RU2646535C1 - Способ переработки отходов ядерного производства - Google Patents
Способ переработки отходов ядерного производства Download PDFInfo
- Publication number
- RU2646535C1 RU2646535C1 RU2017112506A RU2017112506A RU2646535C1 RU 2646535 C1 RU2646535 C1 RU 2646535C1 RU 2017112506 A RU2017112506 A RU 2017112506A RU 2017112506 A RU2017112506 A RU 2017112506A RU 2646535 C1 RU2646535 C1 RU 2646535C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- uranium
- anode
- fuel rods
- fuel
- solution
- Prior art date
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 36
- 239000002699 waste material Substances 0.000 title claims abstract description 14
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title abstract description 7
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 62
- 238000004090 dissolution Methods 0.000 claims abstract description 34
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 32
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 32
- 238000000605 extraction Methods 0.000 claims abstract description 22
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 16
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 claims abstract description 15
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 13
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 claims abstract description 12
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 claims abstract description 12
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 12
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 7
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 7
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 6
- KRHYYFGTRYWZRS-UHFFFAOYSA-N Fluorane Chemical class F KRHYYFGTRYWZRS-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 4
- 230000006835 compression Effects 0.000 claims abstract description 4
- 238000007906 compression Methods 0.000 claims abstract description 4
- 230000000737 periodic effect Effects 0.000 claims abstract description 4
- 238000005253 cladding Methods 0.000 claims description 4
- BNGXYYYYKUGPPF-UHFFFAOYSA-M (3-methylphenyl)methyl-triphenylphosphanium;chloride Chemical compound [Cl-].CC1=CC=CC(C[P+](C=2C=CC=CC=2)(C=2C=CC=CC=2)C=2C=CC=CC=2)=C1 BNGXYYYYKUGPPF-UHFFFAOYSA-M 0.000 claims description 3
- 230000006837 decompression Effects 0.000 abstract description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract 1
- 238000011084 recovery Methods 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 4
- 239000003792 electrolyte Substances 0.000 description 4
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 4
- 239000010802 sludge Substances 0.000 description 4
- RTAQQCXQSZGOHL-UHFFFAOYSA-N Titanium Chemical compound [Ti] RTAQQCXQSZGOHL-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 3
- 229910000765 intermetallic Inorganic materials 0.000 description 3
- 229910052758 niobium Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000010955 niobium Substances 0.000 description 3
- GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N niobium atom Chemical compound [Nb] GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 229910052719 titanium Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000010936 titanium Substances 0.000 description 3
- 150000002823 nitrates Chemical class 0.000 description 2
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 description 2
- BASFCYQUMIYNBI-UHFFFAOYSA-N platinum Chemical compound [Pt] BASFCYQUMIYNBI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- QAOWNCQODCNURD-UHFFFAOYSA-N sulfuric acid group Chemical class S(O)(O)(=O)=O QAOWNCQODCNURD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910000789 Aluminium-silicon alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- KRHYYFGTRYWZRS-UHFFFAOYSA-M Fluoride anion Chemical compound [F-] KRHYYFGTRYWZRS-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 1
- 239000002253 acid Substances 0.000 description 1
- 230000000903 blocking effect Effects 0.000 description 1
- 230000001364 causal effect Effects 0.000 description 1
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 1
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 1
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 1
- 238000005868 electrolysis reaction Methods 0.000 description 1
- 239000012634 fragment Substances 0.000 description 1
- 239000012212 insulator Substances 0.000 description 1
- 229910000464 lead oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 description 1
- YEXPOXQUZXUXJW-UHFFFAOYSA-N oxolead Chemical compound [Pb]=O YEXPOXQUZXUXJW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- RVTZCBVAJQQJTK-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);zirconium(4+) Chemical class [O-2].[O-2].[Zr+4] RVTZCBVAJQQJTK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052697 platinum Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910001928 zirconium oxide Inorganic materials 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/28—Treating solids
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области ядерной энергетики. Способ переработки отходов ядерного производства включает электрохимическое растворение твэлов в растворе азотной кислоты в электролизере при постоянном поддержании концентрации азотной кислоты в диапазоне 5,0÷6,0 М. Корпус электролизера является катодом. Анод выполнен в виде зажима с возможностью его периодического разжатия и сжатия при отклонении тока от номинального значения до 10%. При этом отношение площадей поверхности анодной части, погруженной в раствор, и растворяемых твэлов составляет (2÷7):1, а отношение плотностей тока на аноде и растворяемых твэлах составляет 1:(2÷7). После электрохимического растворения, сопровождающегося удалением оболочки и частичным растворением урана, осветленные растворы направляют на экстракционное извлечение урана, а нерастворенные остатки помещают в смесь азотной и плавиковой кислот с добавлением в раствор алюминия при молярном соотношении компонентов HF:HNO3:Al=1:(4÷8):(0,2÷0,4). Осветленные растворы подвергают экстракционному извлечению урана. Изобретение позволяет повысить извлечение урана при переработке твэлов в оболочке из нержавеющей стали с топливным сердечником, содержащим цирконий. 1 з.п. ф-лы, 1 табл.
Description
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способам переработки урансодержащих топливных композиций в виде невостребованных твэлов в оболочке из нержавеющей стали с топливным сердечником, содержащим цирконий, и отходов их производства с целью извлечения урана и последующего его использования в производстве ядерного горючего.
Известен способ переработки отходов ядерного производства, заключающийся в электрохимическом растворении твэлов в азотной или серной кислотах. Растворяемые твэлы используются в качестве анода, а в качестве катода - платиновые электроды или пластины из окиси свинца аккумуляторного типа. Электролитом является серная или азотная кислота. При пропускании тока твэл растворяется в кислоте (см., например, «Переработка ядерного горючего», Атомиздат, Москва, 1964, с. 67-69).
Недостатками известного способа переработки отходов ядерного производства являются: сложность реализации способа в части конструкционного исполнения, ненадежность и нестабильность процесса электрохимического растворения твэлов.
Известен способ переработки отходов ядерного производства, заключающийся в электрохимическом растворении твэлов, содержащих ядерное топливо в оболочке из нержавеющей стали, в азотной кислоте. Корпус электролизера, служащий катодом, выполнен из титана, а анод - из ниобия в виде корзины, в которую загружаются твэлы для растворения. Корзина-анод снабжена устройством, обеспечивающим ее перемещение-встряхивание для возобновления электрического контакта между анодом и растворяемыми твэлами, нарушаемого в процессе растворения. Отношение площадей поверхности анодной части, погруженной в раствор азотной кислоты, и растворяемых твэлов составляет 1:(5÷10) (см. А.И. Стабровский, Электрохимическое растворение твэлов в азотной кислоте. «Атомная техника за рубежом», Атомиздат, М., 1970, №12, с. 35-41).
Недостатком известного способа переработки отходов ядерного производства является нестабильность процесса электрохимического растворения твэлов и, как следствие, неудовлетворительно низкий выход растворяемого продукта по току (0,648 г/А⋅ч).
Этот недостаток связан с тем, что в процессе электрохимического растворения твэлов на их поверхности и поверхности анода образуется оксидная пленка, запирающая прохождение электрического тока. По этой причине электролиз прекращается. Для возобновления электрического контакта между анодом и растворяемыми твэлами корзину-анод периодически встряхивают, что усложняет конструкцию электролизера и не гарантирует устойчивую его работу.
Кроме того, процесс коррозии-окисления поверхностей растворяемых твэлов и анода происходит в значительной мере быстрее, если отношение плотностей тока на них менее 2, что определяется соответствующим отношением площадей поверхности растворяемых твэлов и анода. В известном способе это соотношение составляет 1:(5÷10), что приводит к повышенному окислению, коррозии анода и нестабильности процесса электрохимического растворения (образованию большого количества шлама, захватывающего уран и осаждающегося на дне корзины катода) и, как следствие, к низкому выходу растворенного продукта по току.
Наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату к заявляемому способу переработки отходов ядерного производства - прототипом - является способ переработки отходов ядерного производства, включающий электрохимическое растворение твэлов, содержащих ядерное топливо в оболочке из нержавеющей стали, в растворе азотной кислоты в электролизере. Корпус электролизера, являющийся катодом, выполнен из титана, а анод - из ниобия, с возможностью перемещения для возобновления электрического контакта между анодом и растворяемыми твэлами. Анод выполнен в виде зажима, а его перемещение обеспечивается периодическим разжатием и сжатием с периодичностью, обеспечивающей снижение плотности тока на аноде не более 10% от номинального. При этом отношение площадей поверхности анодной части, погруженной в раствор, и растворяемых твэлов составляет (2÷7):1, а отношение плотностей тока на аноде и растворяемых твэлах составляет 1:(2÷7) (патент РФ №2370837, МПК (2006.01) G21F 9/28, опубл. 20.10.2009).
Недостатком известного способа переработки отходов ядерного производства является низкое (~60%) извлечение урана при переработке твэлов в оболочке из нержавеющей стали с топливным сердечником, содержащим цирконий.
Указанный недостаток, главным образом, обусловлен постепенным образованием оксидной пленки циркония (ZrO2), которая является изолятором и препятствует дальнейшему проведению процесса, из-за чего ток падает до 0 А. При этом окислы циркония в виде шлама являются причиной засора технологических линий электролизера, что является причиной аварийных остановов процесса.
Задачей данного изобретения является повышение извлечения урана при переработке твэлов в оболочке из нержавеющей стали с топливным сердечником, содержащим цирконий.
Поставленная задача решается тем, что в способе переработки отходов ядерного производства в виде твэлов с оболочкой из нержавеющей стали и сердечником, содержащим цирконий, включающем электрохимическое растворение твэлов в растворе азотной кислоты в электролизере, корпус которого является катодом, а анод выполнен в виде зажима с возможностью его периодического разжатия и сжатия при отклонении тока от номинального значения до 10%, при этом отношение площадей поверхности анодной части, погруженной в раствор, и растворяемых твэлов составляет (2÷7):1, а отношение плотностей тока на аноде и растворяемых твэлах составляет 1:(2÷7), согласно изобретению электрохимическое растворение твэлов проводят при постоянном поддержании концентрации азотной кислоты в диапазоне 5,0÷6,0 М, после электрохимического растворения, сопровождающегося удалением оболочки и частичным растворением урана, осветленные растворы направляют на экстракционное извлечение урана, а нерастворенные остатки помещают в смесь азотной и плавиковой кислот с добавлением в раствор алюминия при молярном соотношении компонентов HF:HNO3:Al=1:(4÷8):(0,2÷0,4), после чего осветленные растворы подвергают экстракционному извлечению урана.
В частных случаях осуществления изобретения алюминий добавляют в раствор в виде стружки или раствора нитрата алюминия.
Для осуществления процесса растворения оболочки и частичного растворения урана из топливного сердечника кислотность электролита необходимо поддерживать на уровне 5,0÷6,0 М, поскольку концентрация азотной кислоты снижается за счет образования нитратов.
Причинно-следственная связь между существенными признаками и техническим результатом заключается в том, что на стадии электрохимического растворения твэлов с топливным сердечником в виде интерметаллидов урана, содержащим цирконий, при указанных параметрах процесса происходит электрохимическое растворение оболочки и частичное растворение урана из топливного сердечника. Для поддержания необходимой скорости процесса растворения кислотность электролита поддерживают на уровне 5,0÷6,0 М, так как концентрация азотной кислоты снижается за счет образования нитратов. На стадии электрохимического растворения твэлов концентрация урана в растворе составляет 2,8÷3,0 г/л, что соответствует 55÷60% массы урана в твэлах. Осветленные растворы направляются на экстракционное извлечение урана, а нерастворенные остатки твэлов, представляющие собой топливные сердечники в виде интерметаллидов урана, содержащие цирконий, направляют на растворение в смеси азотной и плавиковой кислот.
В процессе растворения в раствор добавляют алюминий при молярном соотношении компонентов HF:HNO3:Al=1:(4÷8):(0,2÷0,4) для связывания активного фтор-иона, образующего неэкстрагируемые комплексные соединения с ураном, что снижает потери урана. При этом в раствор переходит оставшаяся часть урана (40÷45%). Далее осветленные растворы подвергают экстракционному извлечению урана.
Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретения.
Твэлы в виде витых стержней диаметром 7 мм и длиной 700 мм в оболочке из нержавеющей стали с коаксиально расположенным компенсатором из циркония и топливом в виде интерметаллида U(AlSi)3 загружали в электролизер в количестве 16÷54 шт. Корпус электролизера, выполненный из титана, являлся катодом. Анод представлял собой зажим из ниобия с пневматическим приводом. Соотношение площадей поверхности анодной части погруженной в раствор и растворяемых твэлов составляло (2÷7):1. Отношение плотностей тока на аноде и растворяемых твэлах составляло 1:(2÷7). Электролитом служил исходный раствор шестимолярной азотной кислоты. В процессе электрохимического растворения концентрацию азотной кислоты поддерживали в пределах 5,0÷6,0 М при силе тока 600 А и напряжении 6 В. Анод-зажим периодически сжимали и разжимали при отклонении тока от номинального значения до 10%. Процесс растворения оболочки из нержавеющей стали и частичного растворения урана из топливного сердечника вели в течение 4 часов. При этом нерастворенные остатки твэлов, представляющие собой топливные сердечники в виде интерметаллидов урана, содержащие цирконий, не фрагментировались на отрезки малых размеров и не превращались в шлам, а оставались исходной длины, что позволяло снизить потери урана со шламом.
После окончания процесса растворы из электролизера фильтровали на нутч-фильтре и отправляли на экстракционное извлечение урана. Нерастворенные остатки твэлов из электролизера загружали на растворение в реактор со смесью плавиковой и азотной кислот с добавлением в раствор нитрата алюминия (либо алюминиевой стружки). При этом молярное соотношение компонентов HF:HNO3:Al составляло 1:(4÷8):(0,2÷0,4). По окончании процесса растворы из реактора фильтровали на нутч-фильтре и направляли на экстракционное извлечение урана.
В таблице приведены примеры реализации предложенного способа переработки отходов ядерного производства (примеры 1÷3) на граничные и промежуточные значения параметров процесса, а также на значения параметров, выходящие за заявленные пределы (пример 4, 5) в сопоставлении с известным способом-прототипом (пример 6).
Как следует из приведенных в таблице данных, предложенный способ переработки отходов ядерного производства (примеры 1÷3) обеспечивает в сравнении с известным способом повышение извлечения урана при переработке твэлов в оболочке из нержавеющей стали с топливным сердечником, содержащим цирконий.
Осуществление предлагаемого способа за заявленными пределами параметров процесса (примеры 4, 5) снижает извлечение урана при переработке твэлов в оболочке из нержавеющей стали с топливным сердечником, содержащим цирконий.
Claims (2)
1. Способ переработки отходов ядерного производства в виде твэлов с оболочкой из нержавеющей стали и топливным сердечником, содержащим цирконий, включающий электрохимическое растворение твэлов в растворе азотной кислоты в электролизере, корпус которого является катодом, а анод выполнен в виде зажима с возможностью его периодического разжатия и сжатия при отклонении тока от номинального значения до 10%, причем отношение площадей поверхности анодной части, погруженной в раствор, и растворяемых твэлов составляет (2÷7):1, а отношение плотностей тока на аноде и растворяемых твэлах составляет 1:(2÷7), отличающийся тем, что электрохимическое растворение твэлов проводят при постоянном поддержании концентрации азотной кислоты в диапазоне 5,0÷6,0 М, после электрохимического растворения твэлов, сопровождающегося удалением оболочки и частичным растворением сердечника, осветленные растворы направляют на экстракционное извлечение урана, а нерастворенные остатки помещают в смесь азотной и плавиковой кислот и подвергают растворению с добавлением в раствор алюминия при молярном соотношении компонентов HF:HNO3:Al=1:(4÷8):(0,2÷0,4), после чего из осветленных растворов осуществляют экстракционное извлечение урана.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что алюминий добавляют в виде стружки или в виде раствора нитрата алюминия.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2017112506A RU2646535C1 (ru) | 2017-04-12 | 2017-04-12 | Способ переработки отходов ядерного производства |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2017112506A RU2646535C1 (ru) | 2017-04-12 | 2017-04-12 | Способ переработки отходов ядерного производства |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2646535C1 true RU2646535C1 (ru) | 2018-03-06 |
Family
ID=61568871
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2017112506A RU2646535C1 (ru) | 2017-04-12 | 2017-04-12 | Способ переработки отходов ядерного производства |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2646535C1 (ru) |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| SU1519442A1 (ru) * | 1987-10-08 | 1991-04-30 | Предприятие П/Я А-7631 | Способ электрохимической дезактивации углеродистых сталей |
| US5340505A (en) * | 1990-10-26 | 1994-08-23 | Recytec Sa | Method for dissolving radioactively contaminated surfaces from metal articles |
| RU2314582C1 (ru) * | 2006-07-10 | 2008-01-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "Луч" | Способ переработки уран-алюминиевых отходов ядерного производства |
| RU2370837C1 (ru) * | 2008-07-24 | 2009-10-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "Луч" | Способ переработки отходов ядерного производства |
| JP2010151596A (ja) * | 2008-12-25 | 2010-07-08 | Chubu Electric Power Co Inc | 放射性金属廃棄物の処理方法 |
-
2017
- 2017-04-12 RU RU2017112506A patent/RU2646535C1/ru active
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| SU1519442A1 (ru) * | 1987-10-08 | 1991-04-30 | Предприятие П/Я А-7631 | Способ электрохимической дезактивации углеродистых сталей |
| US5340505A (en) * | 1990-10-26 | 1994-08-23 | Recytec Sa | Method for dissolving radioactively contaminated surfaces from metal articles |
| RU2314582C1 (ru) * | 2006-07-10 | 2008-01-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "Луч" | Способ переработки уран-алюминиевых отходов ядерного производства |
| RU2370837C1 (ru) * | 2008-07-24 | 2009-10-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "Луч" | Способ переработки отходов ядерного производства |
| JP2010151596A (ja) * | 2008-12-25 | 2010-07-08 | Chubu Electric Power Co Inc | 放射性金属廃棄物の処理方法 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP2095372B1 (fr) | Separation groupee des actinides a partir d'une phase aqueuse fortement acide, utilisant un extractant solvatant en milieu relargant | |
| RU2403634C1 (ru) | Способ регенерации отработанного топлива | |
| RU2600322C2 (ru) | Способ получения ванилина электрохимическим окислением водных растворов или суспензий лигнина | |
| AU2013261598B2 (en) | Electrolytic method, apparatus and product | |
| KR20030083720A (ko) | 금속 분리용 전해정련 방법 | |
| RU2646535C1 (ru) | Способ переработки отходов ядерного производства | |
| JP2008134096A (ja) | 使用済み酸化物原子燃料の還元装置及びリチウム再生電解装置 | |
| 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 | |
| RU2370837C1 (ru) | Способ переработки отходов ядерного производства | |
| RU2696475C1 (ru) | Способ растворения диоксида плутония с получением концентрированного раствора | |
| KR101513652B1 (ko) | 복합폐기물 처리 방법 | |
| WO2015077457A1 (en) | Purification of tungsten carbide compositions | |
| RU2700934C1 (ru) | Способ переработки оксидного ядерного топлива | |
| US20130289329A1 (en) | Decontamination method of cladding hull wastes generated from spent nuclear fuel and apparatus thereof | |
| KR101553895B1 (ko) | 복합폐기물 처리 방법 | |
| RU2379776C1 (ru) | Способ переработки уран-циркониевых отходов | |
| RU2499306C1 (ru) | Способ очистки облученного ядерного топлива | |
| JP2009009920A (ja) | 鉛電池電解液の精製法および部材の再生法 | |
| CA1040133A (en) | Electrolytically refining silver with complexing of copper ions | |
| JP7492254B2 (ja) | 再生酢酸ウラニル水溶液の製造方法、及び酢酸ウラニル再生キット | |
| Redey et al. | Direct electrochemical reduction of metal-oxides | |
| RU2502142C1 (ru) | Способ переработки уран-молибденовой композиции | |
| JPH07140293A (ja) | 高レベル放射性廃液からの超ウラン元素回収方法 | |
| RU2379774C1 (ru) | Способ переработки отходов ядерного производства | |
| Sawabe et al. | Long-Term Monitoring of 3rd-period EP-Electrolyte in STF-EP Facility at KEK |