RU2637256C1 - КОМПОЗИЦИОННАЯ СМЕСЬ ДЛЯ ОСАЖДЕНИЯ ОКСИДОВ ДЕЛЯЩИХСЯ И ОСКОЛОЧНЫХ НУКЛИДОВ ИЗ РАСПЛАВА ЭВТЕКТИЧЕСКОЙ СМЕСИ LiF-NaF-KF - Google Patents

КОМПОЗИЦИОННАЯ СМЕСЬ ДЛЯ ОСАЖДЕНИЯ ОКСИДОВ ДЕЛЯЩИХСЯ И ОСКОЛОЧНЫХ НУКЛИДОВ ИЗ РАСПЛАВА ЭВТЕКТИЧЕСКОЙ СМЕСИ LiF-NaF-KF Download PDF

Info

Publication number
RU2637256C1
RU2637256C1 RU2016122852A RU2016122852A RU2637256C1 RU 2637256 C1 RU2637256 C1 RU 2637256C1 RU 2016122852 A RU2016122852 A RU 2016122852A RU 2016122852 A RU2016122852 A RU 2016122852A RU 2637256 C1 RU2637256 C1 RU 2637256C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
melt
mixture
eutectic
nuclides
deposition
Prior art date
Application number
RU2016122852A
Other languages
English (en)
Inventor
Александр Евгеньевич Мирославов
Екатерина Сергеевна Степанова
Юрий Степанович Федоров
Евгений Корнельевич Легин
Михаил Львович Хохлов
Владимир Владимирович Кольцов
Маргарита Юрьевна Тюпина
Original Assignee
Акционерное общество "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 Акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" filed Critical Акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина"
Priority to RU2016122852A priority Critical patent/RU2637256C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2637256C1 publication Critical patent/RU2637256C1/ru

Links

Classifications

    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C01INORGANIC CHEMISTRY
    • C01DCOMPOUNDS OF ALKALI METALS, i.e. LITHIUM, SODIUM, POTASSIUM, RUBIDIUM, CAESIUM, OR FRANCIUM
    • C01D3/00Halides of sodium, potassium or alkali metals in general
    • C01D3/02Fluorides
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements 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
    • G21C19/42Reprocessing of irradiated fuel

Landscapes

  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Materials Engineering (AREA)
  • Inorganic Chemistry (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)

Abstract

Изобретение относится к области переработки отработавшей топливной композиции жидкосолевого реактора. Композиционная смесь для осаждения оксидов делящихся и осколочных нуклидов из расплава эвтектической смеси LiF-NaF-KF без изменения состава эвтектической смеси, содержащая Li2O, NaF, KF при следующем соотношении компонентов, мол. %: Li2O - 30,3, NaF - 15,0, KF - 54,7. Изобретение обеспечивает эффективное осаждение делящихся и осколочных нуклидов из расплава эвтектической смеси фторидов FLiNaK без изменения состава эвтектики. 2 пр.

Description

Изобретение относится к области переработки отработавшей топливной композиции жидкосолевого реактора (ЖСР) с топливной солью на основе эвтектики FLiNaK (LiF-NaF-KF).
Известно, что растворы фторидов урана и плутония (UF4, PuF3) в эвтектике FLiNaK [LiF-NaF-KF (46.5-11.5-42 мол. %)] отвечают основным требованиям, предъявляемым к уран-плутониевой топливной композиции жидкосолевого реактора (ЖСР) (М.Б. Серегин, А.В. Паршин, А.Ю. Кузнецов и др., Радиохимия, 2011, т. 53, No. 5, с. 416-418); (А.А. Лизин, С.В. Томилин, О.Е. Гневашов и др., Атомная энергия, 2013, т. 115, No. 1, с. 11-16).
Эвтектическая смесь FLiNaK имеет температуру плавления (tпл=454°С), почти в два раза более низкую, чем температура плавления образующих ее фторидов щелочных металлов и существенно более низкую, чем температура топлива работающего ЖСР (600-700°С). Благодаря хорошей растворимости делящихся нуклидов и осколков деления, использование FLiNaK в качестве топливной соли обеспечивает гомогенность топливной композиции ЖСР в широком температурном интервале.
Неотъемлемым условием непрерывного функционирования замкнутого ядерного топливного цикла жидкосолевого реактора является рециклирование топливной композиции, включающее очистку топливной композиции от накопившихся осколков деления без изменения состава топливной соли, компенсацию выгоревшей части топлива и возвращение регенерированного топлива в реактор. Согласно концепции замкнутого ядерного топливного цикла ЖСР эти задачи должны решаться на приреакторном радиохимическом узле без остановки реактора.
Известно извлечение осколочных нуклидов из расплава топливной соли LiF-BeF2 с помощью расплава висмута (W.R. Grimes, Oak Ridge National Laboratory, Molten-salt reactor chemistry. Nuclear Applications and Technology, vol. 8, pp. 137-155, 1970). Показано, что расплав висмута достаточно эффективно экстрагирует редкоземельные элементы. Недостатком экстракции висмутом является загрязнение топливной композиции фторидом висмута, образующимся при экстракции, что существенно затрудняет регенерацию топливной соли при рециклировании отработавшего топлива ЖСР.
Известно осаждение оксидов урана, плутония и осколочных элементов из расплава их фторидов в топливной соли LiF-NaF при введении в расплав окиси кальция. После осаждения содержание урана и плутония в надосадочном расплаве составляет ~0.1 вес. %, а лантана и церия ~0.05 вес. %. (Горбунов В.Ф., Г.П. Новоселов, С.А. Уланов и др., Исследование взаимодействия фторидов плутония, урана и редкоземельных элементов с окислами некоторых металлов в расплавах фтористых солей, "Радиохимия", 1976, т. XVIII, No. 1, с. 109-114). Основным недостатком осаждения окисью кальция является образование фторида кальция, удаление которого из топливной соли для сохранения ее состава при рециклировании является сложной задачей.
Таким образом, известные реагенты, предложенные для регенерации топливной композиции ЖСР, не обеспечивают проведение регенерации без изменения состава топливной соли.
Задачей изобретения является разработка композиционной смеси, обеспечивающей эффективное осаждение делящихся и осколочных нуклидов в форме оксидов из расплава эвтектической смеси фторидов FLiNaK без изменения состава эвтектической смеси.
Решение поставленной задачи достигается тем, что для осаждения оксидов делящихся и осколочных нуклидов из расплава FLiNaK используют композиционную смесь, полученную замещением фторида лития в эвтектической смеси FLiNaK на его оксид при сохранении в смеси исходного отношения атомных процентов Li : Na : K = 1:0.25:0.90.
Полученная композиционная смесь содержит Li2O, NaF, KF при следующем их соотношении, мол. %:
Li2O - 30,3
NaF - 15,0
KF - 54,7.
По аналогии с аббревиатурой FLiNaK, для предлагаемой композиционной смеси удобно использовать аббревиатуру FOLiNaK(Li2O), которая отражает кислород-фторидный состав анионной части реагента, его генетическую связь с эвтектикой FLiNaK и содержит формулу замещающего оксида щелочного металла.
При взаимодействии оксида лития, входящего в состав FOLINaK(Li2O), с фторидами нуклидов, растворенными в расплаве FLiNaK, образуются выпадающие в осадок труднорастворимые оксиды делящихся и осколочных нуклидов по фтор-кислородным обменным реакциям:
Figure 00000001
в то время как оксид лития, содержащийся в FOLINaK(Li2O), превращается в LiF и остается в расплаве. Поскольку согласно предлагаемому решению отношение атомных процентов Li : Na : K в осаждающей смеси FOLiNaK(Li2O) берется таким же, как в эвтектике FLiNaK (1:0.25:0.90), и реакции осаждения (1) сильно смещены вправо, при осаждении нуклидов композиционной смесью FOLiNaK(Li2O) оксидные анионы практически полностью замещаются фторидными анионами, и композиционная смесь FOLiNaK(Li2O) превращается в эвтектику FLiNaK.
При этом, как будет показано в примерах, полнота осаждения нуклидов предлагаемой композиционной смесью не уступает полноте осаждения окисью кальция (смотри цитированную выше статью Горбунов В.Ф., Г.П. Новоселов, С.А. Уланов и др., "Радиохимия", 1976, т. XVIII, No. 1, с. 109-114).
Таким образом, в предлагаемом решении выполнена основная задача изобретения - разработана композиционная смесь, обеспечивающая эффективное осаждение делящихся и осколочных нуклидов в форме оксидов из расплава эвтектической смеси фторидов FLiNaK без изменения состава эвтектики.
Очевидно, что FOLiNaK(Li2O) будет осаждать нуклиды из расплава эвтектической смеси фторидов FLiNaK без изменения состава эвтектики лишь до тех пор, пока оксидные анионы, содержащиеся в композиционной смеси FOLiNaK(Li2O), расходуются на превращение фторидных форм нуклидов в оксиды. Завершение осаждения нуклидов фиксируется по скачку окислительно-восстановительного потенциала расплава, свидетельствующему о появлении в расплаве сверхэквивалентного количества оксидных анионов.
Композиционную смесь FOLiNaK(Li2O) готовят из безводных препаратов Li2O, NaF и KF. Все операции проводят в боксе, заполненном и продуваемом сухим аргоном, очищенным от кислорода. Исходные соединения идентифицировали методом РФА, наличие воды в реагентах контролировали ИК-спектроскопически. Перед использованием все реагенты измельчали. Навески порошков Li2O (8.96 г), NaF (6.30 г), KF (31.32 г) насыпают в никелевый тигель, который помещают в реактор, снабженный герметичной крышкой с мешалкой и патрубками для продувки аргона. Смесь выдерживают при температуре 600°С в течение часа в атмосфере аргона при периодическом перемешивании. Образовавшийся расплав FOLiNaK(Li2O) выливают в форму из никелевой фольги и охлаждают до комнатной температуры. Полученный слиток измельчают и хранят в герметично закрытой емкости. FOLiNaK(Li2O) удобно также использовать в виде прессованных гранул. Полученная композиционная смесь FOLiNaK(Li2O) имеет состав, мол. %: Li2O 30.3, NaF 15.0, KF 54.7. Содержание оксидных анионов в композиционной смеси равняется 0.643 г-атомов кислорода в 100 г смеси (1.28 10-2 г-экв. О в грамме смеси).
Эвтектику FLiNaK состава (мол. %) LiF 46.5, NaF 11.5, KF 42 готовят нагреванием смеси порошков безводных фторидов LiF, NaF и KF [LiF (12.06 г), NaF (4.83 г) и KF (24.40 г)] при 600°С. Полученный прозрачный расплав FLiNaK выливают в форму из никелевой фольги и охлаждают до комнатной температуры. Слиток измельчают и хранят в герметично закрытой емкости. FLiNaK удобно также использовать в виде прессованных гранул.
Пример 1
Навеску FLiNaK (12.024 г) насыпают в никелевый тигель, тигель помещают в реактор и выдерживают при 600°С в течение 30-40 минут в токе аргона при периодическом перемешивании. В полученный расплав вносят навеску UF4 (1.006 г), содержащую 0.762 г урана (3.20 10-3 грамм-атома). Расплаву дают отстояться при 600°С в течение часа. Полученный расплав выдерживают при периодическом перемешивании в течение часа, в расплав погружают электрод, чувствительный к изменению окислительно-восстановительного потенциала расплава, и небольшими порциями добавляют FOLiNaK(Li2O) до скачка показаний электрода, свидетельствующего о завершении осаждения урана. В точке эквивалентности количество добавленной композиционной смеси составило 1.019 г. Осадку дают отстояться при 600°С в течение часа и определяют содержание урана в надосадочном расплаве. Для этого отбирают пробу надосадочного расплава (1-2 мл), выливают на никелевую фольгу, и после охлаждения полученный слиток взвешивают. Слиток растворяют в азотной кислоте и 2-3 раза перепаривают с азотной кислотой для удаления HF. В полученном азотнокислом растворе определяют содержание урана на эмиссионном спектрометре с индуктивно связанной плазмой. После осаждения урана его содержание в расплаве уменьшилась с 5.6 вес. % г до 0.09 вес. %. Полученное значение концентрации урана в надосадочном расплаве при осаждении композиционной смесью FOLiNaK(Li2O) (0.09 вес. %) в пределах ошибки определения (±5%) не отличается от значения ~0.1 вес. %, полученного при осаждении урана в расплаве LiF-NaF при 800°С окисью кальция (смотри цитированную выше статью Горбунов В.Ф., Г.П. Новоселов, С.А. Уланов и др., "Радиохимия", 1976, т. XVIII, No. 1, с. 109-114). Осадок отфильтровывают и очищают от примеси фторидов щелочных металлов путем вакуумной отгонки при 1100°С. Согласно данным рентгенофазового анализа полученный осадок является диоксидом урана UO2.
Из приведенного примера видно, что при осаждении урана композиционной смесью FOLiNaK(Li2O) в осадок перешло 0.751 г урана (3.15 10-3 г-атома урана) в форме UO2.
Учитывая, что атом урана в UO2 связан с двумя атомами кислорода, при стехиометрическом осаждении на образование UO2 должно пойти 6.30 10-3 г-атомов кислорода, содержащихся в композиционной смеси. Поскольку, как показано выше, один грамм FOLiNaK(Li2O) содержит 0.643 10-2 г-атомов кислорода, для осаждения 3.15 10-3 г-атомов урана требуется 0.980 г FOLiNaK. Как было показано выше, на осаждение урана пошло 1.019 г FOLiNaK(Li2O). Эта величина в пределах ошибки определения (±5%) совпадает с количеством FOLiNaK(Li2O), необходимым для стехиометрического осаждения урана. Полученные данные показывают, что в пределах погрешности эксперимента при осаждении урана композиционной смесью FOLiNaK(Li2O) происходит эквивалентное замещение фторидных анионов UF4 оксидными анионами с образованием осадка UO2, а композиционная смесь FOLiNaK(Li2O) превращается в исходную эвтектику FLiNaK.
Пример 2
Навеску FLiNaK (12.024 г) насыпают в никелевый тигель, тигель помещают в реактор и выдерживают при 600°С в течение 30-40 минут в токе аргона при периодическом перемешивании. В полученный расплав эвтектики FLiNaK вносят навески порошков UF4 0.503 г (0.381 г урана) и NdF3 0.051 г (0.036 г Nd). Неодим использовали в качестве модельного аналога Pu(III) и осколочных РЗЭ(Ш). Полученный расплав выдерживают при периодическом перемешивании в течение часа, погружают ред-окс чувствительный электрод и небольшими порциями добавляют FOLiNaK(Li2O) до скачка показаний электрода. В точке эквивалентности количество добавленного реагента FOLiNaK (Li2O) составило 0.572 г. Расплаву дают отстояться при 600°С в течение часа. Для определения содержания урана и неодима отбирают пробу расплава (1-2 мл), выливают на никелевую фольгу, охлаждают и полученный слиток взвешивают. Слиток переносят в стакан и 2-3 раза перепаривают с азотной кислотой для удаления HF. В полученном азотнокислом растворе определяют содержание урана и неодима на эмиссионном спектрометре с индуктивно связанной плазмой. После осаждения содержание урана в надосадочном расплаве уменьшилась с 3.06 вес. % до 0.08 вес. %, а неодима с 0.29 вес. % до 0.04 вес. %. Таким образом, концентрация урана и неодима в надосадочном расплаве при осаждении предлагаемой композиционной смесью находится на том же уровне, что и при осаждении оксидов РЗЭ (Се, La) из раствора их фторидов в расплаве LiF-NaF окисью кальция (смотри цитированную выше статью Горбунов В.Ф., Г.П. Новоселов, С.А. Уланов и др., " Радиохимия", 1976, т. XVIII, No. 1, с. 109-114). Осадок отфильтровывают и очищают от остатков фторидов щелочных металлов путем вакуумной отгонки при 1100°С. Согласно данным рентгенофазового анализа уран и неодим находятся в осадке в форме механической смеси оксидов UO2 и Nd2O3. Как показано выше, на совместное осаждение оксидов урана и неодима пошло 0.572 г FOLiNaK. Эта величина совпадает в пределах ошибки определения (±5%) с количеством FOLiNaK, необходимым для стехиометрического осаждения суммы оксидов урана и неодима (0.555 г), то есть при осаждении происходит эквивалентное замещение фторидных анионов UF4 и NdF3 оксидными анионами FOLiNaK(Li2O), который превращается в исходную эвтектику FLiNaK.
Предлагаемая композиционная смесь может быть использована в схеме приреакторного узла рециклирования отработавшего топлива ЖСР на основе эвтектики FLiNaK путем комбинации процессов осаждения оксидов делящихся и осколочных нуклидов из расплава отработавшей топливной композиции, растворения осадка оксидов в азотной кислоте и последующей их переработки с помощью ПУРЕКС-процесса.

Claims (4)

  1. Композиционная смесь для осаждения оксидов делящихся и осколочных нуклидов из расплава эвтектической смеси LiF-NaF-KF без изменения состава эвтектической смеси, содержащая Li2O, NaF, KF при следующем соотношении компонентов, мол. %:
  2. Li2O - 30,3
  3. NaF - 15,0
  4. KF - 54,7.
RU2016122852A 2016-06-08 2016-06-08 КОМПОЗИЦИОННАЯ СМЕСЬ ДЛЯ ОСАЖДЕНИЯ ОКСИДОВ ДЕЛЯЩИХСЯ И ОСКОЛОЧНЫХ НУКЛИДОВ ИЗ РАСПЛАВА ЭВТЕКТИЧЕСКОЙ СМЕСИ LiF-NaF-KF RU2637256C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2016122852A RU2637256C1 (ru) 2016-06-08 2016-06-08 КОМПОЗИЦИОННАЯ СМЕСЬ ДЛЯ ОСАЖДЕНИЯ ОКСИДОВ ДЕЛЯЩИХСЯ И ОСКОЛОЧНЫХ НУКЛИДОВ ИЗ РАСПЛАВА ЭВТЕКТИЧЕСКОЙ СМЕСИ LiF-NaF-KF

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2016122852A RU2637256C1 (ru) 2016-06-08 2016-06-08 КОМПОЗИЦИОННАЯ СМЕСЬ ДЛЯ ОСАЖДЕНИЯ ОКСИДОВ ДЕЛЯЩИХСЯ И ОСКОЛОЧНЫХ НУКЛИДОВ ИЗ РАСПЛАВА ЭВТЕКТИЧЕСКОЙ СМЕСИ LiF-NaF-KF

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2637256C1 true RU2637256C1 (ru) 2017-12-01

Family

ID=60581506

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2016122852A RU2637256C1 (ru) 2016-06-08 2016-06-08 КОМПОЗИЦИОННАЯ СМЕСЬ ДЛЯ ОСАЖДЕНИЯ ОКСИДОВ ДЕЛЯЩИХСЯ И ОСКОЛОЧНЫХ НУКЛИДОВ ИЗ РАСПЛАВА ЭВТЕКТИЧЕСКОЙ СМЕСИ LiF-NaF-KF

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2637256C1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2772970C1 (ru) * 2021-12-01 2022-05-30 Российская Федерация, от имени которой выступает Госкорпорация "Росатом" Способ контролируемого извлечения актинидов из металлических продуктов отработавшего ядерного топлива в хлоридном расплаве

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2293382C1 (ru) * 2005-09-05 2007-02-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации Научно-исследовательский институт атомных реакторов" Способ переработки плутонийсодержащих сорбентов фторидов щелочных металлов
WO2017032379A1 (en) * 2015-08-23 2017-03-02 Copenhagen Atomics Aps Method for operating a molten salt nuclear reactor

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2293382C1 (ru) * 2005-09-05 2007-02-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации Научно-исследовательский институт атомных реакторов" Способ переработки плутонийсодержащих сорбентов фторидов щелочных металлов
WO2017032379A1 (en) * 2015-08-23 2017-03-02 Copenhagen Atomics Aps Method for operating a molten salt nuclear reactor

Non-Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
W.R. GRIMES, Oak Ridge National Laboratory, Molten-salt reactor chemistry. Nuclear Applications and Technology, vol. 8, pp. 137-155, 1970. *
ГОРБУНОВ В.Ф., НОВОСЕЛОВ Г.П., УЛАНОВ С.А. и др. Исследование взаимодействия фторидов плутония, урана и редкоземельных элементов с окислами некоторых металлов в расплавах фтористых солей. "Радиохимия". XVIII, вып.1, 1976, с.109. *
ГОРБУНОВ В.Ф., НОВОСЕЛОВ Г.П., УЛАНОВ С.А. и др. Исследование взаимодействия фторидов плутония, урана и редкоземельных элементов с окислами некоторых металлов в расплавах фтористых солей. "Радиохимия". XVIII, вып.1, 1976, с.109. W.R. GRIMES, Oak Ridge National Laboratory, Molten-salt reactor chemistry. Nuclear Applications and Technology, vol. 8, pp. 137-155, 1970. *

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2772970C1 (ru) * 2021-12-01 2022-05-30 Российская Федерация, от имени которой выступает Госкорпорация "Росатом" Способ контролируемого извлечения актинидов из металлических продуктов отработавшего ядерного топлива в хлоридном расплаве
RU2783610C1 (ru) * 2022-05-24 2022-11-15 Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт высокотемпературной электрохимии Уральского отделения Российской академии наук (ИВТЭ УрО РАН) Способ пассивирования конструкционных материалов внешнего контура жидкосолевых реакторов, работающих с использованием расплавленных фторидных солей

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP6775572B2 (ja) 新規な非対称n,n−ジアルキルアミド、その合成及び使用
Sakamura et al. Chlorination of UO2, PuO2 and rare earth oxides using ZrCl4 in LiCl–KCl eutectic melt
JP5483867B2 (ja) 使用済燃料からの金属燃料物質の回収方法及び使用済燃料の再処理方法
US3029130A (en) Plutonium recovery from neutronbombarded uranium fuel
KR101961507B1 (ko) 하나 이상의 용융 염을 포함하는 매질로부터 악티나이드(들) 및/또는 란타나이드(들)의 옥시클로라이드 및/또는 산화물의 제조방법
Rodrigues et al. Pyrochemical reprocessing of molten salt fast reactor fuel: focus on the reductive extraction step
RU2637256C1 (ru) КОМПОЗИЦИОННАЯ СМЕСЬ ДЛЯ ОСАЖДЕНИЯ ОКСИДОВ ДЕЛЯЩИХСЯ И ОСКОЛОЧНЫХ НУКЛИДОВ ИЗ РАСПЛАВА ЭВТЕКТИЧЕСКОЙ СМЕСИ LiF-NaF-KF
RU2015102096A (ru) Способ отделения, по меньшей мере, одного первого химического элемента e1, по меньшей мере, от одного второго химического элемента e2, включающий использование среды, включающей определённую расплавленную соль
Peng et al. Inhibition effect of ZrF 4 on UO 2 precipitation in the LiF–BeF 2 molten salt
Williams et al. The influence of lewis acid/base chemistry on the removal of gallium by volatility from weapons-grade plutonium dissolved in molten chlorides
RU2466938C2 (ru) Способ преобразования хлоридов щелочноземельных металлов в вольфраматы и молибдаты и его применение
McNamara et al. Nitrogen trifluoride-based fluoride-volatility separations process: Initial studies
JP3864203B2 (ja) 放射性廃棄物の固化処理方法
RU2707562C1 (ru) Способ переработки тепловыделяющих элементов
US6461576B1 (en) Pyroprocess for processing spent nuclear fuel
US8535636B1 (en) Method of separating group II nuclides from radioactive waste lithium chloride salt and recovering pure lithium chloride using lithium oxide
SU871221A1 (ru) Способ переработки отходов фторировани дерного топлива
Tananaev et al. The chemistry of uranium fluorides
JP5065163B2 (ja) 使用済原子燃料からのウランのリサイクル方法
Dong et al. Dechlorination and vitrification of electrochemical processing salt waste
Todd Dry (non-aqueous) Processing of Used Nuclear Fuel
RU2591215C1 (ru) Способ переработки облученного ядерного топлива
RU2502142C1 (ru) Способ переработки уран-молибденовой композиции
Poglyad et al. The cesium precipitation from the spent electrolyte LiCl-KCl composition simulator
Kitawaki et al. Chemical Form of Actinide Elements Contained in Anode Residue Generated in Electrolysis and the Conversion to Chlorides Using ZrCl4