RU2556108C1 - Способ переработки облученного ядерного топлива - Google Patents

Способ переработки облученного ядерного топлива Download PDF

Info

Publication number
RU2556108C1
RU2556108C1 RU2014123394/05A RU2014123394A RU2556108C1 RU 2556108 C1 RU2556108 C1 RU 2556108C1 RU 2014123394/05 A RU2014123394/05 A RU 2014123394/05A RU 2014123394 A RU2014123394 A RU 2014123394A RU 2556108 C1 RU2556108 C1 RU 2556108C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
krypton
gaseous
isotopes
carried out
fission products
Prior art date
Application number
RU2014123394/05A
Other languages
English (en)
Inventor
Анатолий Яковлевич Столяревский
Original Assignee
Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт"
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 бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" filed Critical Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт"
Priority to RU2014123394/05A priority Critical patent/RU2556108C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2556108C1 publication Critical patent/RU2556108C1/ru

Links

Images

Landscapes

  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)

Abstract

Изобретение относится к области радиохимической технологии, в частности к способам переработки облученного ядерного топлива с целью выделения и локализации газообразных изотопов криптона на головных операциях переработки облученного ядерного топлива, и может быть использовано в атомной промышленности при переработке облученного ядерного топлива ядерных реакторов. Способ включает растворение топлива, экстракцию нитратов урана и актинидов и реэкстракцию, при этом в процессе растворения облученного ядерного топлива проводят отбор газообразных продуктов деления, содержащих изотопы криптона, которые направляют на поглощение с помощью активированного угля или цеолита, а затем проводят десорбцию газообразных изотопов криптона из активированного угля или цеолита и компримирование изотопов криптона. Изобретение обеспечивает повышение удержания криптона и снижение выброса газообразных радионуклидов в окружающую среду. 8 з.п. ф - лы, 1 ил., 1 табл.

Description

Изобретение относится к области радиохимической технологии, в частности к способам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) с целью выделения и локализации газообразных изотопов криптона на головных операциях переработки ОЯТ и может быть использовано в атомной промышленности при переработке ОЯТ ядерных реакторов.
Регенерация ОЯТ в целях извлечения и последующего многократного использования урана и плутония позволяет увеличить топливную базу ядерной энергетики во много раз.
Самым распространенным методом переработки ОЯТ является водно-экстракционная технология, например Пурекс-процесс и его модификации (Вдовенко В.М. Современная радиохимия. - М.: Атомиздат, 1969, с. 459-468), где в качестве экстракционной смеси используются нейтральные фосфорорганические соединения (как правило, трибутилфосфат - ТБФ) в различных разбавителях. В России на настоящий момент регенерацией ОЯТ занимается единственный завод по регенерации облученного ядерного топлива РТ-1, входящий в структуру ФГУП «ПО «Маяк». Аналогичный технологический процесс реализован на заводах фирмы «Cogema» (Франция) и BNFL (Великобритания), на которых действуют крупные радиохимические заводы: UP3 и UP2 800 (Франция), Thorp (Великобритания).
В основе технологии переработки ОЯТ, включающей выделение из него урана, плутония, нептуния, их разделение и глубокую очистку от продуктов деления, лежит цельно-экстракционный, так называемый Пурекс-процесс, с использованием в качестве экстрагента смеси ТБФ с углеводородным разбавителем.
Недостатком процесса является то, что газообразные радионуклиды из ОЯТ не выделяются и при растворении выходят в окружающую среду. В частности, если целенаправленно не выделять тритий на начальной стадии переработки ОЯТ перед его растворением, тритий распределяется практически по всем водным технологическим продуктам схемы. Это в значительной степени усложняет переработку жидких радиоактивных отходов (ЖРО) и приводит к увеличению их объемов.
Известны способы предварительного (перед растворением ОЯТ) удаления газообразных и летучих продуктов деления в самом начале технологической схемы переработки ОЯТ на операции вскрытия и волоксидации путем окислительной обработки (в потоке кислорода или воздуха) топлива при высоких температурах (Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС. - М.: Энергоатомиздат, 1983. - с. 185) или продувкой инертным газом (гелием) и водородом (Trans. Amer. Nucl. Soc. 1981, vol. 39, p. 419-421, Radiochimica, 1981, vol. 29, №1, p. 153-157) при температурах до 1500°C.
Требуемая степень удаления трития (не менее 99%) при продувке гелием или водородом реактора с измельченными фрагментами твэлов достигается при длительном нагреве реакционной смеси в течение 24 часов при температуре не менее 1000°C. Это создает дополнительные проблемы с изготовлением реактора и обращением с продуктами деления, соединения которых начинают испаряться при высокой температуре (цезий, серебро, рутений, йод, технеций, сурьма и др.) и конденсироваться в различных местах оборудования. А это, в свою очередь, требует проведения периодической жидкостной дезактивации установки, в результате которой образуются дополнительные высокоактивные ЖРО. При данной высокотемпературной обработке увеличивается количество (до 1,5%) нерастворимого в азотной кислоте плутония.
Предложен способ окислительной обработки отработавшего ядерного топлива (волоксидации ОЯТ) из диоксида урана, описанный в патенте РФ №2459299, приоритет 20.04.2011, который включает термическую обработку фрагментов ОЯТ в окислительной атмосфере, отличающийся тем, что обработку проводят в две стадии: первую проводят при температуре 400-650°C в воздушной среде, дополнительно содержащей углекислый газ в количестве 1-4 об.% в течение 60-360 мин, вторую проводят при температуре 350-450°C в воздушной или обогащенной по кислороду среде, содержащей водяной пар в количестве, соответствующем точке росы парогазовой смеси при температуре 30-40°C в течение 30-120 мин, при этом обе стадии проводятся при постоянной или периодической механоактивации реакционной массы. Недостаток прототипа заключается в удалении газообразных радионуклидов из ОЯТ в смеси с другими газами-носителями и повышенной возгонке цезия, что создает дополнительные проблемы с дезактивацией оборудования и перераспределением высокоактивных продуктов деления по технологическим стадиям переработки ОЯТ.
Этот же недостаток присущ и другим методам, в которых используется смесь воздуха и газообразных радионуклидов.
Предложен способ, описанный в патенте РФ №2366012, опубл. 27.08.2009, Бюл. №24, - прототип, который включает способ переработки ОЯТ, включающий растворение топлива, экстракцию нитратов урана и актинидов нейтральными фосфорорганическими соединениями, растворенными в легкокипящем растворителе, и реэкстракцию. Способ отличается тем, что растворение и экстракцию проводят в две стадии. На первой стадии проводят растворение топлива путем обработки облученного ядерного топлива диоксидом азота с добавлением стехиометрического количества воды для получения гидратированных нитратов уранила и актинидов. Затем экстрагируют актиниды из полученного в результате первой стадии плава нитратов актинидов, проводят дополнительную очистку экстракта на неорганическом сорбенте, а затем - осадительную реэкстракцию актинидов путем перевода нитратов урана и актинидов в оксалаты или карбонаты.
Недостатком способа следует считать высокий уровень выброса газообразных радионуклидов в окружающую среду.
В то же время в ОЯТ каждая тонна топлива содержит около 9 Ки Кr85 (см. таблицу. Состав радионуклидов типовых ОЯТ).
Figure 00000001
Более того, газообразный Kr85 с периодом полураспада 10.74 года слабо меняет активность при выдержке в бассейнах отработанного топлива: с 542000 ГБк/т U (при выдержке 1 год)
до 303000 ГБк/т U (при выдержке 10 лет).
Увеличение содержания Kr85 в атмосфере увеличивает электропроводность воздушной среды, что может вызвать серьезные геофизические эффекты, например уменьшение электрического заряда Земли и изменение магнитного поля, уменьшение электрического сопротивления атмосферы между океанами и ионосферой, увеличение электризации гроз, изменение характера осадков, увеличение числа и интенсивности погодных и природных аномалий - тайфунов, гроз, резкой смены погоды. Критическим уровнем с точки зрения условий жизни, считают содержание в атмосфере всего 600 т криптона-85. В настоящее время атомные станции уже наработали 160 т и это количество увеличивается ежегодно на 5%. Криптон-85 инжектируется предприятиями атомной промышленности непосредственно в нижние слои тропосферы, туда же поступила большая часть криптона от наземных, воздушных ядерных взрывов мощностью менее Мт и продолжает поступать от подземных ядерных испытаний [Кароль И.Л. Расчет глобального распространения и выпадения радиоактивных изотопов и вопросы планетарного обмена в тропосфере и нижней стратосфере. Докторская диссертация, ИЭМ, Обнинск, 1969]. Задача настоящего изобретения - повысить удержание криптона-85 и снизить выброс газообразных радионуклидов в окружающую среду.
Для этого предложен способ переработки облученного ядерного топлива, включающий растворение топлива, экстракцию нитратов урана и актинидов и реэкстракцию, при этом в процессе растворения облученного ядерного топлива проводят отбор газообразных продуктов деления, содержащих изотопы криптона, которые направляют на поглощение с помощью активированного угля или цеолита, а затем проводят десорбцию газообразных изотопов криптона из активированного угля или цеолита и компримирование изотопов криптона.
Кроме того,
- перед поглощением газообразных изотопов криптона газообразные продукты деления пропускают через насадку нагретого оксида с последующим охлаждением газообразных продуктов деления и отделением от них продуктов окисления.
- процессы сорбции и десорбции криптона ведут в адсорбере криптона, заполненном насадкой активированного угля или цеолита, которую путем переключения потоков попеременно нагревают тепловой энергией, выделяемой при распаде радионуклидов, и охлаждают за счет отвода тепла теплоносителем.
- процесс отбора газообразных продуктов деления, содержащих изотопы криптона, ведут в дефлегматорах.
- в адсорбере криптона поддерживают температуру ниже комнатной.
- давление сорбции и давление десорбции криптона выбирают выше атмосферного.
- цикл процессов сорбции и десорбции криптона ведут в параллельных поочередно переключаемых однородных по конструкции секциях, соединенных по газообразным продуктам деления.
- компримирование газообразных изотопов криптона, выделяемых при десорбции, ведут в газовом турбодетандере, использующем в качестве привода поток сверхкритического диоксида углерода, направляемого в процесс экстракции нитратов урана и актинидов нитратов урана и актинидов.
- после компримирования газообразных изотопов криптона проводят их фторирование с получением твердых фторидов криптона.
На чертеже дана схема реализации способа, где 1 - отработанное ядерное топливо, 2 - разделка топлива, 3 - фрагменты топлива, 4 - ванна растворения топлива, 5 - азотная кислота, 6 - раствор, 7 - экстрактор, 8 - газообразные продукты деления, 9 - насадка нагретого оксида, 10 - криптоно-газовая смесь, 11 - холодильник, 12 - окисленные продукты, 13 - криптон, 14 - адсорбер, 15 - десорбированный криптон, 16 - теплоноситель, 17 - теплообменник, 18 - охладитель, 19 - нагретый поток, 20 - компрессор турбодетандера, 21 - криптон высокого давления, 22 - фторатор, 23 - фторирующий агент, 24 - фторид криптона, 25 - турбина турбодетандера, 26 - диоксид углерода, 27 - продукты экстракции, 28 - хранилище продуктов экстракции.
Примером реализации изобретения служит способ получения переработки облученного ядерного топлива, описанный ниже.
В излагаемом примере осуществления изобретения в качестве ОЯТ используют топливо на основе диоксида урана.
Отработанное ядерное топливо 1 подают на разделку топлива 2, после которой фрагменты топлива 3 подают в ванну растворения топлива 4, в которую также подают азотную кислоту 5. Процесс отбора газообразных продуктов деления 8, содержащих изотопы криптона, ведут при температуре в диапазоне от 30°C до 100°C. Полученный в ванне 4 раствор 6 подают в экстрактор 7. Из ванны 4 отводят газообразные продукты деления 8, которые подают в насадку нагретого оксида 9, в качестве которого могут использовать, например, оксид меди, нагретый, например, электроэнергией, до температуры 350-700°C. На нагретом оксиде 9 окисляются до оксидов такие радионуклиды, как тритий, а также водород и другие газы (например, углеводороды), что позволяет затем направить криптоно-газовую смесь 10 в холодильник 11, в котором при температуре ниже 20-40°C сконденсировать и отделить окисленные продукты от криптона 13, который подают в адсорбер 14. В адсорбере 14 криптон 13 сначала сорбируют, а затем выделяют десорбированный криптон 15 при нагреве адсорбера теплоносителем 16, который подают в адсорбер 14 из теплообменника 17. В качестве неорганического сорбента в адсорбере 14 используют активированный уголь или цеолит. В адсорбере 14 поддерживают температуру в диапазоне от -100°C до 20°C. Понижение температуры снижает массу и объем неорганического сорбента. Из анализа абсолютной и относительной эффективности адсорбционного аккумулирования криптона на микропористом углеродном адсорбенте АУК, имеющем узкое распределение пор по размерам в интервале температур 177.7-393К и давлений 1Па-6 МПа, выявлено, что наиболее предпочтительная область работы адсорбционных аккумуляторов приходится на область давлений до 5 МПа. При этих давлениях, с одной стороны, наиболее существенно проявляются адсорбционные эффекты, а с другой, не требуется применения емкостей и арматуры высокого давления, что существенно упрощает и удешевляет конструкцию [Адсорбция криптона на микропористых адсорбентах в области повышенных давлений / С.В. Потапов и др. // Физикохимия поверхности и защита материалов. 2010. Том 46, No 6. С. 569-573]. Возможен вариант, в котором процессы сорбции и десорбции криптона 15 ведут в адсорбере 14 в двух режимах путем переключения потоков, попеременно нагревая на первом режиме неорганический сорбент тепловой энергией, подаваемой теплоносителем 16 из теплообменника 17, и охлаждая во втором режиме за счет отвода тепла от неорганического сорбента теплоносителем 16, охлаждаемым в этом режиме в теплообменнике 17 за счет охладителя 18. В первом режиме нагрева в теплообменник 17 может подводиться нагретый поток 19. Десорбированный криптон 15 подают в компрессор турбодетандера 20, в котором сжимают криптон высокого давления 21, подаваемый затем во фторатор 22, в который также подают фторирующий агент 23, окисляющий криптон высокого давления 21 до фторида криптона 24. В одном из вариантов исполнения, компрессор турбодетандера 20 имеет в качестве механического привода турбину турбодетандера 25, в которой расширяют диоксид углерода 26, подаваемый в ванну растворения топлива 4. Процесс отбора газообразных продуктов деления, содержащих изотопы криптона, в ванне растворения топлива 4 могут вести в дефлегматорах (не показаны) с целью интенсификации массообменных процессов. Полученный в ванне 4 раствор 6 подают в экстрактор 7, в котором производят экстракционную очистку урана и плутония от продуктов деления и разделения между собой (I цикл Пурекс-процесса). Продукты экстракции 27 подают в аффинажные отделения для окончательной очистки уранового и плутониевого продуктов, отделения концентрирования уранового и плутониевого продуктов и их оксалатного осаждения с прокаливанием. В частности, проводят реэкстракцию, при которой поток водной фазы (реэкстрагента) в смесительной камере реэкстрактора контактирует с экстрактом первого цикла (отдающая органическая фаза), извлекая из него уран. Выводимыми из технологического процесса продуктами являются диоксид энергетического плутония с содержанием плутония-239 от 65 до 70% масс. (поступает на временное хранение на склад), плав гексагидрата нитрата уранила с содержанием урана-235 от 2,4 до 2,6% масс. (направляется, например, наизготовление топлива для реакторов РБМК), закись-окись урана среднего и высокого обогащения по урану-235 (поступает на склад и частично используется для изготовления топлива для быстрых реакторов типа БН-800, БН-600 и БН-350), диоксид нептуния-237 используется для реакторного получения плутония-238, концентраты стронция, цезия, технеция, палладия и др. (периодическая наработка для технического использования и исследовательских целей), фосфатное стекло с фиксированными отходами высокого уровня активности. Все эти продукты, направляемые в различные отделения хранилища продуктов экстракции 28, являются радионуклидами, выделяющими при радиоактивном распаде значительное количество теплоты, которую отводят нагретым потоком 19, охлаждаемым в теплообменнике 17 теплоносителем 16.
Криптон высокого давления 21, подаваемый во фторатор 22, окисляют фторирующим агентом 23 до фторида криптона 24, например дифторида криптона KrF2, впервые синтезированного А.В. Гроссе в США в 1963 г. путем пропускания электрического разряда через смесь криптона и фтора при температуре около 200°C. Возможны и другие методы получения KrF2, в частности, фотохимический метод, который основан на действии ультрафиолетового излучения с длиной волны 303-313 нм на смесь фтора и криптона. При этом можно получать продукт со скоростью 1,22 грамма в час [Kinkead, S.A.; Fitzpatrick, J.R.; Foropoulos, J. Jr.; Kissane, R. J.; Purson, D. Photochemical and thermal Dissociation Synthesis of Krypton Difluoride. Inorganic Fluorine Chemistry: Toward the 21st Century, Thrasher, Joseph S.; Strauss, Steven H.: American Chemical Society. San Francisco, California, 1994. 40-54]. Более жесткое излучение (с длиной волны менее 300 нм) активирует обратный процесс распада дифторида. Наиболее оптимальной температурой является 77 К, при этой температуре криптон находится в твердом состоянии, а фтор - в жидком.
За счет реализации предложенного способа повышается коэффициент удержания криптона-85 и снижается выброс газообразных радионуклидов в окружающую среду.

Claims (9)

1. Способ переработки облученного ядерного топлива, включающий растворение топлива, экстракцию нитратов урана и актинидов и реэкстракцию, отличающийся тем, что в процессе растворения облученного ядерного топлива проводят отбор газообразных продуктов деления, содержащих изотопы криптона, которые направляют на поглощение с помощью активированного угля или цеолита, а затем проводят десорбцию газообразных изотопов криптона из активированного угля или цеолита и компримирование изотопов криптона.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что перед поглощением газообразных изотопов криптона газообразные продукты деления пропускают через насадку нагретого оксида с последующим охлаждением газообразных продуктов деления и отделением от них продуктов окисления.
3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что процессы сорбции и десорбции криптона ведут в адсорбере криптона, заполненном насадкой активированного угля или цеолита, которую путем переключения потоков попеременно нагревают тепловой энергией, выделяемой при распаде радионуклидов, и охлаждают за счет отвода тепла теплоносителем.
4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что процесс отбора газообразных продуктов деления, содержащих изотопы криптона, ведут в дефлегматорах.
5. Способ по п. 1 или 2, отличающийся тем, что в адсорбере криптона поддерживают температуру ниже комнатной.
6. Способ по п. 1 или 2, отличающийся тем, что давление сорбции и давление десорбции криптона выбирают выше атмосферного.
7. Способ по п. 1, отличающийся тем, что цикл процессов сорбции и десорбции криптона ведут в параллельных поочередно переключаемых однородных по конструкции секциях, соединенных по газообразным продуктам деления.
8. Способ по п. 1, отличающийся тем, что компримирование газообразных изотопов криптона, выделяемых при десорбции, ведут в газовом турбодетандере, использующем в качестве привода поток сверхкритического диоксида углерода, направляемого в процесс экстракции нитратов урана и актинидов нитратов урана и актинидов.
9. Способ по п. 1, отличающийся тем, что после компримирования газообразных изотопов криптона проводят их фторирование с получением твердых фторидов криптона.
RU2014123394/05A 2014-06-09 2014-06-09 Способ переработки облученного ядерного топлива RU2556108C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2014123394/05A RU2556108C1 (ru) 2014-06-09 2014-06-09 Способ переработки облученного ядерного топлива

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2014123394/05A RU2556108C1 (ru) 2014-06-09 2014-06-09 Способ переработки облученного ядерного топлива

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2556108C1 true RU2556108C1 (ru) 2015-07-10

Family

ID=53538675

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2014123394/05A RU2556108C1 (ru) 2014-06-09 2014-06-09 Способ переработки облученного ядерного топлива

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2556108C1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2626763C1 (ru) * 2016-09-01 2017-08-01 Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Горно - Химический Комбинат" (Фгуп "Гхк") Способ растворения облученного ядерного топлива

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3887339A (en) * 1973-11-19 1975-06-03 Us Energy Industrial technique
SU1746828A1 (ru) * 1990-10-15 1994-07-15 Научно-производственное объединение "Радиевый институт им.В.Г.Хлопина" Способ очистки газовых выбросов при переработке облученного топлива реакторов на быстрых нейтронах от криптона и ксенона
SU1003682A1 (ru) * 1981-07-29 1998-02-20 Л.Н. Лазарев Способ выделения благородных газов из газовых отходов
RU2366012C2 (ru) * 2007-05-14 2009-08-27 Российская Федерация в лице Федерального агентства по атомной энергии Способ переработки облученного ядерного топлива

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3887339A (en) * 1973-11-19 1975-06-03 Us Energy Industrial technique
SU1003682A1 (ru) * 1981-07-29 1998-02-20 Л.Н. Лазарев Способ выделения благородных газов из газовых отходов
SU1746828A1 (ru) * 1990-10-15 1994-07-15 Научно-производственное объединение "Радиевый институт им.В.Г.Хлопина" Способ очистки газовых выбросов при переработке облученного топлива реакторов на быстрых нейтронах от криптона и ксенона
RU2366012C2 (ru) * 2007-05-14 2009-08-27 Российская Федерация в лице Федерального агентства по атомной энергии Способ переработки облученного ядерного топлива

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2626763C1 (ru) * 2016-09-01 2017-08-01 Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Горно - Химический Комбинат" (Фгуп "Гхк") Способ растворения облученного ядерного топлива

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2702739C2 (ru) Новые асимметричные n,n-диалкиламиды, их синтез и применение
CA2801408A1 (en) Methods and apparatus for selective gaseous extraction of molybdenum-99 and other fission product radioisotopes
CN110194494A (zh) 一种以三氟化氮为氟化剂氟化挥发回收铀的方法
CN110387473B (zh) 一种以三氟化氮为氟化剂氟化分离铀和钼的方法
EP2701158B1 (en) Method for reprocessing irradiated nuclear fuel
JP4669516B2 (ja) クラウンエーテルを含む抽出剤、その使用及びその再生方法、並びに放射性核種の抽出方法
RU2556108C1 (ru) Способ переработки облученного ядерного топлива
Paviet-Hartmann et al. Treatment of gaseous effluents issued from recycling–A review of the current practices and prospective improvements
Shatalov et al. Gas-fluoride technology for processing spent oxide fuel
US3459634A (en) Radioisotope processing
RU2366012C2 (ru) Способ переработки облученного ядерного топлива
US4078907A (en) Separation and purification of xenon
US9991012B2 (en) Extraction process
Slansky Separation processes for noble gas fission products from the off-gas of fuel-reprocessing plants
RU2755814C1 (ru) Композиция для перевода твердых форм актиноидов и редкоземельных элементов в растворимую форму
Voskresenskaya et al. Ruthenium Capture from the Gas Phase during Reprocessing of Spent Uranium-Plutonium Nitride Fuel from Fast Reactors
Boiko et al. Purification of cerium, neodymium and gadolinium for low background experiments
WO2016114685A1 (ru) Способ переработки облучённого ядерного топлива
Domanov Preparation of volatile oxygen-containing americium compounds separated by gas thermochromatography
Bakel et al. ANL progress in minimizing effects of LEU conversion on calcination of fission-product 99 Mo acid waste solution
Yarbro et al. Retention of gaseous isotopes
Seregin et al. Sorption of gaseous RuF 5 on granulated fluoride sorbents
US9147502B2 (en) Method of recycling spent nuclear fuel
Gromov et al. Reduction of uranium hexafluoride adsorbed on sodium fluoride
RU2274486C2 (ru) Способ экстракции металлов

Legal Events

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

Effective date: 20160610