RU2603019C1 - Способ переработки облучённого ядерного топлива - Google Patents

Способ переработки облучённого ядерного топлива Download PDF

Info

Publication number
RU2603019C1
RU2603019C1 RU2015152512/07A RU2015152512A RU2603019C1 RU 2603019 C1 RU2603019 C1 RU 2603019C1 RU 2015152512/07 A RU2015152512/07 A RU 2015152512/07A RU 2015152512 A RU2015152512 A RU 2015152512A RU 2603019 C1 RU2603019 C1 RU 2603019C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
fuel
processing
solid
snf
liquid
Prior art date
Application number
RU2015152512/07A
Other languages
English (en)
Inventor
Владимир Иванович Волк
Леонид Владимирович Арсеенков
Сергей Иванович Смирнов
Сергей Николаевич Веселов
Константин Николаевич Двоеглазов
Петр Михайлович Гаврилов
Владимир Николаевич Алексеенко
Антон Сергеевич Дьяченко
Original Assignee
Акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара"
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 Акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" filed Critical Акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара"
Priority to RU2015152512/07A priority Critical patent/RU2603019C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2603019C1 publication Critical patent/RU2603019C1/ru

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
    • G21C19/46—Aqueous processes, e.g. by using organic extraction means, including the regeneration of these means
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22B—PRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
    • C22B60/00—Obtaining metals of atomic number 87 or higher, i.e. radioactive metals
    • C22B60/02—Obtaining thorium, uranium, or other actinides
    • C22B60/0204—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium
    • C22B60/0217—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes
    • C22B60/0252—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes treatment or purification of solutions or of liquors or of slurries
    • C22B60/026—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes treatment or purification of solutions or of liquors or of slurries liquid-liquid extraction with or without dissolution in organic solvents
    • 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
    • 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)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)

Abstract

Изобретение относится к переработке облученного ядерного топлива. Способ переработки облученного ядерного топлива включает волоксидацию топлива, удаление из топлива молибдена, технеция и рутения, растворение топлива. Удаление молибдена, технеция и рутения осуществляют перекисно-щелочной перколяцией. Перколяция включает последовательно проводимые операции обработки волоксидированного топлива водным раствором перекиси водорода, разделения жидкой (Ж) и твердой (Т) фаз, промывки твердой фазы водой, разделения жидкой и твердой фаз, обработки твердой фазы водным раствором гидроксида натрия, разделения жидкой и твердой фаз, промывки твердой фазы водой и разделения жидкой и твердой фаз. Изобретение позволяет повысить извлечение молибдена, технеция и рутения из облученного ядерного топлива до его растворения. 3 з.п. ф-лы, 3 табл.

Description

Изобретение относится к переработке облученного ядерного топлива (ОЯТ), конкретно - к начальным стадиям переработки оксидного ОЯТ реакторов типа ВВЭР.
В настоящее время все заводы по переработке ОЯТ реакторов на тепловых нейтронах работают по схеме: фрагментация (рубка) тепловыделяющих элементов → растворение ОЯТ → осветление раствора → экстракционная переработка (см., например, Б.В. Громов, В.И. Савельева и В.Б. Шевченко. Химическая технология облученного ядерного топлива. М., Энергоатомиздат, 1983 г.). При необходимости локализации трития до растворения ОЯТ в схему вводится операция волоксидации, т.е. газотермического окисления ОЯТ при 300-500°C, в результате которой тритий удаляется из ОЯТ, а компактные таблетки диоксида урана и оксидов трансурановых элементов и продуктов деления превращаются в дисперсные порошки с низкой насыпной плотностью, в основном U3O8. Удаление каких-либо иных продуктов деления (ПД) до растворения ОЯТ, кроме 3Н, ни одна из действующих или проектируемых схем не предусматривает.
Между тем, в широком спектре ПД, входящих в ОЯТ, есть элементы, которые, переходя в раствор ОЯТ, существенно осложняют его дальнейшую переработку. К таким "проблемным" ПД прежде всего относятся молибден, технеций и рутений.
Молибден образует осадки с другими элементами, входящими в состав ОЯТ, прежде всего с цирконием, что увеличивает нагрузку на узел осветления раствора. Кроме того, молибден-циркониевые осадки удерживают значимые количества плутония, что требует их переработки, усложняющей общую схему переработки ОЯТ.
Еще одна крайне негативная особенность молибденсодержащих осадков - т.н. "вторичное" осадкообразование, в процессе которого осадки выделяются из уже осветленного раствора при изменении его состава в процессе экстракции, что существенно усложняет экстракционную переработку ОЯТ. Для предотвращения образования таких осадков перед экстракцией проводят контрольное доосаждение молибдена с помощью вводимого нитрата циркония и контрольное осветление.
Технеций негативно влияет на ключевую операцию экстракционной переработки ОЯТ - разделение урана и плутония, т.к. является катализатором окисления применяемых для разделения редокс-реагентов, увеличивая их расход. Соединения образующегося технеция (IV) имеют ограниченную растворимость в водной фазе и накопление технецийсодержащих осадков может заблокировать процесс разделения.
Рутений в растворе ОЯТ находится в виде разнообразных нитратных и нитритных комплексов нитрозилрутения, медленно переходящих друг в друга при смещении равновесия, в частности на операциях экстракции и промывки экстракта. Такая особенность химии рутения в азотнокислых растворах приводит к тому, что рутений является трудноудаляемым ПД, лимитирующим очистку как урана, так и плутония.
Очевидно, что удаление (даже не количественное, но преобладающей части) перечисленных "проблемных" ПД перед растворением ОЯТ существенно упрощает и стабилизирует дальнейшую переработку.
Способ переработки ОЯТ, предусматривающий предварительное, после фрагментации и перед растворением ОЯТ, удаление молибдена, технеция и рутения, изложен в материалах конференции "Радиохимия 2000" (В.И. Волк. Новые подходы к процессу переработки отработавшего ядерного топлива. Сборник тезисов докладов III Российской конференции по радиохимии конференции "Радиохимия 2000", Санкт-Петербург, 2000 г., стр. 100-101).
В соответствии с предложенным способом удаление Mo, Тс и Ru производится при последовательном выполнении следующих операций:
1. Обработка (пропитка) ОЯТ раствором натриевой щелочи в количестве, сверхстехиометрическом по отношению к анионобразующим компонентам ОЯТ (Mo, Тс, Ru, I и др.);
2. Пирометаллургическая обработка смеси (волоксидация) при 300-500°C - солеобразование продуктов деления, окисление урана и отгонка тритиевого конденсата;
3. Выщелачивание оксидно-солевой смеси (водой или слабым щелочным раствором).
Способ основан на общем свойстве удаляемых Mo, Тс и Ru: после окислительной газотермической обработки они переходят в водный щелочной раствор в виде оксоанионов Mo(VI), Tc(VII) и Ru(VI), т.е. в виде молибдата, пертехнетата и рутената щелочного металла.
По поставленной задаче и технической сущности этот способ наиболее близок заявляемому способу и выбран в качестве прототипа.
При экспериментальных проверках способа-прототипа, выполненных на модельном (диоксид урана + оксиды стабильных изотопов ПД) и реальном ОЯТ были выявлены следующие существенные недостатки способа:
1. Операция пропитки раствором натриевой щелочи компактных или разрушенных на крупные фрагменты таблеток ОЯТ неэффективна;
2. На операции волоксидации при взаимодействии дисперсного окисленного ОЯТ и газа-окислителя с расплавом натриевой щелочи наряду с образованием натриевых солей анионобразующих ПД и уранатов натрия также в заметных количествах, до 5-7% от общего количества урана в реакционной смеси, образуются пероксоуранаты, переходящие в водную щелочную вытяжку на последующей операции;
3. Выход Mo, Тс и Ru в водную щелочную вытяжку невелик, для молибдена и технеция он составляет менее 30%, для рутения 3-5%, что вызвано расходованием расплава натриевой щелочи на взаимодействие с оксидами урана.
Перечисленные недостатки исключают практическое использование способа-прототипа.
Техническим результатом предлагаемого изобретения является повышение извлечения молибдена, технеция и рутения из ОЯТ до его растворения и, как следствие, повышение эффективности процессов осветления, разделения урана и плутония и очистки урана.
Указанный технический результат достигается тем, что в способе переработки ОЯТ, включающем волоксидацию топлива, удаление из топлива молибдена, технеция и рутения, растворение топлива, удаление из него перечисленных элементов осуществляют перекисно-щелочной перколяцией, включающей последовательно проводимые операции обработки волоксидированного топлива водным раствором перекиси водорода, разделения жидкой (Ж) и твердой (Т) фаз, промывки твердой фазы водой, разделения жидкой и твердой фаз, обработки твердой фазы водным раствором гидроксида натрия, разделения жидкой и твердой фаз, промывки твердой фазы водой и разделения жидкой и твердой фаз.
Обработку волоксидированного ОЯТ водным раствором перекиси водорода проводят при содержании перекиси водорода не менее 0,2 моль/л, соотношении Т:Ж (кг/л) не более 1:1,5 и времени обработки не менее 1 часа.
Промывку твердой фазы водой проводят до достижения значения рН водной фазы не менее 2,5. Обработку водным раствором гидроксида натрия проводят при соотношении гидроксида натрия не менее 0,1 моль/л, соотношении Т:Ж (кг/л) не более 1:1,5 и времени обработки не менее 1 часа.
Перекись водорода является эффективным окислителем для молибдена и технеция, которые даже в волоксидированном ОЯТ могут находиться в виде металлических включений или в виде низших оксидов. Не исключено также окислительное воздействие перекиси водорода на низшие оксиды рутения. В то же время взаимодействие Н2О2 с оксидом урана в отсутствие гидроксида щелочного металла не происходит.
На этой стадии процесса значительная часть отделяемых от ОЯТ нуклидов уже переходит в водный раствор, который становится заметно кислым (рН=1,5-1,0 в зависимости от объема раствора) в соответствии с реакциями
Mo+3H2O2=H2MoO4+2H2O
MoO2+H2O2=H2MoO4
2Тс+7H2O2=2HTcO4+6H2O
2TcO2+3H2O2=2HTcO4+6H2O
После обработки волоксидированного ОЯТ водным раствором перекиси водорода твердую фазу отделяют от жидкой и промывают водой для удаления из реакционной смеси перекиси водорода и предупреждения образования растворимых пероксоуранатов при дальнейшей щелочной обработке. Так как при водной промывке происходит отмыка твердой фазы и от непрореагировавшей перекиси водорода, и от образовавшихся кислот, контроль полноты промывки осуществляют по повышению величины рН до значения рН не менее 2,5, что соответствует полноте отмывки более чем на 95% и решает задачу исключения перехода урана в водный раствор на последующей стадии щелочной обработки.
Далее следует стадия щелочной обработки, на которой происходит солеобразование с окисленными, но не перешедшими в перекисный раствор (очевидно, из-за особенностей кристаллической структуры волоксидированного ОЯТ) нуклидами, удаляемыми из ОЯТ с переходом последних в щелочной раствор.
После щелочной обработки твердую фазу промывают водой и отправляют на операцию растворения.
Все отработанные водные растворы (раствор H2O2, раствор NaOH, промывные растворы) объединяют (при этом происходит нейтрализация кислого раствора) и направляют на упаривание высокой кратности с последующей утилизацией кубового раствора.
Приведенные выше условия реализации способа (концентрации H2O2 и NaOH, соотношение Т:Ж, время обработки) были установлены в предварительных экспериментах. Снижение относительного количества жидкой фазы, концентрации реагентов или времени обработки приводит к существенному снижению выхода извлекаемых нуклидов из ОЯТ.
Пример выполнения
Проверка предлагаемого способа была осуществлена в экспериментах по переработке ОЯТ ВВЭР-1000 Балаковской АЭС с выгоранием 51,9 ГВт сут/т и десятилетней выдержкой.
Перколяция проводилась в аппарате (мерном сосуде) с мешалкой, снабженном ложным дном с расположенной на нем предварительно взвешенной фторопластовой мембраной на лавсановой основе МФФК-1Г (пористость 85%, размер пор 0,15 мкм). Пространство под ложным дном сообщалось с вакуумной линией для ускорения разделения твердой и жидкой фаз после каждой из стадий перекисно-щелочной перколяции.
Загрузка волоксидированного ОЯТ составила 0,945 кг, насыпной объем загрузки составил 0,59 л. Далее в аппарат было загружено 1,42 л раствора перекиси водорода (Т:Ж=1:1,5) с концентрацией 0,2 моль/л. Общий объем твердой и жидкой фаз составил 1,53 л, что достаточно точно соответствует плотности основного компонента волоксидированного ОЯТ (плотность U3O8 равна ≈8,35 г/см3).
После обработки при перемешивании в течение 1 часа 15 минут водный раствор был отделен от водной фазы. Раствор имел характерную для молибдат- и пермолибдат-ионов желто-зеленую окраску и отчетливо кислую (рН≤1) реакцию.
Далее была проведена отмывка твердой фазы от перекисного раствора двумя порциями дистиллированной воды по 1,5 л каждая, значение рН второй промывки составило 2,65.
К промытой твердой фазе было добавлено 1,42 л водного раствора гидроксида натрия с концентрацией 0,1 моль/л. Щелочная обработка продолжалась 1 час при перемешивании, после чего проводилось разделение твердой и жидкой фаз, промывка твердой фазы 1,5 л дистиллированной воды и разделение твердой и жидкой фаз.
Все отработанные водные растворы (реагентные и промывные) объединялись. Общий объем объединенного раствора составил 7,35 л.
После проведения перекисно-щелочной перколяции была осуществлена гидрометаллургическая переработка топлива.
Ранее проводились эксперименты по переработке этой же партии ОЯТ без перекисно-щелочной перколяции, что позволило провести сопоставление технологических показателей процессов растворения ОЯТ и осветления раствора, разделения урана и плутония и очистки урана для ОЯТ, прошедшего перекисно-щелочную перколяцию и не прошедшего таковой.
1. Растворение ОЯТ и осветление раствора.
Растворение перколированного ОЯТ производилось в том же аппарате без перемещения материала. Использовалась концентрированная (12 моль/л) азотная кислота, температура растворения составляла 90±5°C. После растворения полученный раствор был отфильтрован в термостатируемую емкость, осадок на фильтре промыт с присоединением промывного раствора к основному раствору ОЯТ. Мембранная перегородка с нерастворимым осадком была извлечена из аппарата, просушена и взвешена.
Раствор ОЯТ был проанализирован на содержание урана, плутония и ПД, удаляемых при перекисно-щелочной перколяции. Результаты анализов представлены в таблице 1.
Для сопоставления результатов эксперимента с ранее полученными результатами растворения ОЯТ, не прошедшего перекисно-щелочную перколяцию, в таблице 1 приведено относительное содержание ПД к содержанию основного компонента раствора - урана.
Как следует из данных таблицы 1, при реализации предлагаемого способа нагрузка на узел осветления и количество твердых РАО, поступающих с этого узла, снижаются более чем в четыре раза. До растворения ОЯТ из него удалены 65% Mo, 76% Тс, 97% Ru и, что не ожидалось, но объяснимо, 63% теллура, также являющегося в окисленном состоянии анионобразующим элементом.
Figure 00000001
Объединенный водный раствор от всех стадий перекисно-щелочной перколяции был упарен до объема 0,37 л и проанализирован на содержание свободной щелочи, молибдена, технеция и урана. Уран не обнаружен, по остальным компонентам невязка баланса не превышала ±5%.
2. Разделение урана и плутония, стадия концентрирующей реэкстракции
При переработке осветленного раствора ОЯТ был получен экстракт, который после промывки поступил на операцию концентрирующей реэкстракции плутония (Способ разделения урана и плутония в экстракционной технологии переработки ОЯТ, Патент РФ №2449393, первая стадия разделения) с использованием массообменного сепаратора. В качестве реэкстрагента использовался раствор, содержащий 0,4 моль/л карбогидразида в качестве восстановителя и 0,25 моль/л азотной кислоты. Соотношение потоков фаз органической : водной, (O:B)=18.
Составы водного (реэкстракт плутония) и органического (экстракт урана) потоков представлены в таблице 2.
Figure 00000002
Figure 00000003
Реэкстракт плутония имел характерную для растворов Pu(III) окраску, был прозрачным, без признаков наличия осадков или межфазных образований. Как следует из данных таблицы 2, операционный выход плутония в реэкстракт составил 99% и на второй стадии разделения требуется удаление 14 мг/л плутония.
Для сопоставления в таблице 3 представлены данные по этой же операции для ОЯТ, не прошедшего перекисно-щелочную перколяцию. Состав реэкстрагента и соотношение потоков фаз были аналогичными изложенным выше.
Figure 00000004
Реэкстракт плутония представлял собой вязкую консистентную систему (водная фаза со значительным количеством мелких, не седиментирующих частиц межфазных образований) черного цвета, характерного для соединений Tc(IV). Реэкстракт был обработан окислительным раствором (8 моль/л HNO3 + 0,5 моль/л Н2О2), что увеличило его объем вдвое, при этом межфазные образования растворились менее чем за одну минуту и реэкстракт перешел в состояние гомогенного водного раствора.
Таким образом, концентрирующая реэкстракция плутония при переработке ОЯТ, не прошедшего перекисно-щелочную перколяцию, демонстрирует существенно худшие показатели процесса:
- операционный выход плутония в реэкстракт снизился с 99% до 89%;
- остаточное содержание плутония в урановом экстракте возросло более чем на порядок, технеция - в пять раз;
- высокое содержание технеция в исходном уран-плутониевом экстракте приводит к появлению твердых соединений восстановленных форм Tc(IV), что при длительной эксплуатации может заблокировать процесс концентрирующей реэкстракции.
3. Очистка уранового продукта от примесных нуклидов
Содержание примесных нуклидов в урановом продукте, полученном при переработке ОЯТ, прошедшего перекисно-щелочную перколяцию, характеризуется значением мощности экспозиционной дозы МЭД=4,5·10-4 мкР/с·кг U (106Ru в продукте не обнаружен). Та же величина для ОЯТ, не прошедшего такую обработку, составляет 3,6·10-3 мкР/с·кг U, при этом вклад радиорутения в эту величину не менее 60%.
Приведенные сопоставительные данные показывают, что переработка ОЯТ по предлагаемому способу с предварительным (до растворения ОЯТ) удалением из ОЯТ преобладающей части проблемных продуктов деления (молибден, технеций, рутений) обеспечивает существенное улучшение технологических показателей таких ключевых операций, как осветление, разделение урана и плутония, и очистка урана.

Claims (4)

1. Способ переработки облученного ядерного топлива, включающий волоксидацию топлива, удаление из топлива молибдена, технеция и рутения, растворение топлива, отличающийся тем, что удаление молибдена, технеция и рутения осуществляют перекисно-щелочной перколяцией, включающей последовательно проводимые операции обработки волоксидированного топлива водным раствором перекиси водорода, разделения жидкой (Ж) и твердой (Т) фаз, промывки твердой фазы водой, разделения жидкой и твердой фаз, обработки твердой фазы водным раствором гидроксида натрия, разделения жидкой и твердой фаз, промывки твердой фазы водой и разделения жидкой и твердой фаз.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что обработку волоксидированного топлива водным раствором перекиси водорода осуществляют при содержании перекиси водорода не менее 0,2 моль/л, соотношении Т:Ж (кг/л) не более 1:1,5 и времени обработки не менее 1 часа.
3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что промывку твердой фазы водой после обработки перекисью водорода проводят до достижения значения pH водной фазы не менее 2,5.
4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что обработку твердой фазы водным раствором гидроксида натрия осуществляют при содержании гидроксида натрия не менее 0,1 моль/л, соотношении Т:Ж (кг/л) не более 1:1,5 и времени обработки не менее 1 часа.
RU2015152512/07A 2015-12-08 2015-12-08 Способ переработки облучённого ядерного топлива RU2603019C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2015152512/07A RU2603019C1 (ru) 2015-12-08 2015-12-08 Способ переработки облучённого ядерного топлива

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2015152512/07A RU2603019C1 (ru) 2015-12-08 2015-12-08 Способ переработки облучённого ядерного топлива

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2603019C1 true RU2603019C1 (ru) 2016-11-20

Family

ID=57760207

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2015152512/07A RU2603019C1 (ru) 2015-12-08 2015-12-08 Способ переработки облучённого ядерного топлива

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2603019C1 (ru)

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2943923A (en) * 1958-02-10 1960-07-05 Ca Atomic Energy Ltd Processing of nitrate solutions containing thorium and uranium 233
US3991154A (en) * 1972-10-20 1976-11-09 Kernforschungsanlage Julich Gesellschaft Mit Beschrankter Haftung Method of reprocessing fuel and/or breeder material containing thorium dissolved in an acid solution
RU2200993C2 (ru) * 2001-03-13 2003-03-20 Государственное унитарное предприятие Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" Способ переработки облученных ториевых материалов
RU2558332C2 (ru) * 2010-05-27 2015-07-27 Коммиссариат А Л' Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив Способ переработки отработанного ядерного топлива, не требующий восстановительной реэкстракции плутония

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2943923A (en) * 1958-02-10 1960-07-05 Ca Atomic Energy Ltd Processing of nitrate solutions containing thorium and uranium 233
US3991154A (en) * 1972-10-20 1976-11-09 Kernforschungsanlage Julich Gesellschaft Mit Beschrankter Haftung Method of reprocessing fuel and/or breeder material containing thorium dissolved in an acid solution
RU2200993C2 (ru) * 2001-03-13 2003-03-20 Государственное унитарное предприятие Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" Способ переработки облученных ториевых материалов
RU2558332C2 (ru) * 2010-05-27 2015-07-27 Коммиссариат А Л' Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив Способ переработки отработанного ядерного топлива, не требующий восстановительной реэкстракции плутония

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
ВОЛК В.И., Новые подходы к процессу переработки отработавшего ядерного топлива. Сборник тезисов докладов III Российской конференции по радиохимии конференции "Радиохимия 2000", Санкт-Петербург, 2000, с.100-101. *

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US3393981A (en) Method of decomposing a nuclear fuel in a fused salt system by using nitric oxide
Mokhine et al. Recovery of uranium from residue generated during Mo-99 production, using organic solvent extraction
US8636966B2 (en) Compositions and methods for treating nuclear fuel
RU2603019C1 (ru) Способ переработки облучённого ядерного топлива
Govindan et al. Partitioning of uranium and plutonium by acetohydroxamic acid
RU2713010C1 (ru) Способ очистки азотнокислых растворов от америция
Inoue et al. Recovery of Mo, V, Ni and Co from spent hydrodesulphurization catalysts
Rudisill et al. Enhanced Chemical Cleaning of SRS Waste Tanks to Improve Actinide Solubility
RU2774155C1 (ru) Способ экстракционного выделения трансплутониевых и редкоземельных элементов
RU2686076C1 (ru) Способ очистки экстракта актинидов первого экстракционного цикла purex-процесса от технеция
US4756853A (en) Process for the conversion into usable condition of actinide ions contained in the solid residue of a sulfate reprocessing process for organic, actinide-containing radioactive solid waste
US3346345A (en) Extraction of plutonium and neptunium from aqueous solutions
US2918350A (en) Uranium decontamination
Fowler Effect of temperature on sodium oxalate solubility
Tsygankova et al. Spent nuclear fuel as a resource of future
Neville RECOVERY OF URANIUM BY CYCLOALKYLDITHIO-CARBAMATE COMPLEXING
RU2400846C1 (ru) Способ растворения некондиционного и/или отработавшего ядерного топлива
Alter et al. ELECTROLYTIC REDUCTION OF NITRIC ACID SOLUTIONS
Serrano-Purroy et al. Towards a Diamex process flowsheet using high active concentrate (HAC)
Kelmers PRODUCTION OF LOW SULFATE URANIUM OXIDE
Breic et al. THE SEPARATION OF VANADIUM FROM URANIUM SALTS
Overholt LABORATORY PURIFICATION AND CONCENTRATION OF U $ sup 23$$ sup 3$
Jenkins et al. The Use of Uranium IV as a Reagent in the Aqueous Processing of Irradiated Uranium
Mishra et al. PHOTOLYTIC SEPARATION OF URANIUM FROM VANADIUM
Kosta et al. DETERMINATION OF SMALL AMOUNTS OF Zr IN ORES AND COMPLEX SYSTEMS