RU2182379C2 - Способ переработки отработанного ядерного топлива - Google Patents

Способ переработки отработанного ядерного топлива Download PDF

Info

Publication number
RU2182379C2
RU2182379C2 RU98117069A RU98117069A RU2182379C2 RU 2182379 C2 RU2182379 C2 RU 2182379C2 RU 98117069 A RU98117069 A RU 98117069A RU 98117069 A RU98117069 A RU 98117069A RU 2182379 C2 RU2182379 C2 RU 2182379C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
uranium
neptunium
fgc
solvent
plutonium
Prior art date
Application number
RU98117069A
Other languages
English (en)
Other versions
RU98117069A (ru
Inventor
Робин Джон Тейлор
Ян Стюарт Деннисс
Эндрю Линдсей Уолворк
Original Assignee
Бритиш Ньюклиар Фьюэлз ПЛС
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 Бритиш Ньюклиар Фьюэлз ПЛС filed Critical Бритиш Ньюклиар Фьюэлз ПЛС
Publication of RU98117069A publication Critical patent/RU98117069A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2182379C2 publication Critical patent/RU2182379C2/ru

Links

Images

Classifications

    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C01—INORGANIC CHEMISTRY
    • C01G—COMPOUNDS CONTAINING METALS NOT COVERED BY SUBCLASSES C01D OR C01F
    • C01G56/00—Compounds of transuranic elements
    • C01G56/007—Compounds of transuranic elements
    • C01G56/008—Compounds of neptunium
    • 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

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Inorganic Chemistry (AREA)
  • Extraction Or Liquid Replacement (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)

Abstract

Изобретение относится к переработке отработанного ядерного топлива. Способ включает образование водного раствора урана, плутония и нептуния и проведение экстракции растворителем. Для восстановления Np(V1) в Np(V) и/или для образования комплексного соединения с Np(1V) используют формогидроксамовую кислоту. Формогидроксамовую кислоту вводят в водный раствор. В результате весь имеющийся нептуний остается в водной фазе при экстракции растворителем. Результат способа: легкость и селективность восстановления нептуния. 5 з.п.ф-лы, 8 ил.

Description

Изобретение относится к повторной переработке ядерного топлива, а более точно - касается регулирования содержания нептуния при переработке отработанного ядерного топлива.
Ниже будет показано использование настоящего изобретения в способе извлечения плутония из облученного урана в наиболее современных перерабатывающих установках (СПУ). Однако настоящее изобретение может найти применение и в других технологиях по переработке отработанного ядерного топлива.
В способе извлечения плутония из облученного урана значительную проблему может представлять управление валентностью нептуния. Нептуний в технологии извлечения плутония из облученного урана находится в виде смеси трех состояний, имеющих различные валентности, Np (IV), (V) и (VI). Np (IV) и (VI) способны экстрагироваться в фазу растворителя (разбавленный трибутил-фосфат (ТБФ) в инертном углеводороде, таком как керосин, не имеющий запаха (КБЗ)), а Np (V) не способен экстрагироваться в фазу растворителя. Для того, чтобы направить Np в потоки очищенного раствора (потоки рафината), Np должен быть стабилизирован в состоянии со степенью окисления (V). Это сложная задача, поскольку состояние с этой степенью окисления не только является промежуточным из трех состояний, но также потому, что Np (V) подвержен превращениям в конкурирующих реакциях, таких как самоокисление-самовосстановление в Np (IV и (VI), а также он окисляется до Np (VI) при взаимодействии с азотной кислотой. Поэтому трудно регулировать содержание нептуния, и главная цель современных программ по переработке (отработанного ядерного топлива) состоит в эффективном регулировании содержания нептуния.
Наиболее вероятно, что после растворения топлива Np находится в виде смеси трех окислов со всеми тремя степенями окисления. Np (V) будет отделяться с водной фазой на более ранней стадии, Np (IV) и (VI) будут следовать за растворителем (содержащим уран и плутоний) в так называемом "сплите" U/Pu (смесь с разделяемыми ураном и плутонием). В разделяемой смеси U/Pu Np восстанавливается при взаимодействии с U (IV) до Np(IV), который следует за потоком урана в продукт-растворитель. Затем Np отделяется от урана во время цикла очистки урана. Np (IV) превращается в Np (V) и Np (VI) путем нагрева в водной фазе в кондиционере при высокой температуре. Кондиционированная жидкость подается в смеситель-отстойник, предназначенный для экстракции и газоотделения, где Np (IV) отбрасывается в водный рафинат. Np (VI), находящийся в водной исходной реакционной смеси, восстанавливается до Np (V) при взаимодействии с гидроксиламином, который подается в секцию реактора, в которой происходит газоочистка. При обычной технологии требуется два или три смесителя-отстойника для того, чтобы очистить урановый продукт от Np.
Переработка облученного ядерного топлива с использованием метода экстракции растворителем известна из патента США N 4229421, где раствор, содержащий плутоний, нептуний и уран в органическом растворителе, приводят в контакт с водными растворами, содержащими соли гидроксиламина и/или гидразина, для осуществления селективного восстановления и, соответственно, разделения металлов.
Случайно было обнаружено, что для регулирования содержания нептуния при переработке отработанного ядерного топлива может использоваться формогидроксамовая кислота (ФГК). В соответствии с настоящим изобретением предлагается способ переработки отработанного ядерного топлива, который включает, по меньшей мере, образование водного раствора и выполнение, по меньшей мере, одного этапа экстракции растворителем, который отличается тем, что используют формогидроксамовую кислоту для восстановления Np (VI) в Np (V) и/или образования комплексного соединения с Np (IV), благодаря чему по существу весь имеющийся нептуний будет сохраняться в водной фазе при экстракции растворителем.
Особенно полезное свойство ФГК в контексте настоящего изобретения состоит в том, что она легко разлагается либо путем кислотного гидролиза до муравьиной кислоты и гидроксиламина, либо с помощью азотной кислоты до газообразных компонент. Поэтому Np может быть восстановлен из раствора ФГК, а разрушение ФГК будет приводить к уменьшению объема жидких радиоактивных отходов.
Кинетика гидролиза ФГК была установлена. Скорость реакции в HNO3:
Figure 00000002
,
где k=2.54•10-4 дм3 моль-1 с-1,
а энергия активации ЕACT=77.3±1.6 кДж/моль.
Гидролиз ФГК представляет собой возможную проблему в реакторах для экстракции растворителем, которые характеризуются длительным временем пребывания исходной реакционной смеси, таких как смесители-отстойники или колонны с пульсирующим потоком. Однако, современная перерабатывающая установка, спроектированная для использования ФГК, будет использовать центробежные реакторы, которые сами по себе дают значительное преимущество по сравнению с колоннами с пульсирующим потоком, смесителями-отстойниками и другими реакторами для экстракции растворителем. Эти центробежные реакторы имеют очень малое время пребывания исходной смеси. Кинетика гидролиза ФГК доказывает, что гидролиз не будет представлять собой проблему в установках, использующих центробежные реакторы, а кроме того, такое легкое разложение ФГК обеспечивает другие значительные преимущества.
Для того, чтобы максимально увеличить концентрацию ФГК, вводимой в реактор, и таким образом обеспечить применение компьютерных расчетов химико-технологических процессов, кристаллическая ФГК сначала должна быть растворена в воде, если ФГК действительно стабильна в воде. Обедненный раствор, содержащий ФГК, должен наряду с ФГК содержать азотную кислоту, тогда нейтральный раствор ФГК и раствор кислоты должны быть смешаны непосредственно перед введением в реактор, чтобы до минимума уменьшить кислотный гидролиз ФГК.
В одном из вариантов настоящего изобретения Np направляется с плутониевым продуктом в разделяемую U/Pu смесь. В этом варианте Np(V) остается в водной фазе. Имеющийся Np(VI) восстанавливается до Np(V) за счет ФГК и также направляется в плутониевый продукт. Используя ФГК, имеющийся Np(IV) может стать неэкстрагируемым за счет образования комплекса Nр(IV)-ФГК, так что он остается в водной фазе и направляется в поток плутониевого продукта. Рu в виде Pu(IV) также образует комплекс за счет ФГК и, таким образом, ФГК может использоваться в качестве единственного реагента, который позволит полностью отделить Рu и Np от урана.
Во втором варианте, выполненном согласно настоящему изобретению, Np выводится из потока растворителя с урановым продуктом в реакторе "Блеск нептуния" с использованием ФГК в качестве комплексообразующего соединения для Np(IV) и в качестве восстановителя для Np(VI). Это позволяет получить поток относительно чистого Np-237, который при желании может быть удален независимым образом. Оставшийся Pu(IV) также может быть удален в этом реакторе путем комплексообразования с ФГК.
В дальнейшем изобретение поясняется описанием предпочтительного варианта его воплощения со ссылками на сопровождающие чертежи, на которых:
фиг. 1 изображает последовательность операций способа переработки ядерного топлива, согласно изобретению;
фиг. 2 изображает схематично реактор "Блеск Np", где n - число ступеней центробежного реактора, согласно изобретению;
фиг. 3 изображает диаграмму протекания реакции ФГК с HNO2, согласно изобретению;
фиг. 4 изображает диаграмму спектров поглощения до и после добавления раствора ФГК в азотной кислоте, согласно изобретению;
фиг. 5 изображает диаграмму уменьшения концентрации Np(VI) после добавления ФГК в избытке, согласно изобретению;
фиг. 6 изображает диаграмму протекания реакции между Np(V) и ФГК при комнатной температуре, согласно изобретению;
фиг. 7 изображает диаграмму спектров комплексных соединений Np(IV) ФГК и Np(IV) вблизи инфракрасной области, согласно изобретению;
фиг. 8 изображает диаграмму изменения содержания Np(IV) при увеличении концентрации ФГК, согласно изобретению.
Концентрации реагентов и потоков растворителя не определены. Обычно реактор работает при комнатной температуре для уменьшения до минимума гидролиза ФГК, но это несущественное требование.
В других вариантах водный поток, содержащий Np и ФГК, может быть легко уменьшен по объему путем разложения ФГК и комплексов Np-ФГК или путем "кипения" (бурное газообразование) в сильной азотной кислоте, или путем добавления азотистой кислоты.
Таким образом, полное регулирование содержания нептуния может быть достигнуто с помощью способа, согласно изобретению, при использовании только одного реагента. Конкретные достоинства этой технологии следующие.
1) Для получения отдельных продуктов U, Np и Рu достаточно применить один цикл экстракции растворителем. Это основное преимущество по отношению к имеющимся в настоящее время перерабатывающим установкам, в которых, как правило, применяется три цикла экстракции растворителем.
2) Не требуется ни одного цикла (или кондиционеров) экстракции растворителем для очистки урана, требуется только один ленточный реактор ("Блеск нептуния").
3) Использование реактора "Блеск нептуния" позволяет получить отдельные продукты с высокой степенью чистоты, при этом осуществляется только один технологический цикл.
4) Нептуний может быть направлен в отдельный поток, благодаря чему облегчается удаление отходов.
5) ФГК может использоваться с центробежными реакторами, несмотря на протекание гидролиза ФГК, поскольку время пребывания реагентов в центробежных реакторах мало.
6) Нет необходимости в отделении нептуния (или плутония) от ФГК, поскольку ФГК может быть легко превращена в газообразные компоненты.
7) В отношении Np(IV) и Np(VI) используется только один реагент, при этом используются свойства ФГК к комплексообразованию и ее свойства как реагента-восстановителя.
8) ФГК быстро реагирует с HNO2 и, поэтому может использоваться для удаления НNО2 в технологическом процессе. Это важно, поскольку HNO2 является катализатором в реакциях окисления актиноидов с НNО2, и в осуществляемых в настоящее время технологических процессах часто требуются специальные антинитриты, такие как гидразин.
Эта реакция протекает быстро (фиг. 3) даже при очень малом содержании актиноидов. Для типичных актиноидов, используемых в этом процессе (например, 1М НNО3), масштаб времени протекания этой реакции сопоставим с временем пребывания реагентов в центробежных реакторах.
Для проверки реакций восстановления Np(VI) и комплексообразования Np(IV) с помощью ФГК были проведены эксперименты с использованием спектроскопических и радиометрических методов исследования.
На фиг. 4 показаны спектры поглощения в диапазоне между 920 и 1280 нм до и после добавления раствора ФГК в азотной кислоте с концентрацией 1.7 М. Видно, что происходит полное восстановление приблизительно 0.004 М Np(VI) (установлен по пику поглощения на 1223 нм) в Np(V) (пик на 980 нм). Полное восстановление происходит быстро, и оценка времени дает величину такого же порядка, что и времена смешения в ступени центробежного реактора при комнатной температуре и в азотной кислоте с концентрацией 1-2 М, то есть меньше, чем примерно десять секунд.
На фиг. 5 показано уменьшение концентрации Np(VI) во времени после добавления ФГК в избытке. Представлены результаты двух идентичных реакций при концентрации НNО3 1.78 М. Полное восстановление Np (VI) достигается примерно за 4 секунды. Аналогичные результаты получены при других показателях кислотности между 0.5 и ЭМ НNО3. Таким образом, ФГК является очень быстрым, селективно восстанавливающим реагентом для Np(VI), не образующим новой соли, и этот реагент подходит для использования в интенсифицированных центробежных реакторах, благодаря чему достигаются значительные преимущества по сравнению с традиционными технологиями.
Дополнительные эксперименты подтвердили, что не происходит эффективного восстановления Np(V) в Np(IV), поскольку скорость разрушения ФГК из-за гидролиза выше, чем скорость восстановления Np(V).
На фиг. 6 проиллюстрирована реакция между Np(V) и ФГК при комнатной температуре в растворе, содержащем 1.7 М HNO3 и 0.333 М ФГК. График показывает зависимость скорректированного поглощения на 980 нм (оно прямо пропорционально [Np(V)] ) от времени. При комнатной температуре за временной интервал в 10 ч никакого изменения концентрации Np(V) не происходит.
Продукт гидролиза ФГК - это гидроксиламин, который является очень слабым восстановителем для Np(V). Константа t(K) скорости этой реакции К=4.54•10-2 м-2.65 мин-1 при 92oС (B.C. Колтнов и М.Ф. Тихонов, Радиохимия 19(5), 620-625, 1977). Таким образом, Np(V) действительно стабилен в центробежных реакторах в течение короткого времени его пребывания в них.
Следующие эксперименты показали, что аналогичная реакция происходит в присутствии U, но без восстановления U(VI). В рамках экспериментов в 1.9 М азотной кислоте в присутствии 100-краткого избытка U было показано, что, как и ранее, Np(VI) восстанавливался до Np(V). При осуществлении экстракции растворителем с 30% ТВФ/КБЗ (при соотношении 1:1 в течение 15 мин) анализ полных концентраций Np и U в каждой фазе показал, что для U(VI) и Np(V) величины их содержания составляют - 3.26 для U и 0.035 для Np, следовательно, подтверждаются спектроскопические результаты.
Также было показано, что, если раствор Np(VI) и U(VI) в фазе растворителя взаимодействует с восстановителем, взятым в избытке, в 1.9 М азотной кислоте, тогда Np восстанавливается в неэкстрагируемый Np(V) и отгоняется в водную фазу. U остается в фазе растворителя. Концентрации Np и U в обеих фазах определялись радиометрически, и вычисленные значения по их содержанию составили 0.042 для Np и 4.26 для U. Величины содержания аналогичны тем, которые были получены, когда имелась только водная фаза, и эти значения согласуются с литературными данными для Np(V) и U(VI), следовательно, это указывает на то, что восстановитель в водной фазе отгоняет Np(VI) из фазы растворителя в водный рафинат в виде Np(V), в то же время оставляя U(VI) в продукте-растворителе.
Комплексообразование Np(IV) с помощью ФГК исследовалось с помощью спектроскопии вблизи инфракрасной области спектра. ФГК образует комплексные соединения с нептунием в разбавленной азотной кислоте и дает характерный спектр с основными пиками на 714 нм и 732 нм (фиг. 7), которые представляют спектры комплексного соединения Np(IV)ФГK и Np(IV) в 0.1 М азотной кислоте вблизи инфракрасной области. Эти характерные спектры использовались для контроля влияния азотной кислоты на комплекс ФГК-Np(IV). Как и ожидалось, образование комплексного соединения подавляется при увеличении концентрации азотной кислоты, но процесс комплексообразования может быть направлен в обратную сторону при добавлении концентрированной азотной кислоты. Спектроскопия вблизи инфракрасной области также использовалась для контроля отгонки Np(IV) из 30% ТВФ/КБЗ в раствор ФГК в азотной кислоте.
Для оценки способности формогидроксамовой кислоты к отгонке использовались экспериментальные данные и прогнозирующее компьютерное моделирование. Результаты показывают, что Np(IV)-формогидроксамовый комплекс является неэкстрагируемым в 30% ТВФ/КБЗ, и величины содержания (распределения) значительно уменьшаются при понижении кислотности и повышении концентрации лиганда. На фиг. 8 показано влияние увеличения концентрации ФГК на величину содержания (распределения) Np(IV) в 1 М HNO3, при этом полная концентрация Np составляет примерно 0.005 М.

Claims (6)

1. Способ переработки отработанного ядерного топлива, который включает, по меньшей мере, образование водного раствора топлива и, по меньшей мере, одну стадию экстракции растворителем, отличающийся тем, что в водный раствор вводят формогидроксамовую кислоту, чтобы восстановить Np(V1) в Np(V) и/или для образования комплекса с Np(1V), при этом по существу весь имеющийся нептуний остается в водной фазе в течение экстракции растворителем.
2. Способ по п. 1, в котором отработанное топливо содержит как уран, так и плутоний, при этом уран экстрагируют фазой растворителя.
3. Способ по п. 1 или 2, в котором нептуний отделяют от урана на той же стадии, на которой уран отделяют от плутония.
4. Способ по п. 1 или 2, в котором сначала отделяют плутоний от урана, а нептуний отделяют от урана на следующей стадии.
5. Способ по любому из предыдущих пунктов, где формогидроксамовую кислоту удаляют путем бурного газообразования в сильной азотной кислоте или добавляя азотистую кислоту.
6. Способ по любому из предыдущих пунктов, где экстракцию растворителем проводят, по меньшей мере, в одном центробежном реакторе.
RU98117069A 1996-02-14 1997-02-14 Способ переработки отработанного ядерного топлива RU2182379C2 (ru)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
GB9603059A GB9603059D0 (en) 1996-02-14 1996-02-14 Nuclear fuel processing
GB9603059.8 1996-02-14

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU98117069A RU98117069A (ru) 2000-08-20
RU2182379C2 true RU2182379C2 (ru) 2002-05-10

Family

ID=10788715

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU98117069A RU2182379C2 (ru) 1996-02-14 1997-02-14 Способ переработки отработанного ядерного топлива

Country Status (9)

Country Link
US (1) US6093375A (ru)
EP (1) EP0885444B1 (ru)
JP (1) JP3927602B2 (ru)
KR (1) KR19990082526A (ru)
CN (1) CN1123013C (ru)
CA (1) CA2243455C (ru)
GB (1) GB9603059D0 (ru)
RU (1) RU2182379C2 (ru)
WO (1) WO1997030456A1 (ru)

Families Citing this family (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB9722930D0 (en) * 1997-10-31 1998-01-07 British Nuclear Fuels Plc Nuclear fuel reprocessing
GB9722927D0 (en) * 1997-10-31 1998-01-07 British Nuclear Fuels Plc Nuclear fuel reprocessing
WO2000013188A1 (en) * 1998-08-28 2000-03-09 British Nuclear Fuels Plc Nuclear fuel processing including reduction of np(vi) to np(v) with a hydrophilic substituted hydroxylamine
EP1105883A1 (en) * 1998-08-28 2001-06-13 British Nuclear Fuels PLC Nuclear fuel reprocessing including reduction of np(vi) to np(v) with an oxime
GB0125951D0 (en) * 2001-10-30 2001-12-19 British Nuclear Fuels Plc Process for controlling valence states
FR2862804B1 (fr) * 2003-11-20 2006-01-13 Commissariat Energie Atomique Procede de separation de l'uranium (vi) d'actinides (iv) et/ou (vi)et ses utilisations
US20080224106A1 (en) * 2006-09-08 2008-09-18 Michael Ernest Johnson Process for treating compositions containing uranium and plutonium
US7854907B2 (en) * 2008-11-19 2010-12-21 The Board of Regents of the Nevada System of Higher Education of the University of Nevada, Las Vegas Process for the extraction of technetium from uranium
US8270554B2 (en) * 2009-05-19 2012-09-18 The United States Of America, As Represented By The United States Department Of Energy Methods of producing cesium-131
FR2947663B1 (fr) * 2009-07-02 2011-07-29 Areva Nc Procede ameliore de traitement de combustibles nucleaires uses
CN103105344A (zh) * 2011-11-11 2013-05-15 中核四0四有限公司 在脉冲状态下测量脉冲萃取柱介质参数的测量装置
CN105734310B (zh) * 2016-03-02 2018-03-09 中国原子能科学研究院 一种以二肟亚酰胺为还原反萃剂的钚纯化浓缩方法
FR3068257B1 (fr) * 2017-06-29 2022-01-14 Commissariat Energie Atomique Carbamides pour la separation de l'uranium(vi) et du plutonium(iv) sans reduction du plutonium(iv)
CN108519374A (zh) * 2018-01-24 2018-09-11 中国原子能科学研究院 核燃料后处理流程中氨基羟基脲的分析方法
RU2756277C1 (ru) * 2021-03-04 2021-09-30 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Петербургский институт ядерной физики им. Б.П. Константинова Национального исследовательского центра "Курчатовский институт" Способ химического обогащения урана легкими изотопами

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US422941A (en) * 1890-03-11 Separating-machine
FR2128426B1 (ru) * 1971-03-02 1980-03-07 Cnen
DE2838541A1 (de) * 1977-09-16 1979-04-05 British Nuclear Fuels Ltd Verfahren zur reinigung einer plutonium enthaltenden phase
DE3332954A1 (de) * 1983-09-13 1985-03-28 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Verfahren zur abtrennung von neptunium aus einer organischen phase bei der wiederaufarbeitung bestrahlter kernbrenn- und/oder brutstoffe
CN87105352B (zh) * 1987-08-07 1988-11-02 中国建筑科学研究院地基基础研究所 混凝土灌注桩成桩设备

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
СТОЛЕР С., РИЧАРДС Р. Переработка ядерного горючего. - М.: Атомиздат, 1964, с.151-152. КАЦ Д.Ж. и др. Химия актиноидов. - М.: Мир, 1991, т.1 с.463-468. *

Also Published As

Publication number Publication date
CN1210612A (zh) 1999-03-10
WO1997030456A1 (en) 1997-08-21
EP0885444B1 (en) 2002-05-02
GB9603059D0 (en) 1996-08-28
US6093375A (en) 2000-07-25
CA2243455A1 (en) 1997-08-21
JP3927602B2 (ja) 2007-06-13
JP2000504837A (ja) 2000-04-18
CN1123013C (zh) 2003-10-01
EP0885444A1 (en) 1998-12-23
KR19990082526A (ko) 1999-11-25
CA2243455C (en) 2007-11-06

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2182379C2 (ru) Способ переработки отработанного ядерного топлива
RU2558332C9 (ru) Способ переработки отработанного ядерного топлива, не требующий восстановительной реэкстракции плутония
US20080224106A1 (en) Process for treating compositions containing uranium and plutonium
RU2352006C2 (ru) Способ отделения урана ( vi ) от актиноидов ( iv ) и/или ( vi ) и его использование
US3387945A (en) Processes for simultaneously purifying and concentrating plutonium solutions
JPH0518076B2 (ru)
US3954654A (en) Treatment of irradiated nuclear fuel
JP4338898B2 (ja) 使用済み燃料の再処理方法およびピューレックス式再処理方法
Govindan et al. Partitioning of uranium and plutonium by acetohydroxamic acid
JP3050359B2 (ja) ネプツニウムとプルトニウムの分離方法
US6444182B1 (en) Nuclear fuel reprocessing using hydrophilic substituted hydroxylamines
EP1454326A2 (en) Process for controlling valence states
JP2939110B2 (ja) ネプツニウムとプルトニウムの共抽出方法
JP3113033B2 (ja) 放射性溶液中のルテニウム及びテクネチウムの分離方法並びにそれを用いた使用済核燃料再処理プロセス
JP4338899B2 (ja) 使用済み燃料再処理方法、ピューレックス式再処理方法、Ｎｐ（ＶＩ）をＮｐ（Ｖ）に還元する方法、及びＰｕ（ＩＶ）をＰｕ（ＩＩＩ）に還元する方法
Cooper et al. Aqueous Processes for Separation and Decontamination of Irradiated Fuels
JPH0566290A (ja) ネプツニウムの分離方法および装置
Bugrov et al. Development and pilot testing of new Flow diagrams for plutonium purification at the RT-1 plant
WO1996011477A1 (en) The treatment of liquids
Glatz et al. Separation of fission products, nitric acid plutonium and uranium by extraction chromatography with TBP-polystyrene
JP2948531B2 (ja) プルトニウムとネプツニウムの光化学分離方法
Moore Liquid-Liquid Extraction of Polonium-208 Tracer from Bismuth Target Solutions
JPS5847040B2 (ja) プルトニウムの分離方法
RU2253159C2 (ru) Способ отделения ценных компонентов, содержащихся в твердофазном продукте радиоактивных материалов, от примесей
Mahapatra et al. Development of a simple method for the preparation of reactor-grade zirconium.[Fractional precipitation as pyrophosphate for separation of Hf]

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20060215