RU2543086C1 - Method of obtaining individual and mixed metal oxides - Google Patents

Method of obtaining individual and mixed metal oxides Download PDF

Info

Publication number
RU2543086C1
RU2543086C1 RU2013139742/07A RU2013139742A RU2543086C1 RU 2543086 C1 RU2543086 C1 RU 2543086C1 RU 2013139742/07 A RU2013139742/07 A RU 2013139742/07A RU 2013139742 A RU2013139742 A RU 2013139742A RU 2543086 C1 RU2543086 C1 RU 2543086C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
solution
solutions
uranium
mixed
oxides
Prior art date
Application number
RU2013139742/07A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU2013139742A (en
Inventor
Надежда Андреевна Семенова
Леонид Владиленович Красников
Александр Александрович Лумпов
Андрей Анатольевич Мурзин
Original Assignee
Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина"
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 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" filed Critical Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина"
Priority to RU2013139742/07A priority Critical patent/RU2543086C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2543086C1 publication Critical patent/RU2543086C1/en
Publication of RU2013139742A publication Critical patent/RU2013139742A/en

Links

Classifications

    • 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

Landscapes

  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
  • Oxygen, Ozone, And Oxides In General (AREA)

Abstract

FIELD: chemistry.
SUBSTANCE: solution of metal nitrates (0.3-5 mol/l NHO3) is mixed with solution of reducing agent and/or complex-forming reagent and supplied though sprayer of aerosol drying apparatus, which ensures heating of reaction mixture over the temperature of decomposition of reagents and formed complexes of metals (>400°C). Quantity of complexes is selected basing on conditions of total substitution of nitrate-ion in coordination sphere of metals. In some cases preliminary mixing of solutions is undesirable because of large gas release and/or sedimentation. In such cases solution of metal nitrates and solution of reagents are supplied into apparatus sprayer separately, where they are mixed before spraying. To obtain actinide oxides in low-valence condition and solid solutions of actinide oxides based on uranium dioxide inert gases or their mixtures are applied as medium in apparatus of aerosol drying.
EFFECT: possibility of obtaining metal oxides from nitrate solutions in one stage, including obtaining solid solutions of actinide oxides based on uranium dioxide without hydrogen application, as well as increase of safety and simplification of method of obtaining metal oxides, including mixed actinide oxides.
7 cl

Description

Изобретение относится к области технологии редких и рассеянных элементов и ядерной энергетики, и в частности, к способам получения смешанного уран-плутониевого ядерного топлива на базе диоксидов UO2 и PuO2, получившего название МОХ (Mixed-Oxide) топлива. Известно, что плутоний, особенно в смеси с ураном, представляет собой энергетически эффективный материал для реакторов ВВЭР и реакторов нового поколения (таких, как реакторы на быстрых нейтронах и т.д.). Наиболее оптимальное МОХ топливо должно представлять собой твердый раствор на основе UO2. В ряде случаев в топливную композицию включают помимо плутония и другие актиниды: америций (АМОХ-топливо) и нептуний.The invention relates to the field of technology of rare and trace elements and nuclear energy, and in particular, to methods for producing mixed uranium-plutonium nuclear fuel based on dioxides UO 2 and PuO 2 , called MOX (Mixed-Oxide) fuel. It is known that plutonium, especially when mixed with uranium, is an energy-efficient material for WWER reactors and new generation reactors (such as fast neutron reactors, etc.). The most optimal MOX fuel should be a solid solution based on UO 2 . In some cases, in addition to plutonium, other actinides are also included in the fuel composition: americium (AMOX fuel) and neptunium.

Производство такого топлива должно основываться на простых операциях с минимальным количеством отходов. Независимо от способа получения МОХ-топливо должно удовлетворять ряду требований, из которых основные - это высокая гомогенность твердого раствора диоксидов урана и плутония для обеспечения равномерности энерговыделения и его хорошая растворимость в азотной кислоте для перевода в раствор облученного ядерного топлива при его химической переработке.The production of such fuels should be based on simple operations with minimal waste. Regardless of the production method, MOX fuel must satisfy a number of requirements, of which the main ones are the high homogeneity of the solid solution of uranium and plutonium dioxide to ensure uniform energy release and its good solubility in nitric acid to transfer the irradiated nuclear fuel into the solution during its chemical processing.

Известны два принципиально различных метода получения МОХ-топлива. Первый метод заключается в механическом смешивании исходных порошков диоксидов урана и плутония (МСО) для получения пресс-порошка с высокой равномерностью перемешивания диоксидов с последующим добавлением связующего агента, прессованием и прокалкой (см., например: патент JP 8166482, 1994; патент US 4020131, 1977). Второй метод состоит в соосаждении соответствующих соединений урана и плутония из нитратных растворов с последующей сушкой и прокалкой с целью получения порошкообразного твердого раствора (U,Pu)O2. Этот способ может обеспечить высокую гомогенность распределения урана и плутония в полученном продукте, уменьшить число стадий и упростить технологию производства с отказом от механических стадий перемешивания и перетирания и, соответственно, уменьшить объем радиоактивных отходов.Two fundamentally different methods for producing MOX fuel are known. The first method consists in mechanically mixing the initial powders of uranium and plutonium dioxide (MCO) to obtain a press powder with high uniformity of mixing of the dioxides followed by the addition of a binding agent, pressing and calcining (see, for example: JP 8166482, 1994; US patent 4020131, 1977). The second method consists in the coprecipitation of the corresponding compounds of uranium and plutonium from nitrate solutions, followed by drying and calcination in order to obtain a powdered solid solution (U, Pu) O 2 . This method can ensure a high homogeneity of the distribution of uranium and plutonium in the resulting product, reduce the number of stages and simplify the production technology by eliminating the mechanical stages of mixing and grinding and, accordingly, reduce the volume of radioactive waste.

Известен способ получения смешанных оксидов урана и плутония путем соосаждения соответствующих комплексов указанных элементов с использованием комплексообразователей состоящих только из углерода, азота, водорода и кислорода, с последующей прокалкой (патент US 7169370 B2, 2007). В указанном способе предлагается соосаждать в требуемой пропорции комплексы U(IV) и Pu(IV) из нитратных растворов (1 моль/л HNO3) с помощью полиаминокарбоксильных кислот и их солей, поликарбоксильных кислот и их аммониевых солей, гидроксамовых кислот, криптандов и краун-эфиров. Поскольку по данному способу используется соосаждение комплексов урана и плутония в состоянии окисления (IV), то возникает необходимость использования восстановителей (в частности, гидразин нитрата) для восстановления и дальнейшей стабилизации указанного состояния окисления элементов. Количественное осаждение смеси комплексов обеспечивалось доведением pH раствора до ~7.5 с помощью концентрированной щелочи. После отделения и промывания осадок прокаливался при 650°С и выше в течение 1 часа. Данная процедура обеспечивала получение гомогенной смеси оксидов урана и плутония в пропорции, соответствующей составу исходных компонентов.A known method of producing mixed oxides of uranium and plutonium by coprecipitation of the corresponding complexes of these elements using complexing agents consisting only of carbon, nitrogen, hydrogen and oxygen, followed by calcination (patent US 7169370 B2, 2007). In this method, it is proposed to co-precipitate in the required proportion the U (IV) and Pu (IV) complexes from nitrate solutions (1 mol / L HNO 3 ) using polyaminocarboxylic acids and their salts, polycarboxylic acids and their ammonium salts, hydroxamic acids, cryptands and crown ethers. Since this method uses the coprecipitation of complexes of uranium and plutonium in the oxidation state (IV), it becomes necessary to use reducing agents (in particular, hydrazine nitrate) to restore and further stabilize the indicated state of oxidation of elements. Quantitative precipitation of the mixture of complexes was ensured by adjusting the pH of the solution to ~ 7.5 using concentrated alkali. After separation and washing, the precipitate was calcined at 650 ° C and above for 1 hour. This procedure provided a homogeneous mixture of uranium and plutonium oxides in a proportion corresponding to the composition of the starting components.

К недостаткам данного способа получения гомогенной смеси оксидов урана и плутония, приведенного в указанном патенте, можно отнести его относительную сложность и наличие ряда стадий, которые приводят к увеличению объема радиоактивных отходов (например, промывка осадка после отделения).The disadvantages of this method of obtaining a homogeneous mixture of uranium and plutonium oxides described in this patent include its relative complexity and the presence of a number of stages that lead to an increase in the volume of radioactive waste (for example, washing the precipitate after separation).

В качестве прототипа был выбран способ получения (по патенту GB 1350923, опубл. 24.04.1974) индивидуальных или смешанных оксидов урана и плутония прямо из раствора соответствующего нитрата, заключающийся в том, что концентрированный водный раствор нитрата и муравьиная кислота впрыскиваются с потоком воздуха, азота или водорода в первую (горячую) зону печи, нагретой до 150-300°С, а полученное вещество прокаливается во второй зоне печи, нагретой до 700-750°С. Показано, что после первой стадии получается красноватый порошок UO3, свойства которого определяются условиями введения растворов: (1) поверхность порошка увеличивается с увеличением отношения кислоты к нитрату уранила и уменьшается с ростом температуры нагревания на первой стадии, и (2) качество продукта практически не зависит от наличия свободной азотной кислоты в растворе. Дальнейшая прокалка в токе водорода приводит к получению UO2 или смеси UO2 и PuO2, пригодной для дальнейшего получения МОХ топлива путем смешивания и спекания.As a prototype, the method of obtaining (according to GB 1350923, publ. 04.24.1974) individual or mixed uranium and plutonium oxides directly from a solution of the corresponding nitrate was selected, namely, that a concentrated aqueous solution of nitrate and formic acid are injected with a stream of air, nitrogen or hydrogen to the first (hot) zone of the furnace heated to 150-300 ° C, and the resulting substance is calcined in the second zone of the furnace heated to 700-750 ° C. It was shown that after the first stage, a reddish powder UO 3 is obtained, the properties of which are determined by the conditions for the introduction of solutions: (1) the surface of the powder increases with an increase in the ratio of acid to uranyl nitrate and decreases with an increase in the heating temperature in the first stage, and (2) the quality of the product is practically not depends on the presence of free nitric acid in the solution. Further calcination in a stream of hydrogen leads to the production of UO 2 or a mixture of UO 2 and PuO 2 suitable for further production of MOX fuel by mixing and sintering.

К недостаткам данного способа можно отнести:The disadvantages of this method include:

- разделение процесса на несколько стадий;- dividing the process into several stages;

- ограничение в выборе реагента только муравьиной кислотой;- restriction in the choice of reagent only formic acid;

- ограничение в выборе актинидов только ураном и плутонием;- restriction in the choice of actinides only by uranium and plutonium;

- использование водорода на стадии получения конечного продукта.- the use of hydrogen at the stage of obtaining the final product.

Предлагаемым изобретением решается задача получения индивидуальных и смешанных оксидов металлов с использованием широкого спектра реагентов.The present invention solves the problem of obtaining individual and mixed metal oxides using a wide range of reagents.

Для достижения указанного результата в предлагаемом способе раствор нитратов металлов (0,3-5 моль/л HNO3) смешивают с раствором восстановителя и/или комплексообразующего реагента и подают через форсунку аппарата аэрозольной сушки, обеспечивающего прогрев реакционной смеси выше температуры разложения реагентов и образующихся комплексов металлов (>400°C). Габариты трубчатой печи аппарата аэрозольной сушки и температура стенки печи определяются требованием прогрева аэрозольной смеси до заданной температуры (>400°C) за время нахождения в горячей зоне установки. Количество комплексонов выбирается исходя из условий полного замещения нитрат-иона в координационной сфере металлов.To achieve the specified result in the proposed method, a solution of metal nitrates (0.3-5 mol / L HNO 3 ) is mixed with a solution of a reducing agent and / or a complexing reagent and fed through the nozzle of an aerosol drying apparatus, which ensures heating of the reaction mixture above the decomposition temperature of the reactants and the resulting complexes metals (> 400 ° C). The dimensions of the tube furnace of the aerosol drying apparatus and the temperature of the furnace wall are determined by the requirement of heating the aerosol mixture to a predetermined temperature (> 400 ° C) while it is in the hot zone of the installation. The number of complexones is selected based on the conditions of complete substitution of the nitrate ion in the coordination sphere of metals.

В ряде случаев предварительное смешивание растворов нежелательно из-за сильного газовыделения и/или выпадения осадков. В таких случаях раствор нитратов металлов и раствор реагентов подают в форсунку аппарата раздельно, где они смешиваются до распыления.In some cases, pre-mixing solutions is undesirable due to strong gas evolution and / or precipitation. In such cases, a solution of metal nitrates and a solution of reagents are fed to the nozzle of the apparatus separately, where they are mixed before spraying.

Для получения оксидов актинидов в низковалентном состоянии и твердых растворов оксидов актинидов на основе диоксида урана в качестве среды в аппарате аэрозольной сушки используют инертные газы или их смеси.To obtain actinide oxides in a low valent state and solid solutions of actinide oxides based on uranium dioxide, inert gases or mixtures thereof are used as a medium in the aerosol drying apparatus.

Пример 1. К азотнокислому раствору, содержащему 200 г/л урана, прибавляли концентрированную муравьиную кислоту, обеспечивая мольное соотношение уран/муравьиная кислота 1:6 (2 моль кислоты на образование комплекса с ураном и 4 моль кислоты в качестве восстановителя). Полученный раствор подавали со скоростью 100 мл/час в распылительную форсунку, соединенную с трубчатой печью, нагретой до 800°С. Распыление проводили воздухом. Продукт собирали в снабженном сетчатым фильтром сборнике, нагретом до 200°С, для предотвращения конденсации паров воды. По данным рентгенофазового анализа (РФА) получена чистая закись-окись урана (U3O8).Example 1. Concentrated formic acid was added to a nitric acid solution containing 200 g / l of uranium, providing a molar ratio of uranium / formic acid of 1: 6 (2 mol of acid to form a complex with uranium and 4 mol of acid as a reducing agent). The resulting solution was supplied at a rate of 100 ml / hour to a spray nozzle connected to a tubular furnace heated to 800 ° C. Spraying was carried out with air. The product was collected in a collector equipped with a strainer, heated to 200 ° C, to prevent condensation of water vapor. According to x-ray phase analysis (XRD), pure uranium oxide-oxide (U 3 O 8 ) is obtained.

Пример 2. Азотнокислый раствор, содержащий 800 г/л урана, нагретый до 70°С, со скоростью 70 мл/час подавали в двухканальную форсунку. Туда же подавали по второму каналу концентрированную муравьиную кислоту. Растворы смешивались внутри форсунки и распылялись воздухом в трубчатую печь, нагретую до 800°С. Продукт собирали в снабженном сетчатым фильтром сборнике, нагретом до 200°С для предотвращения конденсации паров воды. По данным РФА получена чистая закись-окись урана (U3O8).Example 2. A nitric acid solution containing 800 g / l of uranium, heated to 70 ° C, at a rate of 70 ml / hour was fed into a two-channel nozzle. Concentrated formic acid was fed there through a second channel. The solutions were mixed inside the nozzle and sprayed with air into a tube furnace heated to 800 ° C. The product was collected in a collector equipped with a strainer, heated to 200 ° C to prevent condensation of water vapor. According to the XRD data, pure uranium oxide (U 3 O 8 ) was obtained.

Пример 3. Отличается от Примера 1 тем, что распыление проводили аргоном. По данным РФА получена чистая двуокись урана (UO2).Example 3. It differs from Example 1 in that the spraying was carried out with argon. According to the XRD data, pure uranium dioxide (UO 2 ) was obtained.

Пример 4. Отличается от Примера 3 тем, что исходный раствор содержал 150 г/л урана и 50 г/л тория. По данным РФА получен твердый раствор состава (U,Th)O2.Example 4. It differs from Example 3 in that the initial solution contained 150 g / l of uranium and 50 g / l of thorium. According to the XRD data, a solid solution of the composition (U, Th) O 2 was obtained.

Пример 5. Азотнокислый раствор, содержащий 20 г/л тория, со скоростью 70 мл/час подавали в двухканальную форсунку. Туда же подавали по второму каналу раствор, содержащий этилендиаминтетрауксусную и муравьиную кислоты. Растворы смешивались внутри форсунки и распылялись воздухом в трубчатую печь, нагретую до 800°С. Продукт собирали в снабженном сетчатым фильтром сборнике, нагретом до 200°С для предотвращения конденсации паров воды. По данным РФА получен диоксид тория (ThO2).Example 5. A nitric acid solution containing 20 g / l of thorium, with a speed of 70 ml / hour was fed into a two-channel nozzle. A solution containing ethylenediaminetetraacetic and formic acids was also fed there through the second channel. The solutions were mixed inside the nozzle and sprayed with air into a tube furnace heated to 800 ° C. The product was collected in a collector equipped with a strainer, heated to 200 ° C to prevent condensation of water vapor. According to the XRD data, thorium dioxide (ThO 2 ) was obtained.

Пример 6. Азотнокислый раствор, содержащий 20 г/л урана и 0,2 г/л америция, со скоростью 70 мл/час подавали в двухканальную форсунку. Туда же подавали по второму каналу раствор, содержащий щавелевую и муравьиную кислоты. Растворы смешивались внутри форсунки и распылялись азотом в трубчатую печь, нагретую до 800°С. Продукт собирали в снабженном сетчатым фильтром сборнике, нагретом до 200°С, для предотвращения конденсации паров воды. По данным РФА получен твердый раствор состава (U,Am)O2.Example 6. A nitric acid solution containing 20 g / l of uranium and 0.2 g / l of americium was supplied to a two-channel nozzle at a rate of 70 ml / h. A solution containing oxalic and formic acids was also fed there through the second channel. The solutions were mixed inside the nozzle and sprayed with nitrogen into a tube furnace heated to 800 ° C. The product was collected in a collector equipped with a strainer, heated to 200 ° C, to prevent condensation of water vapor. According to the XRD data, a solid solution of the composition (U, Am) O 2 was obtained.

Пример 7. Азотнокислый раствор, содержащий 15 г/л лантана, со скоростью 70 мл/час подавали в двухканальную форсунку. Туда же подавали по второму каналу раствор, содержащий муравьиную кислоту. Растворы смешивались внутри форсунки и распылялись воздухом в трубчатую печь, нагретую до 800°С. Продукт собирали в снабженном сетчатым фильтром сборнике, нагретом до 200°С, для предотвращения конденсации паров воды. По данным РФА получен La2O3.Example 7. A nitric acid solution containing 15 g / l of lanthanum, with a speed of 70 ml / hour was fed into a two-channel nozzle. There, a solution containing formic acid was supplied via the second channel. The solutions were mixed inside the nozzle and sprayed with air into a tube furnace heated to 800 ° C. The product was collected in a collector equipped with a strainer, heated to 200 ° C, to prevent condensation of water vapor. According to XRD data, La 2 O 3 was obtained.

Приведенные примеры показывают, что предлагаемое техническое решение позволяет получать оксиды металлов как актинидов, так и лантанидов, и их твердые растворы в одну стадию термической обработки непосредственно из их растворов с применением различных реагентов. При этом не образуется вторичных жидких или твердых отходов, а для получения восстановленных форм не требуется применения водорода.The above examples show that the proposed technical solution allows to obtain metal oxides of both actinides and lanthanides, and their solid solutions in one stage of heat treatment directly from their solutions using various reagents. In this case, secondary liquid or solid wastes are not formed, and the use of hydrogen is not required to obtain reduced forms.

Claims (7)

1. Способ получения индивидуальных и смешанных оксидов металлов, включающий термическую обработку растворов, содержащих нитраты металлов и реагент, отличающийся тем, что в качестве реагента используют восстанавливающие вещества и/или комплексоны, образующие газообразные продукты при температурах выше температуры разложения реагентов и образующихся комплексов металлов, а термическую обработку осуществляют в одну стадию в аппарате для аэрозольной сушки.1. The method of obtaining individual and mixed metal oxides, including heat treatment of solutions containing metal nitrates and a reagent, characterized in that the reagent is used reducing substances and / or complexones forming gaseous products at temperatures above the decomposition temperature of the reagents and the resulting metal complexes, and the heat treatment is carried out in one step in an aerosol drying apparatus. 2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что растворы восстанавливающего и комплексообразующего реагентов и нитратов металлов подают в форсунку аппарата раздельно и смешивают до распыления.2. The method according to p. 1, characterized in that the solutions of the reducing and complexing reagents and metal nitrates are fed to the nozzle of the apparatus separately and mixed before spraying. 3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве комплексонов используют восстанавливающие реагенты.3. The method according to claim 1, characterized in that reducing agents are used as complexones. 4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве металлов выступают актиниды и/или лантаниды.4. The method according to p. 1, characterized in that actinides and / or lanthanides act as metals. 5. Способ по п. 4, отличающийся тем, что в качестве среды для аэрозольной сушки используют инертные газы или их смеси.5. The method according to p. 4, characterized in that inert gases or mixtures thereof are used as the medium for aerosol drying. 6. Способ по п. 5, отличающийся тем, что в качестве металла используют уран с получением диоксида урана.6. The method according to p. 5, characterized in that the metal used is uranium to produce uranium dioxide. 7. Способ по п. 5, отличающийся тем, что в качестве металлов используют уран и другие актиниды с получением твердых растворов вида (U,Ac)O2. 7. The method according to p. 5, characterized in that the metals used are uranium and other actinides to obtain solid solutions of the form (U, Ac) O 2 .
RU2013139742/07A 2013-08-26 2013-08-26 Method of obtaining individual and mixed metal oxides RU2543086C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2013139742/07A RU2543086C1 (en) 2013-08-26 2013-08-26 Method of obtaining individual and mixed metal oxides

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2013139742/07A RU2543086C1 (en) 2013-08-26 2013-08-26 Method of obtaining individual and mixed metal oxides

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2543086C1 true RU2543086C1 (en) 2015-02-27
RU2013139742A RU2013139742A (en) 2015-03-10

Family

ID=53279511

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2013139742/07A RU2543086C1 (en) 2013-08-26 2013-08-26 Method of obtaining individual and mixed metal oxides

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2543086C1 (en)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2626854C2 (en) * 2015-12-31 2017-08-02 Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Горно - Химический Комбинат" (Фгуп "Гхк") Method for producing mixed uranium and plutonium oxides
CN110831900A (en) * 2017-07-05 2020-02-21 赢创运营有限公司 Spray evaporation of liquid feedstock to produce silica and metal oxides

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1350923A (en) * 1970-05-25 1974-04-24 Commissariat Energie Atomique Method for preparing oxides of fissile materials
RU2010136412A (en) * 2010-08-30 2012-03-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" (RU) METHOD FOR PROCESSING WASTE GLASS FIBERED AEROSOL FILTERS

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1350923A (en) * 1970-05-25 1974-04-24 Commissariat Energie Atomique Method for preparing oxides of fissile materials
RU2010136412A (en) * 2010-08-30 2012-03-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" (RU) METHOD FOR PROCESSING WASTE GLASS FIBERED AEROSOL FILTERS

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2626854C2 (en) * 2015-12-31 2017-08-02 Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Горно - Химический Комбинат" (Фгуп "Гхк") Method for producing mixed uranium and plutonium oxides
CN110831900A (en) * 2017-07-05 2020-02-21 赢创运营有限公司 Spray evaporation of liquid feedstock to produce silica and metal oxides

Also Published As

Publication number Publication date
RU2013139742A (en) 2015-03-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2282590C2 (en) Method for co-precipitation of actinides and method for preparing mixed actinide oxides
US4397778A (en) Coprocessed nuclear fuels containing (U, Pu) values as oxides, carbides or carbonitrides
US6110437A (en) Method for preparing a mixture of powdered metal oxides from nitrates thereof in the nuclear industry
US10005676B2 (en) Process for preparing a powder comprising a solid solution of uranium dioxide and of a dioxide of at least one other actinide and/or lanthanide element
CA1121146A (en) Method for the manufacture of (u,pu)o.sub.2 mixed crystals
RU2543086C1 (en) Method of obtaining individual and mixed metal oxides
Kumar et al. Studies of the preparation of thoria and thoria-urania microspheres using an internal gelation process
US2868707A (en) Process of making a neutronic reactor fuel element composition
RU2494479C1 (en) Method for obtaining solid solutions of oxides of actinides
RU2626854C2 (en) Method for producing mixed uranium and plutonium oxides
CN111655623B (en) Method for preparing a powder based on an oxide comprising uranium and plutonium using a mixture of specific organic ligands and use of this powder for manufacturing a fuel based on uranium and plutonium
Kulyako et al. Preparation of powdered uranium oxides by denitration of nitric acid uranium solutions using UHF radiation
JP7132331B2 (en) Method for preparing powder containing triuranium octoxide particles and plutonium dioxide particles
Kulyako et al. Preparation of uranium oxides in nitric acid solutions by the reaction of uranyl nitrate with hydrazine hydrate
RU2446107C1 (en) Method of producing solid plutonium dioxide solution in uranium dioxide matrix
Hautecouverture et al. Synthesis of plutonium dioxide by citric acid-assisted Solution Combustion Synthesis
EP2420476A1 (en) Actinoid oxide crystal manufacturing method
RU2093468C1 (en) Method or preparing uranium dioxide for oxide composition based thereon
Alfredson Pilot plant development of processes for the production of nuclear grade uranium dioxide
US20240035119A1 (en) Recovering uranium from a uranyl nitrate solution
Bykhovskii et al. Processes for preparing mixed oxides, as applied to conditions of spent nuclear fuel reprocessing without complete separation of U and Pu
Dvoeglazov et al. Preparation of actinide oxides by thermal denitration
Altaş et al. Preparation of homogeneous (Th0. 8U0. 2) O2 powders by mechanical blending of Th (C2O4) 2· 6H2O and U (C2O4) 2· 6H2O powders
Ma et al. Comparison of the powderization effect of non-equilibrium plasma oxidation and thermochemical oxidation powders of uranium dioxide solids for actinide analysis
Benarib et al. Reductive hydrothermal conversion of uranyl oxalates into UO 2+ x monitored by in situ XANES analyses