RU2340021C1 - Method of spent nuclear fuel recycling - Google Patents

Method of spent nuclear fuel recycling Download PDF

Info

Publication number
RU2340021C1
RU2340021C1 RU2007120888A RU2007120888A RU2340021C1 RU 2340021 C1 RU2340021 C1 RU 2340021C1 RU 2007120888 A RU2007120888 A RU 2007120888A RU 2007120888 A RU2007120888 A RU 2007120888A RU 2340021 C1 RU2340021 C1 RU 2340021C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
nuclear fuel
processing method
slag
charge
carried out
Prior art date
Application number
RU2007120888A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Петр Анатольевич Александров (RU)
Петр Анатольевич Александров
Евгений Викторович Бурлаков (RU)
Евгений Викторович Бурлаков
Александра Владимировна Бочарова (RU)
Александра Владимировна Бочарова
Михаил Андреевич Павлов (RU)
Михаил Андреевич Павлов
Николай Викторович Степанов (RU)
Николай Викторович СТЕПАНОВ
Original Assignee
Николай Викторович СТЕПАНОВ
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 Николай Викторович СТЕПАНОВ filed Critical Николай Викторович СТЕПАНОВ
Priority to RU2007120888A priority Critical patent/RU2340021C1/en
Priority to PCT/RU2007/000400 priority patent/WO2008150188A1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2340021C1 publication Critical patent/RU2340021C1/en

Links

Classifications

    • 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
    • G21C19/48—Non-aqueous processes
    • 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
    • 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

Abstract

FIELD: technological processes; fuel.
SUBSTANCE: method of spend solid nuclear fuel recycling includes loading oxide of spent nuclear fuel and restoration material, melting of prepared charge and reduction to metal nuclear fuel. At that thinning agent -slag - is added to charge, then it is ground, and prepared homogeneous charge is melted by means of high-frequency heating in the medium of inertial gas. For process of reduction exothermal reaction is used with one restoration material, then slag is removed together with most active products that saturated it.
EFFECT: reduction of recycled fuel activity, acceleration of spent nuclear fuel restoration process, reduction in price and environmental safety of its storage and transportation.

Description

Изобретение относится к технологии переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива ядерных реакторов - диоксида урана - металлургическим способом с целью его дальнейшего безопасного хранения.The invention relates to a technology for processing spent (irradiated) solid nuclear fuel from nuclear reactors - uranium dioxide - by a metallurgical method with a view to its further safe storage.

Активность отработавшего ядерного топлива при длительном хранении определяется в основном содержанием долгоживущих изотопов ксенона, стронция и т.д.The activity of spent nuclear fuel during long-term storage is determined mainly by the content of long-lived isotopes of xenon, strontium, etc.

Известен способ переработки отработанного ядерного топлива, заключающийся в однократном окислении UO2 на воздухе при температуре ~400°С в U3О8 и восстановлении ее в среде водорода до UO2 при температуре ~600°С до металлического урана (L.F.Grantham, R.G.Clark, R.C.Hoyt, J.R.Miller, AIROX Dry Pyrochemical Processing Method, 1980, American Chemical Society, 0-8412-0527-2/80/47-117-219$05.00/0).There is a method of processing spent nuclear fuel, which consists in a single oxidation of UO 2 in air at a temperature of ~ 400 ° C in U 3 O 8 and its reduction in a hydrogen medium to UO 2 at a temperature of ~ 600 ° C to metallic uranium (LF Grantham, RGClark, RCHoyt , JRMiller, AIROX Dry Pyrochemical Processing Method, 1980, American Chemical Society, 0-8412-0527-2 / 80 / 47-117-219 $ 05.00 / 0).

Этот способ не позволяет полностью удалить цезий при переработке, что приводит к высокой радиоактивности топлива, подлежащего хранению.This method does not allow complete removal of cesium during processing, which leads to high radioactivity of the fuel to be stored.

Наиболее близким по технической сущности к предлагаемому решению является способ восстановления оксидов металла, присутствующих в отработанном ядерном топливе (ОЯТ), включающий загрузку в тигель оксида отработанного ядерного топлива и материала-восстановителя, расплавление полученной смеси и восстановление до металлического урана (заявка РФ №2004127170 G21C 19/44, 2004 г.).The closest in technical essence to the proposed solution is a method for the reduction of metal oxides present in spent nuclear fuel (SNF), which includes loading into the crucible oxide of spent nuclear fuel and reducing material, melting the mixture and reducing to metallic uranium (RF application No. 2004127170 G21C 19/44, 2004).

В известном способе используют электролитическое разделение.In the known method, electrolytic separation is used.

Недостатками известного изобретения являются:The disadvantages of the known invention are:

- нет возможности получать более чистый металлический уран, свободный от активных примесей;- there is no way to get more pure metallic uranium, free from active impurities;

- нельзя значительно снизить активность переработанного топлива, что не позволит существенно удешевить и сделать экологически безопасным его хранение и транспортировку;- it is impossible to significantly reduce the activity of reprocessed fuel, which will not allow to significantly reduce the cost and make its storage and transportation environmentally safe;

- процесс переработки (восстановления) отработанного ядерного топлива путем электролитического разделения на элементы подразумевает необходимость изменять катодный ток под каждый извлекаемый элемент, что снижает производительность процесса.- the process of processing (restoring) spent nuclear fuel by electrolytic separation into cells implies the need to change the cathode current for each recoverable element, which reduces the productivity of the process.

Для получения электролита, не перенасыщенного ОЯТ, необходима высокая концентрация растворителя, который тоже надо утилизировать, что в свою очередь также затрудняет и удорожает процесс восстановления.To obtain an electrolyte that is not oversaturated with SNF, a high concentration of solvent is necessary, which must also be disposed of, which in turn also makes the recovery process more difficult and expensive.

Задачей, решаемой предлагаемым изобретением, является создание способа переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива, лишенного выше указанных недостатков, а именно металлургического способа переработки, позволяющего снижать активность переработанного топлива, ускорять процесс восстановления ОЯТ, а значит, существенно удешевить и сделать экологически безопасным его хранение и транспортировку.The problem solved by the invention is the creation of a method for the processing of spent (irradiated) solid nuclear fuel, devoid of the above disadvantages, namely, a metallurgical processing method that reduces the activity of the reprocessed fuel, accelerates the recovery of spent nuclear fuel, and therefore significantly reduces the cost and makes it environmentally safe. storage and transportation.

Технический результат в предлагаемом изобретение достигают созданием способа переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива, включающий загрузку оксида отработанного ядерного топлива и материала-восстановителя, расплавление полученной шихты и восстановление до металлического ядерного топлива, отличающийся тем, что в шихту добавляют шлак-разжижитель, затем ее размельчают и расплавление полученной гомогенной шихты ведут путем высокочастотного нагрева в среде инертного газа, а для процесса восстановления используют экзотермическую реакцию, по крайней мере, с одним материалом-восстановителем, затем проводят удаление шлака с насытившими его наиболее активными продуктами.The technical result in the present invention is achieved by creating a method for processing spent (irradiated) solid nuclear fuel, including loading spent nuclear fuel oxide and reducing material, melting the resulting charge and reducing to metallic nuclear fuel, characterized in that slag-thinner is added to the charge, then it is crushed and the melting of the obtained homogeneous charge is carried out by high-frequency heating in an inert gas medium, and for the reduction process, an exothermic reaction with at least one reducing material is carried out, then slag is removed with the most active products saturated with it.

Предлагаемый способ позволят отделять активный материал ОЯТ, нуждающийся в захоронении, и резко сократить его объем (до 3%).The proposed method will allow to separate the active SNF material in need of disposal, and dramatically reduce its volume (up to 3%).

Предлагаемый способ позволяет сконцентрировать энергию на нагреве оксидного ОЯТ (что определяет энергоемкость процесса, поскольку высокочастотный нагрев снижает энергоемкость раскисления, т.к. сам процесс идет с выделением тепла).The proposed method allows you to concentrate energy on heating oxide SNF (which determines the energy intensity of the process, since high-frequency heating reduces the energy intensity of deoxidation, since the process itself proceeds with the release of heat).

Изобретение характеризуется также тем, что оставшийся расплав сплава на основе урана подвергают в тигле-отстойнике вторичной изотермической ликвации, резкому охлаждению, а затем и полученный слиток разделяют, по крайней мере, на три части, содержащие уран, трансурановые и легкие элементы.The invention is also characterized in that the remaining uranium-based alloy melt is subjected to rapid isothermal segregation in a settling crucible, quenched, and then the resulting ingot is divided into at least three parts containing uranium, transuranic and light elements.

Это позволяет:This allows:

- получить металлический уран с низким содержанием примесей с высоким сечением захвата тепловых нейтронов;- to obtain metallic uranium with a low content of impurities with a high capture cross section of thermal neutrons;

- отделить тяжелые трансурановые элементы для их дальнейшего использования;- to separate heavy transuranic elements for their further use;

- отделить легкие элементы, среди которых находятся палладий, молибден и т.д.- Separate light elements, among which are palladium, molybdenum, etc.

Намораживание расплава позволяет собрать шлак, в состав которого входят все нуждающиеся в удалении элементы, в верхней части расплава, а затем их удалить.Freezing the melt allows you to collect slag, which includes all the elements that need to be removed, in the upper part of the melt, and then remove them.

Использование в качестве материала-восстановителя или металлический кальций, или натрий, или магний, или сплавы на их основе необходимо для раскисления ОЯТ.The use of calcium metal, or sodium, or magnesium, or alloys based on them as a reducing agent is necessary for the deoxidation of spent nuclear fuel.

Использование в качестве шлака-разжижителя криолита CaAlF6, т.к. он обладает низкой температурой плавления и высокой смачивающей способностью оксидного ОЯТ.The use of cryolite CaAlF 6 as a slag-breaker, since it has a low melting point and high wetting ability of oxide SNF.

Расплавление гомогенной шихты, которое ведут путем высокочастотного нагрева в атмосфере аргона при частоте 45-450 кГц, и последующая экзотермическая реакция при температуре 1450-1500°С в течение 15-60 минут необходимы для образования на поверхности ОЯТ оксида кальция, являющегося чрезвычайно тугоплавким и его можно отделить.Melting a homogeneous charge, which is carried out by high-frequency heating in an argon atmosphere at a frequency of 45-450 kHz, and a subsequent exothermic reaction at a temperature of 1450-1500 ° C for 15-60 minutes are necessary for the formation of calcium oxide on the surface of SNF, which is extremely refractory and its can be separated.

Изотермическая ликвация с изменением температуры по длине тигля-отстойника 0,1-0,2°С и колебанием напряжения магнитного поля 7-10 ТЭ позволяет проводить ее без взаимного растворения компонентов друг в друге, что в дальнейшем позволяет разделить слиток на несколько самостоятельных частей.Isothermal segregation with a temperature change along the length of the settling crucible of 0.1-0.2 ° C and a fluctuation of the magnetic field voltage of 7-10 TE allows it to be carried out without mutual dissolution of the components in each other, which subsequently allows the ingot to be divided into several independent parts.

Рассмотрим пример выполнения предлагаемого способа.Consider an example of the proposed method.

Топливные таблетки отработанного ядерного топлива (ОЯТ) измельчают совместным помолом (мокрым помолом) с металлом или материалом-восстановителем и шлаком-разжижителем в соотношенииSpent nuclear fuel (SNF) fuel pellets are ground by co-grinding (wet grinding) with metal or a reducing material and a slag-diluent in the ratio

70 вес.% ОЯТ70 wt.% SNF

30 вес.% металл-восстановитель30 wt.% Metal reducing agent

10 вес.% шлак-разжижитель10 wt.% Slag thinner

в течение 50-60 минут в шаровых мельницах с добавлением ацетона или четыреххлористого углерода до дисперсности менее 1 мм. Мокрый помол позволяет получать гомогенную шихту с большей активной поверхностью.for 50-60 minutes in ball mills with the addition of acetone or carbon tetrachloride to a dispersion of less than 1 mm Wet grinding allows you to get a homogeneous mixture with a larger active surface.

Затем проводят высушивание полученной шихты в атмосфере инертного газа при температуре 60-90°С в течение 15-30 минут.Then carry out the drying of the resulting mixture in an inert gas atmosphere at a temperature of 60-90 ° C for 15-30 minutes.

Высушенную массу шихты подают в тигель и раскисляют ее высокочастотным нагревом в атмосфере инертного газа, например аргона, при частоте 45-450 кГц до образования расплава металла и шлака.The dried mass of the charge is fed into the crucible and deoxidized by high-frequency heating in an atmosphere of inert gas, such as argon, at a frequency of 45-450 kHz until a molten metal and slag are formed.

После последующей экзотермической реакции расплава при температуре 1450-1500°С в течение 15-60 минут шлак, насыщенный активными газами и элементами с низкой температурой плавления, удаляют.After the subsequent exothermic reaction of the melt at a temperature of 1450-1500 ° C for 15-60 minutes, slag saturated with active gases and elements with a low melting point is removed.

В результате нагрева металл-восстановитель, например металлический кальций, отбирает кислород у диоксида урана UO2 и продуктов распада, кроме платинидов, а шлак-разжижитель, например криолит CaAlF6, резко снижает температуру плавления вновь образованных оксидов металла-восстановителя СаО и, всплывая, накрывает реагирующую шихты.As a result of heating, a metal reducing agent, for example, metallic calcium, takes oxygen from uranium dioxide UO 2 and decay products, except for platinides, and a slag thinner, such as CaAlF 6 cryolite, sharply reduces the melting temperature of the newly formed CaO reducing metal oxides and, floating up, covers reactive charge.

При нагреве и появлении расплава на основе урана из него начинают вскипать легко летучие элементы (ксенон, цезий, стронций, иод и др.), которые насыщают поверхностный слой шлака.When heating and the appearance of a melt based on uranium, easily volatile elements (xenon, cesium, strontium, iodine, etc.) begin to boil from it, which saturate the surface layer of slag.

После прекращения кипения расплава металла образуется граница шлак-металл.After the boiling of the molten metal ceases, a slag-metal boundary forms.

Образовавшийся шлак удаляют вместе с насытившими его наиболее активными продуктами распада и помещают в контейнер для захоронения или хранения.The resulting slag is removed along with the most active decay products that have saturated it and placed in a container for burial or storage.

Оставшийся в тигле расплав сливают в изотермический тигель-отстойник и выдерживают в нем при температуре 1150-1300°С в течение 24-120 минут с изменением температуры по длине тигля 0,1-0,2°С и колебанием напряжения магнитного поля 7-10 ТЭ.The melt remaining in the crucible is poured into an isothermal settling crucible and kept therein at a temperature of 1150-1300 ° C for 24-120 minutes with a temperature change along the crucible length of 0.1-0.2 ° C and a magnetic field voltage fluctuation of 7-10 TE.

В результате ликвации в расплаве происходит расслоение по атомным весам и температурам плавления на элементы с атомным весом меньшим, чем у урана (молибден, технеций, палладий и т.д.), и с большим атомным весом (трансурановые элементы).As a result of segregation in the melt, separation occurs according to atomic weights and melting points into elements with an atomic weight lower than that of uranium (molybdenum, technetium, palladium, etc.), and with a large atomic weight (transuranic elements).

После охлаждения слитка в тигле-отстойнике его подвергают просвечиванию с помощью рентгена для выявления границ расслоения и расчленяют по ним на три части: уран, трансурановые и легкие элементы.After cooling the ingot in a settling crucible, it is exposed to X-ray diffraction to reveal delamination boundaries and is divided into three parts: uranium, transuranic and light elements.

Последующий процесс рафинирования или экстракции отдельных элементов может быть проведен традиционными методами для слабоактивных материалов.The subsequent process of refining or extraction of individual elements can be carried out by traditional methods for weakly active materials.

В результате проведенных экспериментов установлено, что предлагаемый способ переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива с заданными свойствами может быть получен только при указанном содержании компонентов и приведенных режимах.As a result of the experiments, it was found that the proposed method for processing spent (irradiated) solid nuclear fuel with desired properties can be obtained only with the specified content of components and the given modes.

В случае, если параметры хотя бы одного из режимов способа, указанных в примере выполнения предлагаемого изобретения, выходят за указанные пределы, то технический результат в изобретении не будет достигнут.If the parameters of at least one of the modes of the method specified in the exemplary embodiment of the present invention go beyond these limits, then the technical result in the invention will not be achieved.

Это позволяет сделать вывод о том, что указанные параметры режимов способа переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива относятся к существенным признакам данного изобретения.This allows us to conclude that these parameters of the modes of processing the spent (irradiated) solid nuclear fuel are essential features of this invention.

Claims (8)

1. Способ переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива, включающий загрузку оксида отработанного ядерного топлива и материала-восстановителя, расплавление полученной шихты и восстановление до металлического ядерного топлива, отличающийся тем, что в шихту добавляют шлак-разжижитель, затем ее размельчают и расплавление полученной гомогенной шихты ведут путем высокочастотного нагрева в среде инертного газа, а для процесса восстановления используют экзотермическую реакцию, по крайней мере, с одним материалом-восстановителем, затем проводят удаление шлака с насытившими его наиболее активными продуктами.1. A method of processing spent (irradiated) solid nuclear fuel, comprising loading spent nuclear fuel oxide and reducing material, melting the resulting charge and reducing to metallic nuclear fuel, characterized in that slag-diluent is added to the charge, then it is crushed and melting the resulting homogeneous charge is carried out by high-frequency heating in an inert gas medium, and an exothermic reaction with at least one reducing material is used for the reduction process ovitelem then carried deslagging saturate it with the most active products. 2. Способ переработки по п.1, отличающийся тем, что оставшийся расплав сплава на основе урана подвергают в тигле-отстойнике вторичной изотермической ликвации, резкому охлаждению, а затем и полученный слиток разделяют, по крайней мере, на три части, содержащие уран, трансурановые и легкие элементы.2. The processing method according to claim 1, characterized in that the remaining melt of the uranium-based alloy is subjected to secondary isothermal segregation in a crucible settler, quenched, and then the resulting ingot is divided into at least three parts containing uranium, transuranic and light elements. 3. Способ переработки по п.1, отличающийся тем, что удаление шлака производят путем его намораживания.3. The processing method according to claim 1, characterized in that the removal of slag is produced by freezing it. 4. Способ переработки по п.1, отличающийся тем, что в качестве материала-восстановителя используют или металлический кальций, или натрий, или магний, или сплавы на их основе.4. The processing method according to claim 1, characterized in that as the reducing material use either metallic calcium, or sodium, or magnesium, or alloys based on them. 5. Способ переработки по п.1, отличающийся тем, что в качестве шлака-разжижителя используют криолит CaAlF6.5. The processing method according to claim 1, characterized in that cryolite CaAlF 6 is used as a slag-diluent. 6. Способ переработки по п.1, отличающийся тем, что высокочастотный нагрев ведут при частоте 45-450 кГц.6. The processing method according to claim 1, characterized in that the high-frequency heating is carried out at a frequency of 45-450 kHz. 7. Способ переработки по п.1, отличающийся тем, что экзотермическую реакцию проводят при температуре 1450-1500°С в течение 15-60 мин.7. The processing method according to claim 1, characterized in that the exothermic reaction is carried out at a temperature of 1450-1500 ° C for 15-60 minutes 8. Способ переработки по. п.1, отличающийся тем, что изотермическую ликвацию проводят с изменением температуры по длине тигля-отстойника 0,1-0,2°С и колебанием напряжения магнитного поля 7-10 ТЭ.8. The processing method according to. Claim 1, characterized in that the isothermal segregation is carried out with a temperature change along the length of the settling crucible of 0.1-0.2 ° C and a voltage fluctuation of the magnetic field of 7-10 TE.
RU2007120888A 2007-06-05 2007-06-05 Method of spent nuclear fuel recycling RU2340021C1 (en)

Priority Applications (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2007120888A RU2340021C1 (en) 2007-06-05 2007-06-05 Method of spent nuclear fuel recycling
PCT/RU2007/000400 WO2008150188A1 (en) 2007-06-05 2007-07-20 Method for processing spent nuclear fuel

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2007120888A RU2340021C1 (en) 2007-06-05 2007-06-05 Method of spent nuclear fuel recycling

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2340021C1 true RU2340021C1 (en) 2008-11-27

Family

ID=40093895

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2007120888A RU2340021C1 (en) 2007-06-05 2007-06-05 Method of spent nuclear fuel recycling

Country Status (2)

Country Link
RU (1) RU2340021C1 (en)
WO (1) WO2008150188A1 (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2711214C1 (en) * 2019-07-12 2020-01-15 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Spent fuel reprocessing method of fuel assemblies of nuclear reactor

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE605293A (en) * 1961-06-22 1961-12-22
BE698675A (en) * 1967-05-19 1967-11-20
GB9928655D0 (en) * 1999-12-03 2000-02-02 British Nuclear Fuels Plc Actinide production
GB0204671D0 (en) * 2002-02-28 2002-04-10 British Nuclear Fuels Plc Electrochemical cell for metal production
RU2253916C1 (en) * 2004-06-28 2005-06-10 Российский научный центр "Курчатовский институт" Mode of processing irradiated nuclear fuel

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2711214C1 (en) * 2019-07-12 2020-01-15 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Spent fuel reprocessing method of fuel assemblies of nuclear reactor

Also Published As

Publication number Publication date
WO2008150188A1 (en) 2008-12-11

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Vaden et al. Engineering-scale liquid cadmium cathode experiments
US5082603A (en) Method of treatment of high-level radioactive waste
US3721549A (en) Preparation of metal ingots from the corresponding metal oxides
Wood et al. Advances in fuel fabrication
RU2340021C1 (en) Method of spent nuclear fuel recycling
Carlson et al. Preparation and Refining of Yttrium Metal by Y‐Mg Alloy Process
JPH08233987A (en) Reprocessing method for spent fuel
US4248836A (en) Recovery of nuclear fuel material
Kruger Preparation and some properties of arc-cast plutonium monocarbide
Lawroski et al. Processing of reactor fuel materials by pyrometallurgical methods
RU2383070C1 (en) Method for metallurgical processing spent (exposed) solid nuclear fuel
US2905552A (en) Production of uranium metal by carbon reduction
RU2790544C1 (en) Method for remelting structural materials of shells of spent fuel rods and structural materials of spent fuel assemblies
US3485594A (en) Molten iron method of recovering nuclear material from composite bodies
Iizuka et al. Development of treatment process for anode residue from molten salt electrorefining of spent metallic fast reactor fuel
RU2159473C1 (en) Method for recovering radionuclide-containing metal wastes
JPH05188186A (en) Separation and recovery of depleted uranium from spent nuclear fuel
McDeavitt et al. Defining a metal-based waste form for IFR pyroprocessing wastes
Fuhrman et al. Production of thorium powder by calcium reduction of thorium oxide
Steunenberg et al. Status of the salt transport process for fast breeder reactor fuels
JPH07209483A (en) Chemical reprocessing method of spent fuel
Carmack et al. Electroslag remelt processing of irradiated vanadium alloys
Rogozkin et al. Mononitride U-Pu mixed fuel and it's electrochemical reprocessing in molten salts
Nikitin et al. Electrorefining of Uranium Alloys Containing Palladium and Neodymium in 3LiCl–2KCl–UCl3 Melts
RU2154318C1 (en) Method for extracting molybdenum from uranium base metal fuel

Legal Events

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

Effective date: 20090606

NF4A Reinstatement of patent

Effective date: 20120327

MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20130606