガ
ス出口管27が接続されている。
供給管8を介して液状硝酸HNO3が、供給管9を介し
て粉末状の酸化ウランuo2および酸化プルトニウムP
uO2がそれぞれ蒸留塔2のF床棚段3に供給される。
粉末状の原子核燃料物質UO2とPuO2は供給管9内
において空気圧式に搬送され。
好ましく゛は粒度く300μmを有している。)くイパ
スコラム室20を含む液溜め4は、バイパスコラム室2
0の上側接続個所20aの高さに1で硝酸HNO3で満
される。この硝酸H’NO3は加熱装置21によって電
気的に加熱される。このことによつて液溜め4内におけ
る硝酸に循環流が発生されるだけでなく、所望の溶解温
度、すなわち使用される硝酸HNO3の沸騰温度が生ず
る。更に液溜め4内において蒸気が発生され、この蒸気
はF床棚段3の炉床6にある穴を通過し、このようにし
て機械的な可動部品を採用することなしに、各F床にあ
る懸濁液を流動する。
静止運転において、供給管8を通して供給された硝酸お
よび供給管9を通して供給された粉末状の酸化ウランお
よび酸化プルトニウムは重力によって同方向の流れにお
いて各炉床6を介してこれらの炉床6を接続するオーバ
ーフロー管7を通って液溜め4に案内される。これに対
し逆向きの流れで液溜め4内において加熱装置21によ
って発生された蒸気は、蒸留塔2のF床棚段3を通って
下から冷却コイル5を持ったガラス管の最上位部分にま
で流れる。この蒸気がr床棚段3内に滞在している間に
、粉末状の酸化ウランおよび酸化プルトニウムは、最終
的に溶解されない残留成分の懸濁液が液溜め4に達する
まで、 NOxを生成しながら硝酸に溶解する。
供給管9を通って供給された酸化ウランおよび酸化プル
トニウムの粉末の残留成分はここに集まり、この残留成
分は蒸留塔2内における長い滞在時間にもかかわらず溶
解されないまま蒸留塔2の底の近くの死領域に溶解され
ずにとどまり、一方溶解された核燃料物質を含みきれい
に濾過された硝酸浴ti、は、連続して排出管23を介
して引き出される。たとえば最終焼結されたTh02お
よびPuO2のような硝酸に溶けていない残留成分残渣
の抽出は、各炉床6が炉床6の穴を通る流出によって空
にされ、液溜め4も排出管23を介して空にされた後、
溶解工程を中断した状態において行なわれる。蒸留塔2
のガラス管の底に集められた不溶性の成分は、液溜め4
内にまだ残っている溶液の残留物に供給管25を介して
圧縮空気を吹き込むことによって撹乱され、そのよう・
にして発生された懸濁液はに間歇排出管26を通して吸
い出される。
粉末状の酸化ウランおよび酸化プルトニウムの溶解度は
その熱的な前処理に左右される。したがって酸化ウラン
および酸化プルトニウムの溶解の際の泡立ちも、この酸
化物の熱的な前処理に応じて異なる。硝酸濃度、温度、
溶液の濃度、圧力および別の輸送量のような運転変数の
他に、酸化物粉末の表面積が直接酸化物の溶解速度を決
定するので、溶液についての生成出力を高めるためには
、たとえばペレットを対象とする場合には、装填される
酸化ウランおよび酸化プルトニウムを溶解前に粉砕する
ことが有利である。硝酸の高い濃度は酸化ウランおよび
酸化プルトニウムの溶解を早めるけれども、溶液容器と
して用いる蒸留塔2における激しすぎる泡立ちを防止す
るために1時々薄められた硝酸が採用されなければなら
ない。蒸留塔2はガラスからできているので、泡立ち状
態は容易に目で見て制御できる。
蒸留塔2において溶媒として濃縮された硝酸カニ採用さ
れる場合、残留水は弱酸凝縮液として冷却コイル5によ
って凝縮され、凝縮液排出管12を介して凝縮液集合板
10から引き抜かれる。
蒸留塔2における泡立ちを防止するために薄められた硝
酸が用いられねばならない場合、排出管12からの凝縮
液は供給管14を介して再び液溜め4に戻され、炉床棚
段3における硝酸濃度状態は、上から2査目の炉床6に
おいて固形の酸化ウランおよび酸化プルトニウムが最も
多いことから最も大きな反応が行なわれるが、最低の硝
酸濃度が存在し、それによって俗解反応が制動されるよ
うに調整される。次に接続されている炉床6において、
溶液内における硝酸濃度湛びに酸化ウランと酸化プルト
ニウムの濃度は進行する反応によって上昇する。
可溶性の重い酸化ウランおよび酸化プルトニウムは蒸留
塔2における長い滞在時間を必要とする。
この場合F床棚段3を通る液体流量は供給管14を通っ
て液溜め4に送られる凝縮液の帰還流によって制御され
、詳しくは単位時間あたりにおいて液溜め4内において
蒸発されると同じ量の液体量が供給菅14全通して液溜
め4に導びかれるように制御される。
粉砕されてない酸化ウランあるいは酸化プルトニウムペ
レットは、供給管18を通して半連続的に液溜め4内に
おける溶解部24に供給され、一方沖過された酸化ウラ
ンあるいは酸化プルトニウム溶液は連続的に排出管23
から抽出される。液状の硝酸はこの場合においても供給
管8を介してr床棚段3に有利に供給さn、それによっ
て供給管9を通ってF床棚段3に供給される酸化ウラン
および酸化プルトニウム粉末並びに供給管18を介して
供給される酸化ウランおよび酸化プルトニウムペレット
は互に並行して溶解される。
本発明に基づく方法にしたがって、蒸留塔2にI″i9
tの濃縮された硝酸と、3(308m以下の粒度の2.
34KfのU O2,/’Pu O2−粉末混合物が供
給される。液溜め4内において1時間あたり7tの硝酸
が蒸発される場合、1時間毎に1tの蒸留液が排出管1
6を介して蒸留塔2から取シ出され、したがって残る6
tの蒸留液は、供給管9を介してP床棚段3に供給され
た酸化ウランおよび酸化プルトニウム粉末の液溜め4内
における滞在時間を高めるために、供給管14を介して
液溜め4に戻され、必要な場合にはF床棚段3にも戻さ
れる。
E床棚段3内において行なわれる混合を支援するためお
よびNOx酸化反応のために供給管17を介して1時間
あたり0.5m3 の空気、必要な場合には酸化を促進
する反応ガスも、F床棚段3と液溜め4との間において
蒸留塔2の中に供給される。
1tあたり52yの濃度の酸化ウランおよび酸化プルト
ニウムの硝酸溶液が、充填1ベル調節装置29によって
制御して排出管23から連続して8を運び出される。蒸
留塔2に供給された酸化ウランおよび酸化プルトニウム
粉末の混合物が約3%の不溶性の成分を含んでいるので
、蒸留塔2のガラス管の底の近くにある死領域には1時
間あたり約70Pの固形物質が溜まシ、これは堆積し、
溶解工程を中断した際に1!!濁液として時々懸濁液排
出管26を介して堆り出される。
【図面の簡単な説明】
図面σ本発明に基づく方法を実施するための蒸留塔の概
略断面図である。 2・・蒸留塔、3・・F床棚段、4・・・液溜め、5・
・冷却コイル、6・・・P床、7・・・オーバーフロー
管、20・・バイパスコラム室、21・・加熱装置!、
  24・・・フィルタ。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1)溶液容器内にある液体の中において固形物質を溶解
    する方法において、溶液容器としてP床棚段(3)とこ
    のF床棚段(3)の下端にある液溜めめ(4)とを持っ
    た蒸留塔(2)が用いられ、同形物質および溶解液がF
    床棚段(3)に供給され、同−流れ方向においてr床棚
    段(3)を通って准溜め(4)に案内され、一方ガスが
    固形物質および溶解液の流れと逆向きにg蟹め(4)か
    ら出てF床棚段(3)を通って導ひかれ、溶解液が溶解
    された固形物質と共に蒸留塔(2)の液面め(4)から
    引き抜かれることを特徴とする固形物質の溶解方法。 2)溶解液が液溜め(4)内において気化されることを
    特徴とする特許請求の範囲第1項記載の方、宍。 3)液溜め(4)内において溶解液に循環流が発生され
    ることを特徴とする特許請求の範囲第2項記載の方法。 4)循環流が溶解液の加熱によって発生されることを特
    徴とする特許請求の範囲第3項に記載の方法。 5)溶解すべき固形物質が液溜め(4)内における溶解
    液の中に供給され、溶解液が、溶解された固形物質と共
    にフィルタ(24〕を介して液溜め(4)から引き抜か
    れることを特徴とする特許請求の範囲第1項記載の方法
    。 6)蒸留塔(2)の上端においてF床棚段(3)から出
    てくるガスが凝縮用冷却器(5)を介して導びかれ、凝
    縮液が排出されることを特徴とする特許請求の範囲第1
    項記載の方法。 7)凝縮用冷却器(5)からの凝縮液が蒸留塔(2)の
    F床棚段(3)に戻されることを特徴とする特許請求の
    範囲第6項記載の方法。 8)凝縮用冷却器(5)からの凝縮液が蒸留塔(2)の
    液溜め(4)に戻されることを特徴とする特許請求の範
    囲第6項記載の方法。 9) M留塔(2)のF床棚段(3)を通って逆向きに
    流れるガスに反応ガスが給加されることを特徴とする特
    許請求の範囲第1項記載の方法。 10)溶液容器内にある液体の中において固形物質を溶
    解する方法であって、溶液容器としてF床棚段(3)と
    このF床棚段(3)の下端にある液溜め(4)とを持っ
    た蒸留塔(2)が用いられ、固形物質および溶解液がP
    床棚段(3)に供給され、同−流れ方向においてF床棚
    段(3)を通って液溜め(4)に案内され、一方ガスが
    固形物質および溶解液の流れと逆向きに液溜め(4)か
    らr床棚段(3)を通って導びかれ、溶解液が溶解され
    た固形物質と共に蒸留塔(2)の液溜め(4)から引き
    抜かれるような方法を実施するための溶液容器において
    、F床棚段(3)の下端に配置された液溜め(4)が加
    熱装置(21)を有していることを特徴とする溶液容器
    。 11)加熱装置(21)が液溜め(4)にあるバイパス
    コラム室(20)の中にあることを特徴とする特許請求
    の範囲第1υ項記載の溶液容器。
JP57207450A 1981-11-27 1982-11-26 固形原子核燃料物質の溶解方法およびこの方法を実施するための溶液容器 Granted JPS58100793A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE19813147199 DE3147199A1 (de) 1981-11-27 1981-11-27 Verfahren zum aufloesen von feststoffen, insbesondere von festen kernreaktorbrennstoffen, und loesungsgefaess insbesondere fuer dieses verfahren
DE3147199.4 1981-11-27

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS58100793A true JPS58100793A (ja) 1983-06-15
JPH0374356B2 JPH0374356B2 (ja) 1991-11-26

Family

ID=6147416

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP57207450A Granted JPS58100793A (ja) 1981-11-27 1982-11-26 固形原子核燃料物質の溶解方法およびこの方法を実施するための溶液容器

Country Status (5)

Country Link
JP (1) JPS58100793A (ja)
BE (1) BE895151A (ja)
DE (1) DE3147199A1 (ja)
FR (1) FR2517218A1 (ja)
GB (1) GB2110868B (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS617496A (ja) * 1984-06-21 1986-01-14 宇部興産株式会社 使用済核燃料の溶解装置

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6361194A (ja) * 1986-09-01 1988-03-17 株式会社日立製作所 使用済核燃料の連続溶解装置
RU2209843C2 (ru) * 2001-06-22 2003-08-10 Шипачев Владимир Алексеевич Способ извлечения платиновых металлов из автомобильных катализаторов
CN107837694B (zh) * 2017-11-28 2024-03-29 佛山科学技术学院 一种化工溶质快速溶解管道结构

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS54198A (en) * 1977-04-06 1979-01-05 Kernforschungsz Karlsruhe Dissolver for extracting nuclear fuel substance from fuel rod fragment

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS54198A (en) * 1977-04-06 1979-01-05 Kernforschungsz Karlsruhe Dissolver for extracting nuclear fuel substance from fuel rod fragment

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS617496A (ja) * 1984-06-21 1986-01-14 宇部興産株式会社 使用済核燃料の溶解装置
JPH0467639B2 (ja) * 1984-06-21 1992-10-28 Ube Industries

Also Published As

Publication number Publication date
FR2517218B1 (ja) 1985-03-08
JPH0374356B2 (ja) 1991-11-26
DE3147199A1 (de) 1983-06-01
BE895151A (fr) 1983-03-16
FR2517218A1 (fr) 1983-06-03
GB2110868A (en) 1983-06-22
DE3147199C2 (ja) 1989-01-26
GB2110868B (en) 1985-12-11

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4144186A (en) Method and apparatus for processing aqueous radioactive wastes for noncontaminating and safe handling, transporting and final storage
DE1546486A1 (de) Abtrennungsverfahren und Vorrichtung hierfuer
CN113571223B (zh) 一种放射性有机萃取剂废液处理的方法及装置
JPS58100793A (ja) 固形原子核燃料物質の溶解方法およびこの方法を実施するための溶液容器
JP4381179B2 (ja) 使用済原子燃料の富化度調節方法、富化度調節装置および再処理施設
Baird Solvent extraction—the challenges of a “mature” technology
CN104058451A (zh) 粗四氯化钛精制除钒系统及方法
US4246238A (en) Dissolver for removing nuclear fuel materials from fuel element segments
US3663178A (en) Mixer-settler apparatus
US3616611A (en) Apparatus for the continuous recovery of acids from inert organic media
US2581519A (en) Manufacture of metal nitrates
US2320206A (en) Reaction method
US2690432A (en) Foam lift in chemical processing system for producing alumina sols
US4565672A (en) Method for the manufacture of PuO2 -containing crystals
DE1296281B (de) Aufloesungsanlage fuer Kernbrennstoffe
US3794470A (en) Continuous plutonium dissolution apparatus
JPH03221898A (ja) 核燃料溶液のヨウ素分の低減方法及び装置
US3132997A (en) Homogeneous reactor fueled with suspended particulate in the coolant
EP0259747A2 (en) Continuous dissolution method and apparatus for spent nuclear fuel
JPS63138296A (ja) 照射ずみ核燃料および/または親物質に対する液・液抽出法における臨界安全を改良する方法
Mukhachov et al. Intensification of leaching of uranium concentrates
US1939178A (en) Method and apparatus for treatment of suspensions
JPH01139136A (ja) 重金属化合物からなる固体ばら材料の熱処理方法及び処理タンク
US3399878A (en) Apparatus for the purification of aluminum
US3450509A (en) Selective reduction of puf6