RU2707562C1 - Способ переработки тепловыделяющих элементов - Google Patents

Способ переработки тепловыделяющих элементов Download PDF

Info

Publication number
RU2707562C1
RU2707562C1 RU2018130443A RU2018130443A RU2707562C1 RU 2707562 C1 RU2707562 C1 RU 2707562C1 RU 2018130443 A RU2018130443 A RU 2018130443A RU 2018130443 A RU2018130443 A RU 2018130443A RU 2707562 C1 RU2707562 C1 RU 2707562C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
fuel
chloride
chlorination
spent
nuclear
Prior art date
Application number
RU2018130443A
Other languages
English (en)
Inventor
Юрий Павлович Зайков
Владимир Юрьевич Шишкин
Вадим Анатольевич Ковров
Алексей Михайлович Потапов
Андрей Викторович Суздальцев
Олег Александрович Голосов
Наталья Владимировна Глушкова
Сергей Сергеевич Хвостов
Original Assignee
Акционерное общество "Прорыв"
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 "Прорыв" filed Critical Акционерное общество "Прорыв"
Priority to RU2018130443A priority Critical patent/RU2707562C1/ru
Priority to PCT/RU2019/000718 priority patent/WO2020040669A1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2707562C1 publication Critical patent/RU2707562C1/ru

Links

Images

Classifications

    • 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
    • C22B1/00—Preliminary treatment of ores or scrap
    • C22B1/02—Roasting processes
    • C22B1/08—Chloridising roasting
    • 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
    • C22B34/00—Obtaining refractory metals
    • C22B34/10—Obtaining titanium, zirconium or hafnium
    • C22B34/12—Obtaining titanium or titanium compounds from ores or scrap by metallurgical processing; preparation of titanium compounds from other titanium compounds see C01G23/00 - C01G23/08
    • C22B34/1218—Obtaining titanium or titanium compounds from ores or scrap by metallurgical processing; preparation of titanium compounds from other titanium compounds see C01G23/00 - C01G23/08 obtaining titanium or titanium compounds from ores or scrap by dry processes
    • C22B34/1222—Obtaining titanium or titanium compounds from ores or scrap by metallurgical processing; preparation of titanium compounds from other titanium compounds see C01G23/00 - C01G23/08 obtaining titanium or titanium compounds from ores or scrap by dry processes using a halogen containing agent
    • 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

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Environmental & Geological Engineering (AREA)
  • Geology (AREA)
  • General Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Manufacturing & Machinery (AREA)
  • Materials Engineering (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Geochemistry & Mineralogy (AREA)
  • Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)

Abstract

Изобретение относится к ядерной энергетике. Способ переработки тепловыделяющих элементов с нитридным отработавшим ядерным топливом включает растворение их фрагментов до получения электролитного раствора, содержащего соединения актинидов, пригодного для их выделения. Растворение тепловыделяющих элементов с отработавшим ядерным топливом осуществляют хлорированием в хлоридном расплаве, содержащем хлорид PbCl2. Хлорирование ведут при температуре от 400 до 750°С. Изобретение позволит исключить стадию отделения оболочек ТВЭЛов от нитридного ОЯТ и обеспечить степень конверсии ОЯТ в хлориды актиноидов (в частности, хлорид UCl3) до 100% 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.

Description

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности, к технологии переработки тепловыделяющих элементов с нитридным отработавшим ядерным топливом, без его извлечения из оболочки и может быть использовано преимущественно в замкнутом ядерном топливном цикле (ЗЯТЦ).
Основным элементом современного ядерного реактора, в котором за счет деления компонентов ядерного топлива генерируется тепло, являются тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы). Наиболее распространены ТВЭЛы в виде тонких стержней цилиндрической формы длиной около 4 м. В зависимости от мощности реактора его активная зона может содержать тысячи однотипных ТВЭЛов, между которыми прокачивается отводящий энергию теплоноситель (вода, газ, жидкий металл). В качестве основных компонентов исходного ядерного топлива используют уран и оксиды урана, могут быть использованы карбид и нитрид урана, а также смеси соединений урана и плутония. Оболочка ТВЭЛа (нержавеющая сталь, циркониевый сплав) предохраняет ядерное топливо от прямого контакта с теплоносителем и придает ТВЭЛу необходимую механическую прочность. В зависимости от типа реактора доля выработки ядерного топлива составляет всего 4-15%. Прежде всего срок эксплуатации ТВЭЛа ограничен снижением управляемости цепной реакцией деления ядерного топлива, накоплением газообразных продуктов деления топлива и возрастающей опасностью разрушения ТВЭЛа под действием длительного интенсивного облучения и высокой температуры в реакторе. После достижения номинального выгорания ТВЭЛы выгружают из реактора и заменяют.
Ввиду этого одной из главных задач современной ядерной энергетики является создание так называемого замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) на основе реакторов на «быстрых нейтронах», который подразумевает необходимость переработки как оболочек ТВЭЛов, так и отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) практически сразу после их выгрузки из реактора.
Существующие в настоящее время гидрохимические способы переработки ОЯТ подразумевают длительное (3-7 лет) хранение извлеченных из реактора ТВЭЛов, после чего их фрагментируют, механически разделяют на оболочку и ОЯТ, которые, в свою очередь, направляют на переработку (Оландер Д. Теоретические основы тепловыделяющих элементов ядерных реакторов, М., 1982) [1]. Такие способы неэффективны, трудо- и энергозатратны, а дополнительные операции транспортировки и хранения ТВЭЛов небезопасны, особенно при стихийных воздействиях, как например, авария на Фукусиме в 2011 г, Япония.
Широко известны способы раздельной переработки тепловыделяющих элементов, одни из которых направлены на переработку оболочек ТВЭЛов, другие - на переработку извлеченного из оболочки отработавшего топлива.
Причем для реализации тех и других необходимо предварительно выполнить ряд операций по отделению оболочки ТВЭЛов от ОЯТ. Для этого предложены способы, включающие плавление оболочки в расплавленных металлах или сплавах при температуре 600-1000°С с последующим отделением металла или сплава от ОЯТ путем механической сепарации или возгонки, в частности, цинка (RU 2296381, публ. 10.06.2006; US 3666425, публ. 30.05.1972; RU 2194783, публ. 20.12.2002) [2-4]. Существенными недостатками раздельной переработки тепловыделяющих элементов являются сложность отделения ОЯТ от получаемого сплава, содержащего компоненты оболочки, а также взаимодействие некоторых продуктов деления ядерного топлива с используемыми металлами или сплавами с образованием, в том числе, нерастворимых продуктов. В результате металл или сплав будут быстро насыщаться по компонентам оболочки, теряя свою функцию растворителя оболочки, а отделенное после механической сепарации или возгонки топливо будет дополнительно содержать нерастворенные в металле или сплаве компоненты оболочки. Таким образом, раздельная переработка тепловыделяющих элементов не позволяет достичь как полного разделения, так и переработки (конверсии) компонентов оболочки и топлива без введения дополнительных операций.
Известен способ растворения ТВЭЛов, содержащих металлический магний (RU 2316387, публ. 10.02.2008) [5], который относится к переработке собственно ТВЭЛов и не требует отделения оболочек ТВЭЛов от ОЯТ. Способ включает растворение магний-составляющей ТВЭЛов без нагревания с последующим растворением топливной композиции при нагревании, при этом для растворения магния используют азотную кислоту с концентрацией 8-12 моль/л, а затем в этом же растворе проводят растворение топливной композиции. Данный способ позволяет за одну технологическую операцию перевести компоненты магний-содержащей оболочки и компоненты ОЯТ в азотнокислый раствор, пригодный для последующего электровыделения актинидов, которые можно возвращать в топливный цикл. Благодаря этому, данный способ переработки ТВЭЛов включает наименьшее число трудоемких энергозатратных технологических операций, вследствие чего является наиболее энергоэффективным из известных способов гидрохимической переработки ТВЭЛов. Подобный способ разработан для переработки ТВЭЛов с металлическим ОЯТ, при этом температура плавления материала оболочки ТВЭЛа должна быть ниже температуры плавления ОЯТ (US 6156186, публ. 05.12.2000) [6]. Однако способы [5, 6] касаются лишь магний-содержащих ТВЭЛов с оксидным или металлическим ОЯТ, при том, что магний-содержащие ТВЭЛы требуют проведения дополнительных испытаний по их эксплуатации в ядерных реакторах, а из-за оксидного или металлического топлива переработка таких ТВЭЛов возможна после их длительного, в течение 3-7 лет, хранения. Недостатком способа также является большое количество радиоактивных отходов (РАО) в виде водного азотнокислого раствора.
Известен также способ переработки тепловыделяющих сборок ТВЭЛов с ОЯТ, включающий растворение предварительно измельченных ТВЭЛов с ОЯТ в оболочке из стали или циркониевого сплава, при этом растворение кусков (частей) ТВЭЛов и ОЯТ производят в водном азотнокислом растворе при помощи аппарата, позволяющего отделить нерастворенные куски в виде остатков оболочек от азотнокислого раствора с актинидами (RU 2105361, публ. 20.02.1998) [7].
Однако данный способ разработан также для переработки ТВЭЛов с оксидным или металлическим ОЯТ, требует длительного хранения перед переработкой и подразумевает большое количество РАО в виде водного азотнокислого раствора. В качестве недостатка также можно отметить определенную вероятность «закупоривания» сопел аппарата, предназначенных для удаления нерастворенных кусков ТВЭЛов, что приведет к нарушению работы аппарата и необходимости его ремонта в условиях радиации.
Переработка собственно ТВЭЛов с перспективным для ЗЯТЦ нитридным ОЯТ известными гидрохимическими способами требует предварительной длительной выдержки ввиду большого количества выделяемой энергии от топлива и возможным испарением радиоактивной воды.
Задача настоящего изобретения состоит в разработке способа переработки тепловыделяющих элементов с нитридным отработавшим ядерным топливом, без его извлечения из оболочки.
Для этого предложен способ переработки тепловыделяющих элементов с нитридным отработавшим ядерным топливом, который, как и прототип, включает растворение их фрагментов до получения электролитного раствора, содержащего соединения актинидов, пригодного для их выделения. Способ отличается тем, что растворение тепловыделяющих элементов с отработавшим ядерным топливом осуществляют хлорированием в хлоридном расплаве, содержащем хлорид PbCl2, при этом хлорирование ведут при температуре от 400 до 750°С.
Сущность заявленного способа заключается в том, что при контакте фрагментов ТВЭЛов и нитридного ОЯТ с хлоридным расплавом, например LiCl-KCl-PbCl2, будут протекать обменные реакции:
Figure 00000001
Figure 00000002
Figure 00000003
Figure 00000004
Figure 00000005
Образующийся хлорид UCl3 до определенной концентрации будет растворяться в расплаве, например LiCl-KCl, после насыщения - выпадать в осадок. Образующийся хлорид FeCl2, наряду с PbCl2, будет хлорировать нитрид UN с образованием железа. Хлорид ZrCl4 будет частично растворяться в хлоридном расплаве, например LiCl-KCl, и частично переходить в газовую фазу в зависимости от температуры процесса. Свинец и нерастворимые после хлорирования продукты будут концентрироваться в виде отдельной фазы на дне реактора.
Таким образом, после хлорирования в реакторе будет формироваться хлоридный расплав LiCl-KCl-UCl3 с незначительным содержанием легко удаляемых FeCl2 и ZrCl4, пригодный для электровыделения урана, а также востребованного сплава урана с цирконием, в частности, в этом же реакторе.
Аналогичным при хлорировании представляется поведение нитридов плутония и других актинидов (An), присутствующим в реальном ОЯТ. Благодаря отводу продуктов реакций (1)-(5) при любом составе хлоридного расплава будет протекать полное хлорирование нитридов актинидов (в частности UN) со степенью конверсии нитридов в хлориды, равной 100%. При этом длительность хлорирования и степень конверсии нитридов в хлориды будет определяться составом расплава, температурой и мольным отношением компонентов ТВЭЛов и нитридного ОЯТ к PbCl2 в хлоридном расплаве.
Температурный диапазон подобран эмпирическим путем. Нижний предел (400°С) выбран исходя из температуры ликвидуса наиболее легкоплавкого расплава, содержащего смесь хлоридов KCl и LiCl с добавками PbCl2 и UCl3. Повышение температуры процесса выше 750°С приводит к повышению давления паров хлорирующего агента PbCl2, температура кипения которого составляет 953°С.
Технический результат, достигаемый заявленным способом, заключается в исключении стадии отделения оболочек ТВЭЛов от нитридного ОЯТ и обеспечении степени конверсии ОЯТ в хлориды актиноидов (в частности, хлорид UCl3) до 100%.
Это позволит разработать энергоэффективную технологию переработки ТВЭЛов с нитридным ОЯТ и создать ЗЯТЦ на основе реакторов на быстрых нейтронах.
Изобретение иллюстрируется диаграммой термодинамического обоснования осуществления способа при температуре от 400 до 750°С, а также таблицей, в которой приведены параметры и результаты экспериментальной апробации заявленного способа.
Ввиду сложности выполнения экспериментов предварительно выполнена термодинамическая оценка вероятности протекания процессов хлорирования ОЯТ и ТВЭЛов. На диаграмме приведены стандартные значения энергии Гиббса (ΔG°, кДж/моль) реакций (1)-(5) для диапазона температур 400-800°С. Наиболее замедленной из этих реакций является хлорирование стальной (основа - Fe) оболочки ТВЭЛа (Реакция 4). Но несмотря на близкое к нулю значение ΔG° она протекает в прямом направлении уже при 400°С за счет отвода продуктов.
Экспериментальную апробацию способа переработки
тепловыделяющих элементов с нитридным отработавшим ядерным топливом осуществляли на модельных образцах, представляющих собой трубки из циркония или стали, заполненные нитридом UN, либо представляющих собой циркониевые или стальные гранулы, смешанные с нитридом UN.
Эксперименты проводили в кварцевой ячейке с инертной атмосферой. На дне ячейки размещали реактор из MgO с предварительно приготовленной смесью хлоридов KCl, LiCl, PbCl2. Эвтектическую смесь LiCl-KCl готовили методом зонной перекристаллизации с целью максимального удаления кислородных примесей и смешивали с очищенным хлоридом PbCl2 в «сухом» боксе. После расплавления смеси хлоридов в реактор загружали модельный образец и выдерживали реакционную смесь до полного протекания реакций хлорирования компонентов модельного образца по данным химического анализа.
В ходе эксперимента через специальное шлюзовое устройство отбирали пробы расплава для анализа содержания в нем PbCl2, UCl3, ZrCl3 или FeCl2. На основании полученных данных рассчитывали полноту хлорирования компонентов модельного образца и степень конверсии нитрида UN в хлорид UCl3. Массы исходного хлорида PbCl2 и конечных продуктов в хлоридном расплаве LiCl-KCl, а также величины степени конверсии UN в UCl3 для серии экспериментов сведены в таблице. Практически во всех случаях наблюдалось 100%-е хлорирование компонентов модельного образца с образованием хлоридного расплава, содержащего UCl3.
В случае со стальной оболочкой может быть достигнуто как ее полное хлорирование, так и частичное. При этом остатки оболочки могут быть легко отделены от жидкого хлоридного расплава вместе с остальными нерастворимыми в расплаве компонентами отработавшего ядерного топлива (соединения редкоземельных элементов).
К преимуществам способа относится и то, что он может быть использован для раздельного хлорирования нитридного ОЯТ и оболочек.
Таким образом, заявленный способ позволяет перерабатывать тепловыделяющие элементы с нитридным отработавшим ядерным топливом без его извлечения из оболочки.

Claims (2)

1. Способ переработки тепловыделяющих элементов с нитридным отработавшим ядерным топливом, включающий растворение их фрагментов до получения электролитного раствора, содержащего соединения актинидов, пригодного для их выделения, отличающийся тем, что растворение тепловыделяющих элементов с отработавшим ядерным топливом осуществляют хлорированием в хлоридном расплаве, содержащем хлорид PbCl2, при этом хлорирование ведут при температуре от 400 до 750°С.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что используют хлоридный расплав, содержащий хлориды щелочных и/или щелочноземельных металлов, таких как хлориды лития, калия, натрия, цезия, кальция, магния, стронция, бария.
RU2018130443A 2018-08-22 2018-08-22 Способ переработки тепловыделяющих элементов RU2707562C1 (ru)

Priority Applications (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2018130443A RU2707562C1 (ru) 2018-08-22 2018-08-22 Способ переработки тепловыделяющих элементов
PCT/RU2019/000718 WO2020040669A1 (ru) 2018-08-22 2019-10-08 Способ переработки тепловыделяющих элементов

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2018130443A RU2707562C1 (ru) 2018-08-22 2018-08-22 Способ переработки тепловыделяющих элементов

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2707562C1 true RU2707562C1 (ru) 2019-11-28

Family

ID=68836214

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2018130443A RU2707562C1 (ru) 2018-08-22 2018-08-22 Способ переработки тепловыделяющих элементов

Country Status (2)

Country Link
RU (1) RU2707562C1 (ru)
WO (1) WO2020040669A1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2775235C1 (ru) * 2021-12-17 2022-06-28 Российская Федерация от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") Способ переработки оксидного ядерного топлива в расплавленных солях

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112670005B (zh) * 2020-12-18 2022-10-21 中广核研究院有限公司 乏燃料棒处理方法

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2936217A (en) * 1954-06-03 1960-05-10 Monsanto Chemicals Method for chlorinating titanium oxide material
GB898365A (en) * 1957-11-15 1962-06-06 Columbia Southern Chem Corp Production of metal chlorides
RU2261930C2 (ru) * 2003-06-25 2005-10-10 Открытое акционерное общество "ТВЭЛ" (ОАО ТВЭЛ) Способ хлорирования редкометалльного сырья
RU2296381C2 (ru) * 2004-12-30 2007-03-27 Институт высокотемпературной электрохимии Уральского отделения Российской академии наук Способ вскрытия оболочки тепловыделяющего элемента
RU2316387C2 (ru) * 2005-04-04 2008-02-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" Способ растворения твэл, содержащих металлический магний

Family Cites Families (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US6800262B1 (en) * 2001-06-07 2004-10-05 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Method for making a uranium chloride salt product
RU2603844C1 (ru) * 2015-10-01 2016-12-10 Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт высокотемпературной электрохимии Уральского отделения Российской Академии наук Способ переработки нитридного отработавшего ядерного топлива в солевых расплавах

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2936217A (en) * 1954-06-03 1960-05-10 Monsanto Chemicals Method for chlorinating titanium oxide material
GB898365A (en) * 1957-11-15 1962-06-06 Columbia Southern Chem Corp Production of metal chlorides
RU2261930C2 (ru) * 2003-06-25 2005-10-10 Открытое акционерное общество "ТВЭЛ" (ОАО ТВЭЛ) Способ хлорирования редкометалльного сырья
RU2296381C2 (ru) * 2004-12-30 2007-03-27 Институт высокотемпературной электрохимии Уральского отделения Российской академии наук Способ вскрытия оболочки тепловыделяющего элемента
RU2316387C2 (ru) * 2005-04-04 2008-02-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" Способ растворения твэл, содержащих металлический магний

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2783506C1 (ru) * 2021-11-18 2022-11-14 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Способ извлечения актинидов из анодного остатка операции электролитического рафинирования отработавшего ядерного топлива
RU2776895C1 (ru) * 2021-11-29 2022-07-28 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") Способ электролитического рафинирования металлического ядерного топлива
RU2775235C1 (ru) * 2021-12-17 2022-06-28 Российская Федерация от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") Способ переработки оксидного ядерного топлива в расплавленных солях

Also Published As

Publication number Publication date
WO2020040669A1 (ru) 2020-02-27

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JPH03500337A (ja) 超ウラン元素を核廃棄物から分離する方法
Lewin et al. International developments in electrorefining technologies for pyrochemical processing of spent nuclear fuels
JP7036928B2 (ja) 溶融塩化物中において使用済み窒化物核燃料を再処理する方法
RU2707562C1 (ru) Способ переработки тепловыделяющих элементов
FR2980468A1 (fr) Procede de preparation d'un oxyhalogenure et/ou oxyde d'actinide(s) et/ou de lanthanide(s) a partir d'un milieu comprenant au moins un sel fondu
JP3120002B2 (ja) 使用済み燃料の再処理方法
JPH03123896A (ja) アクチニド回収
US6461576B1 (en) Pyroprocess for processing spent nuclear fuel
US4296074A (en) Method of decladding
US3607145A (en) Plutonium separation from uranium
JP2845413B2 (ja) 使用済窒化物燃料の再処理方法
JP2015161568A (ja) オンサイト型使用済核燃料処理方法
JP6515369B1 (ja) 不溶解性残渣処理プロセス
RU2790544C1 (ru) Способ переплавки конструкционных материалов оболочек отработавших твэлов и конструкционных материалов отработавших тепловыделяющих сборок
Griggs Feasibility studies for decontamination and densification of chop-leach cladding residues
Gotovchikov et al. Recovery of uranium and plutonium from spent fuel elements of nuclear reactors
RU2400846C1 (ru) Способ растворения некондиционного и/или отработавшего ядерного топлива
Poglyad et al. The cesium precipitation from the spent electrolyte LiCl-KCl composition simulator
Reactor et al. RG Lewin, MT Harrison National Nuclear Laboratory, Central Laboratory, Sellafield, Seascale, UK
GB2508010A (en) Treatment of Radioactive Material
Williams et al. PRODUCTION OF NIOBIUM
Clark et al. Hydrofluoric Acid Decladding of Zirconium-clad Power Reactor Fuel Elements
Brossard et al. Dechlorination, dissolution and purification of weapon grade plutonium oxide contaminated with chlorides: tests performed in the CEA Atalante Facility for the aqueous polishing part of MOX Fuel Fabrication Facility
Seaborg et al. DRY FLUORINE SEPARATION METHOD
Steunenberg et al. RECENT DEVELOPMENTS IN FLUORIDE VOLATILITY PROCESSING OR REACTOR FUELS

Legal Events

Date Code Title Description
HE4A Change of address of a patent owner

Effective date: 20210714