RU2709826C1 - Method of processing high-activity waste with fractionation of radionuclides - Google Patents

Method of processing high-activity waste with fractionation of radionuclides Download PDF

Info

Publication number
RU2709826C1
RU2709826C1 RU2019104513A RU2019104513A RU2709826C1 RU 2709826 C1 RU2709826 C1 RU 2709826C1 RU 2019104513 A RU2019104513 A RU 2019104513A RU 2019104513 A RU2019104513 A RU 2019104513A RU 2709826 C1 RU2709826 C1 RU 2709826C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
extraction
ree
tpe
extractant
solution
Prior art date
Application number
RU2019104513A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Анжелика Викторовна Хаперская
Игорь Александрович Меркулов
Игорь Николаевич Сеелев
Владимир Николаевич Алексеенко
Николай Дмитриевич Голецкий
Борис Яковлевич Зильберман
Андрей Александрович Наумов
Елена Андреевна Камаева
Юрий Юрьевич Петров
Ирина Владимировна Блажева
Original Assignee
Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом"
Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК")
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 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом", Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") filed Critical Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом"
Priority to RU2019104513A priority Critical patent/RU2709826C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2709826C1 publication Critical patent/RU2709826C1/en

Links

Images

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
    • G21F9/04—Treating liquids

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

FIELD: power engineering.SUBSTANCE: invention relates to nuclear power engineering. Method for extraction processing of high-activity wastes with fractionation of radionuclides involves their neutralization. Fractionation of TPE and REE with removal of cesium-strontium fraction, further extraction of uranium, plutonium, neptunium, zirconium and/or technetium and their separation within the modified Purex process is carried out in a single extraction cycle using a common extraction agent with concentration of not less than 40 % by volume. Extraction of REE and TPE nitrates is carried out from still residue of evaporation of highly active raffinate of Purex process or raffinate for extraction of plutonium from fuel disposition reprocessing containing plutonium, reducing acidity of which to residual content of 0.1–2.0 mol/l of nitric acid is carried out by extraction thereof after dissolution in still solution from evaporation of metals raffinate, alloys, oxides or carbonates. During extraction for fractionation of TPE and REE solution of nitric acid is supplied to zone of extractant input, and flow from washing of extract is taken separately with additional washing with extractant.EFFECT: invention enables separation of uranium, plutonium, neptunium, as well as TPE and REE fractions in a single extraction cycle using a single extractant.8 cl, 2 ex, 3 tbl, 3 dwg

Description

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к области переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в экстракционных технологических схемах его переработки.The invention relates to the field of nuclear energy, and in particular to the field of spent nuclear fuel (SNF) processing, and can be used in extraction technological schemes for its processing.

Известен способ переработки высокоактивных отходов (ВАО) от переработки ОЯТ АЭС с фракционированием радионуклидов (патент RU 2355057, опубл. 10.05.2009, Бюл. №13), включающий обработку концентрированного высокоактивного растворов экстрагентом, содержащим ТБФ в инертном разбавителе, с переводом трансплутониевых и редкоземельных элементов (ТПЭ и РЗЭ) экстракт и их отделением от цезиево-стронциевой фракции путем ее сброса в рафинат фракционирования. При этом растворы ВАО перед экстракцией нейтрализуют гидроксидами или карбонатами щелочных металлов до рН=1 и промывают полученный экстракт РЗЭ и ТПЭ раствором азотнокислого алюминия с присоединением промывного раствора к основному водному потоку. Этот способ принимается нами за прототип.A known method of processing high level waste (HLW) from the reprocessing of spent nuclear fuel with fractionation of radionuclides (patent RU 2355057, publ. 05/10/2009, Bull. No. 13), including processing concentrated highly active solutions with an extractant containing TBP in an inert diluent, with the conversion of transplutonium and rare earths elements (TPE and REE) extract and their separation from the cesium-strontium fraction by dumping it into the raffinate fractionation. In this case, the HLW solutions are neutralized before extraction with alkali metal hydroxides or carbonates to pH = 1 and the obtained extract of REE and TPE is washed with a solution of aluminum nitrate with the addition of a washing solution to the main aqueous stream. This method is taken by us as a prototype.

Авторы данного изобретения не указывают, ВАО от какого процесса повергают обработке. Судя по примеру в прототипе, это продукт с удельным объемом ~0,5 м3/т ОЯТ, то есть в ~10 раз меньшем, чем в классическом Пурекс процессе (4-6 м3/т ОЯТ) (см. Переработка ядерного горючего. Ред. С. Столер и Р. Ричарде. Атомиздат. М.: 1964. с. 184-230). Возможно, такой объем и состав рафината привязан к исследуемой долгое время кристаллизационно-экстракционной технологии типа российской REPA (Волк В.И., Ватулин А.В., Бахрушин А.Ю., и др. Новые радиохимические технологии переработки отработавшего ядерного топлива. Вопросы атомной науки и техники. Серия: материаловедение и новые материалы. 2005, вып.2(65), с. 107-111) или японской NEXT (Nomura, К., Shibata, A., Aoshima, A., Study on U Crystallization for Advanced Reprocessing. Proc. Int. Conf. NUCEF'2001 (31.10-02.11.2001, Tokai-Mura, Japan). JAERI. 2002. p.213-216), которая предусматривает кристаллизацию основной части урана из раствора ОЯТ в виде гексагидрата уранилнитрата с последующей экстракцией плутония и остатков урана из маточного раствора. Данная технология не вышла из стадии лабораторных экспериментов из-за трудностей осветления исходного раствора.The authors of this invention do not indicate which HLW from which the process is processed. Judging by the example in the prototype, this is a product with a specific volume of ~ 0.5 m 3 / t of SNF, that is, ~ 10 times less than in the classical Purex process (4-6 m 3 / t of SNF) (see. Processing of nuclear fuel Edited by S. Stoler and R. Richard, Atomizdat, Moscow: 1964, p. 184-230). It is possible that such a volume and composition of the raffinate is tied to the crystallization-extraction technology of the Russian REPA type studied for a long time (Volk V.I., Vatulin A.V., Bakhrushin A.Yu., et al. New radiochemical technologies for processing spent nuclear fuel. Questions Atomic Science and Technology. Series: Materials Science and New Materials. 2005, issue 2 (65), pp. 107-111) or the Japanese NEXT (Nomura, K., Shibata, A., Aoshima, A., Study on U Crystallization for Advanced Reprocessing. Proc. Int. Conf. NUCEF'2001 (10/31/02/11, Tokai-Mura, Japan). JAERI. 2002. p.213-216), which provides for the crystallization of the bulk of uranium from solution a SNF of uranyl nitrate hexahydrate, followed by extraction of plutonium and uranium residues from the mother liquor. This technology did not leave the stage of laboratory experiments because of the difficulties in clarifying the initial solution.

Способ переработки ВАО по прототипу иллюстрируется принципиальной технологической схемой, представленной на фигуре 1, где отображены блоки экстракторов, в которых проводят последовательно экстракцию ТПЭ и РЗЭ с промывкой экстракта, а также необходимые реэкстракцию ТПЭ и РЗЭ и карбонатную регенерацию экстрагента и связи между ними, при этом сплошными линиями обозначены потоки водных растворов, а пунктирными линиями - органические потоки. Элементы 1, 4-10, 12-14, 16 на фигуре 1 и далее по тексту на фигурах 2 и 3 соответствуют порядковым номерам ступеней экстракционного каскада.The method for processing HLW according to the prototype is illustrated by the flow chart shown in Figure 1, which shows the blocks of extractors in which the extraction of TPE and REE with washing of the extract is carried out sequentially, as well as the necessary re-extraction of TPE and REE and carbonate regeneration of the extractant and the relationship between them, while solid lines indicate streams of aqueous solutions, and dashed lines indicate organic streams. Elements 1, 4-10, 12-14, 16 in figure 1 and later in the text in figures 2 and 3 correspond to the sequence numbers of the stages of the extraction cascade.

Составы и расходы технологических потоков, а также относительный материальный баланс процесса представлены в таблице 1.The compositions and costs of technological flows, as well as the relative material balance of the process are presented in table 1.

Недостатком способа-прототипа является осадкообразование при нейтрализации ВАО, что было преодолено авторами позже (патент RU 2474895, опубл. 10.02.2013, Бюл. №4) путем введения на стадии нейтрализации перекиси водорода в перерабатываемый раствор ВАО. Однако, это не преодолевает главного недостатка прототипа, а именно получение большого объема засоленных вторичных ВАО в виде рафината фракционирования ТПЭ и РЗЭ из первичных ВАО, что не позволяет осуществлять выделение ТПЭ и РЗЭ в едином экстракционном цикле.The disadvantage of the prototype method is precipitation during neutralization of HLW, which was overcome by the authors later (patent RU 2474895, publ. 02/10/2013, Bull. No. 4) by introducing at the stage of neutralization of hydrogen peroxide in the processed HLW solution. However, this does not overcome the main disadvantage of the prototype, namely the receipt of a large amount of salted secondary HLW in the form of a raffinate fractionation of TPE and REE from primary HLW, which does not allow the separation of TPE and REE in a single extraction cycle.

Данный экстракционный цикл в прототипе и аналоге является автономным со своим узлом регенерации экстрагента, где применяются свежие натрий-содержащие реагенты, дополнительно увеличивающие объем остеклованных отходов, что также является недостатком этих способов. Недостатком аналога является также способность перекиси водорода к саморазложению, катализируемому присутствующими во всех технологических растворах железом как продуктом коррозии оборудования и благородными металлами - продуктами деления актинидов.This extraction cycle in the prototype and analogue is autonomous with its own extractant regeneration unit, where fresh sodium-containing reagents are used, which additionally increase the volume of vitrified waste, which is also a disadvantage of these methods. A disadvantage of the analogue is also the ability of hydrogen peroxide to self-decompose, catalyzed by iron present in all technological solutions as a product of equipment corrosion and noble metals - actinide fission products.

Figure 00000001
Figure 00000001

Задачей настоящего изобретения является создание способа обработки ВАО в составе технологии переработки ОЯТ АЭС, позволяющего проводить экстракционное фракционирование РЗЭ и ТПЭ единым с первым циклом переработки ОЯТ экстрагентом при минимизации объемов рафината переработки, направляемого на отверждение.The objective of the present invention is to provide a method for treating HLW as part of the spent nuclear fuel reprocessing technology, which allows extraction fractionation of REE and TPE with a single extractor with the first SNF reprocessing cycle while minimizing the amount of refined raffinate sent for curing.

Для достижения технического результата, указанного в задаче изобретения, предлагается выполнить следующую последовательность действий:To achieve the technical result indicated in the task of the invention, it is proposed to perform the following sequence of actions:

Операции фракционирования редкоземельных и трансплутониевых элементов (ТПЭ и РЗЭ) с выведением цезиево-стронциевой фракции в рафинат и последующую экстракцию урана, плутония, нептуния, циркония и/или технеция и их разделение в рамках модифицированного Пурекс-процесса проводят в едином экстракционном цикле с использованием общего экстрагента с концентрацией не менее 40% по объему, причем экстракцию нитратов РЗЭ и ТПЭ проводят из кубового остатка упаривания высокоактивного рафината Пурекс-процесса или рафината извлечения плутония из отходов рефабрикации топлива, содержащего плутоний, для последующего использования на АЭС, понижение кислотности которого до остаточного содержания 0,1-2,0 моль/л азотной кислоты проводят путем ее экстракции после предшествующего растворения в кубовом растворе от упаривания рафината металлов, сплавов, оксидов или карбонатов металлов, нитраты которых используют в качестве высаливателя, и/или с нейтрализацией кубового раствора разрушаемым основанием, и/или разрушая часть избыточной азотной кислоты обработкой кубового раствора несолеобразующим восстановителем, причем в ходе экстракции для фракционирования ТПЭ и РЗЭ подают раствор азотной кислоты в зону ввода экстрагента. При этом поток от промывки экстракта раствором выведен отдельно с дополнительной его промывкой экстрагентом, причем с потоком промывного раствора выводятся ТПЭ и цериевые РЗЭ, а иттриевые РЗЭ выводятся с экстрактом на операцию реэкстракции.The fractionation of rare-earth and transplutonium elements (TPE and REE) with the removal of the cesium-strontium fraction into the raffinate and the subsequent extraction of uranium, plutonium, neptunium, zirconium and / or technetium and their separation within the framework of the modified Purex process is carried out in a single extraction cycle using a common extraction cycle extractant with a concentration of not less than 40% by volume, moreover, the extraction of REE and TPE nitrates is carried out from the bottom residue of the evaporation of the highly active Purex process raffinate or plutonium extraction raffinate from An ode to the refining of fuel containing plutonium for subsequent use at nuclear power plants, the acidity of which is reduced to a residual content of 0.1-2.0 mol / L of nitric acid by extraction after previous dissolution in a still solution from evaporation of the raffinate of metals, alloys, oxides or carbonates of metals, the nitrates of which are used as a salting out agent, and / or with neutralization of the bottom solution with a destructible base, and / or destroying part of the excess nitric acid by treatment of the bottom solution with non-saline a reducing agent, moreover, during the extraction for the fractionation of TPE and REE, a solution of nitric acid is fed into the extractant input zone. In this case, the flow from washing the extract with the solution was removed separately with its additional washing with the extractant, moreover, TPE and cerium REE are removed with the flow of the washing solution, and yttrium REE are removed with the extract for the operation of reextraction.

ТПЭ извлекают также из рафината от переработки хранимых ядерных материалов, в том числе без его упаривания в случае его засоленности.TPE is also extracted from the raffinate from reprocessing of stored nuclear materials, including without evaporation in case of salinity.

Для снижения кислотности раствора перед экстракцией ТПЭ и РЗЭ и образования высаливателя в полученном концентрате растворяют металлы из ряда железо, медь, цинк, кальций, магний, а также их сплавы, карбонаты или оксиды. При этом снижение кислотности кубового раствора от упаривания рафината после переработки ОЯТ, который содержит нитраты металла-высаливателя, проводят также путем разрушения нитрат-иона формалином, в том числе в процессе упаривания.To reduce the acidity of the solution, before the extraction of TPE and REE and the formation of a salting out agent, metals from the series iron, copper, zinc, calcium, magnesium, and also their alloys, carbonates, or oxides are dissolved in the resulting concentrate. At the same time, the acidity of the bottom solution from evaporation of the raffinate after SNF processing, which contains nitrates of the salting out metal nitrate, is also reduced by breaking down the nitrate ion with formalin, including during the evaporation process.

Для фракционирования ТПЭ и РЗЭ используют экстрагент, содержащий 40-70% ТБФ в парафиновом разбавителе с учетом нужд совмещенного с фракционированием Пурекс-процесса и гидродинамических условий на стадиях реэкстракции в процессе фракционирования и в Пурекс-процессе с изменением расхода экстрагента в Пурекс-процессе обратно пропорционально концентрации ТБФ при сохранении структуры Пурекс-процесса. При этом расход экстрагента на фракционирование может быть меньше требуемого для Пурекс-процесса, а недостающее количество поступает с потоком экстрагента на дополнительную обработку промывного раствора экстракта ТПЭ и РЗЭ и/или вводится на экстракцию в Пурекс-процесс дополнительно, а концентрацию высаливателя для извлечения ТПЭ и РЗЭ выбирают исходя из концентрации ТБФ в экстрагенте.For fractionation of TPE and REE, an extractant is used containing 40-70% TBP in a paraffin diluent, taking into account the needs combined with fractionation of the Purex process and hydrodynamic conditions at the stages of reextraction in the fractionation process and in the Purex process with a change in the flow rate of the extractant in the Purex process TBP concentration while maintaining the structure of the Purex process. At the same time, the extractant consumption for fractionation can be less than that required for the Purex process, and the missing amount enters with the extractant stream for additional processing of the washing solution of the TPE and REE extract and / or is additionally added to the Purex process for extraction, and the concentration of the salting out agent for TPE extraction and REE is selected based on the concentration of TBP in the extractant.

На фигурах 2 и 3 изображены принципиальные технологические схемы с различными производственными версиями Пурекс-процесса в рамках заявленного способа.In figures 2 and 3 shows a schematic flow chart with various production versions of the Purex process in the framework of the claimed method.

Пример 1.Example 1

Способ осуществляют в соответствии с принципиальной технологической схемой, представленной на фигуре 2, технологические показатели процесса обобщены в табл. 2.The method is carried out in accordance with the basic technological scheme shown in figure 2, the technological parameters of the process are summarized in table. 2.

Исходный концентрированный раствор ОЯТ ВВЭР-1000, содержащий уран, нептуний, плутоний, продукты деления - цирконий, технеций, редкоземельные, щелочные и щелочноземельные элементы, а также трансплутониевые элементы, поступает в качестве прод. 111 в блок экстракции урана, плутония, нептуния, циркония и технеция процесса по схеме, полностью представленной в примере к патенту RU 2574036 (Бюл. №3, 2016). В 1-ую ступень из узла фракционирования поступает экстрагент (продукт 726=112), содержащий 50% ТБФ, обеспечивая насыщение экстракта ураном и плутонием. В этом блоке совместно с ураном в экстракт извлекается также технеций, а также цирконий благодаря введению раствора хрома(+6) в виде продукта 117. В начало блока подается раствор перекиси водорода для связывания осколочного молибдена. Экстракт без промывки как продукт 114 поступает в блок реэкстракции циркония и нептуния с некоторым разбавлением по пути оборотным экстрагентом (продукт 116). Рафинат блока (продукт 113), содержащий в своем составе ТПЭ, продукты деления - РЗЭ, щелочные и щелочноземельные элементы, цирконий, молибден, поступает на обработку.The initial concentrated VVER-1000 SNF solution containing uranium, neptunium, plutonium, fission products - zirconium, technetium, rare earth, alkaline and alkaline earth elements, as well as transplutonium elements, is supplied as a prod. 111 to the extraction unit of uranium, plutonium, neptunium, zirconium and technetium process according to the scheme fully presented in the example to patent RU 2574036 (Bull. No. 3, 2016). An extractant (product 726 = 112) containing 50% TBP enters the first stage from the fractionation unit, providing saturation of the extract with uranium and plutonium. In this block, technetium, as well as zirconium, is also extracted into the extract together with uranium due to the introduction of a solution of chromium (+6) in the form of product 117. A solution of hydrogen peroxide is fed to the beginning of the block to bind fragment molybdenum. The extract without washing as product 114 enters the zirconium and neptunium re-extraction unit with some dilution along the way with a reverse extractant (product 116). Block raffinate (product 113), containing TPE, fission products - REE, alkaline and alkaline earth elements, zirconium, molybdenum, is sent for processing.

В блоке реэкстракции циркония и нептуния осуществляют их реэкстракцию с использованием растворов надуксусной кислоты или перекиси водорода и катализаторов, подаваемых в конец и в середину блока в виде продуктов 120, 125 и 127. Реэкстракт отмывают от урана оборотным экстрагентом (продукт 122) и передают вторую стадию упаривания ВАО. Экстракт урана (продукт 124) поступает на операцию реэкстракции плутония.In the zirconium and neptunium re-extraction unit, they are re-extracted using solutions of peracetic acid or hydrogen peroxide and catalysts supplied to the end and middle of the unit in the form of products 120, 125 and 127. The re-extract is washed from uranium with a reverse extractant (product 122) and the second stage is transferred HLW evaporation. Uranium extract (product 124) enters the plutonium re-extraction operation.

В блоке реэкстракции плутония осуществляют его селективную реэкстракцию с использованием комплексона, подаваемого в конец блока в виде продукта 135, с отмывкой реэкстракта от урана и технеция, для чего концентрированный реэкстракт (продукт 139) отмывают от урана оборотным экстрагентом (продукт 132), после чего и передают на аффинажные и осадительные операции. Далее экстракт урана (продукт 134) поступает на операцию реэкстракции технеция.In the plutonium re-extraction unit, it is selectively re-extracted using complexon fed to the end of the unit in the form of product 135, washing the re-extract from uranium and technetium, for which the concentrated re-extract (product 139) is washed from uranium with a reverse extractant (product 132), after which passed on to refining and precipitation operations. Next, the uranium extract (product 134) goes to the technetium re-extraction operation.

Реэкстракцию технеция и контрольную реэкстракцию следов плутония осуществляют путем их восстановления ураном(IV), генерируемым электрохимически в протоке в выносном электролизере переменного тока или непосредственно в экстракционной ступени

Figure 00000002
Re-extraction of technetium and control re-extraction of traces of plutonium is carried out by their reduction with uranium (IV) generated electrochemically in the duct in an external alternating current electrolyzer or directly in the extraction stage
Figure 00000002

Figure 00000003
Figure 00000003

с использованием комплексона, подаваемого в конец блока в виде продукта 145. с отмывкой реэкстракта урана Концентрированный реэкстракт (продукт 149) отмывают от урана оборотным экстрагентом (продукт 142) и передают на аффинажные операции. Экстракт урана (продукт 144) поступает на операцию реэкстракции урана.using complexone supplied to the end of the block in the form of product 145. with washing of the uranium reextract The concentrated re-extract (product 149) is washed from uranium with a reverse extractant (product 142) and transferred to refining operations. Uranium extract (product 144) enters the operation of uranium re-extraction.

В следующем блоке осуществляют реэкстракцию урана подкисленной водой (продукт 175), в результате чего уран выводят в реэкстракт урана (продукт 179), а экстрагент, содержащий следы металлов и продукты деструкции (продукт 176), поступает в блок регенерации экстрагента.In the next block, uranium is re-extracted with acidified water (product 175), as a result of which the uranium is removed into a uranium re-extract (product 179), and the extractant containing traces of metals and degradation products (product 176) enters the extractant regeneration unit.

В блоке регенерации экстрагента осуществляют противоточную промывку экстрагента карбонатным раствором (продукт 185). Ее проводят в «мягком» режиме при рН~8, используя для этого карбонат метиламина или бикарбонат натрия (Патент RU 2473144, Бюл. 2, 2013). Карбонатный хвостовой раствор (продукт 183) передают в узел концентрирования среднеактивных отходов, а регенерированный оборотный экстрагент возвращают в цикл в виде продуктов 112, 122 и 712.In the extractant regeneration unit, countercurrent washing of the extractant with a carbonate solution is carried out (product 185). It is carried out in a “mild” mode at pH ~ 8, using methylamine carbonate or sodium bicarbonate (Patent RU 2473144, Bull. 2, 2013). The carbonate tailing solution (product 183) is transferred to the medium-active waste concentration unit, and the regenerated recycle extractant is recycled in the form of products 112, 122 and 712.

Рафинат блока экстракции урана и плутония обрабатывают путем упаривания в прямоточном испарителе с нисходящим потоком с кратностью более 5, окончательно нейтрализуют путем растворения порошка металлического железа (продукт 700) и в виде продукта 711 дозируют в блок экстракции ТПЭ и РЗЭ.The raffinate of the uranium and plutonium extraction unit is processed by evaporation in a direct-flow evaporator with a downward flow with a multiplicity of more than 5, finally neutralized by dissolving the metal iron powder (product 700), and in the form of product 711 it is dosed into the extraction unit of TPE and REE.

В блоке экстракции ТПЭ и РЗЭ осуществляют экстракцию ТПЭ и РЗЭ с помощью унифицированного экстрагента (прод. 712) и промывку экстракта от цезиево-стронциевой фракции раствором того же высаливателя (продукт 715) аналогично примеру 1. Для предотвращения гидролиза высаливателя в первую по ходу экстрагента ступень дозируют раствор азотной кислоты (прод. 707), для повышения очистки ТПЭ и РЗЭ от молибдена и циркония в ступень ввода питания дозируют раствор комплексона (прод. 705). Рафинат (продукт 713), содержащий высаливатель, молибден и цезиево-стронциевую фракцию, передают на обработку и далее отверждение, а экстракт ТПЭ и РЗЭ (продукт 714) поступает на блок реэкстракции ТПЭ с частичным разделением ТПЭ и РЗЭ.In the extraction unit of TPE and REE, TPE and REE are extracted using a standardized extractant (prod. 712) and the extract is washed from the cesium-strontium fraction with a solution of the same salting-out agent (product 715) similarly to Example 1. To prevent the salting-out agent from hydrolyzing in the first step along the extractant a solution of nitric acid is dosed (prod. 707), to increase the purification of TPE and REE from molybdenum and zirconium, a complexone solution is dosed at the power input stage (prod. 705). The raffinate (product 713), containing a salting-out agent, molybdenum and a cesium-strontium fraction, is passed for curing and further curing, and the TPE and REE extract (product 714) is fed to the TPE re-extraction unit with partial separation of TPE and REE.

Процесс промывки экстракта совмещают с частичным разделением ТПЭ и РЗЭ, которое осуществляют с помощью раствора азотной кислоты с высаливателем - нитратом аммония (продукт 725), подаваемого в конец блока. Экстракт промывают потоком оборотного экстрагента (продукт 722), подаваемого в первую ступень, из которой выводят реэкстракт ТПЭ и цериевых РЗЭ; из блока выводят также экстракт иттриевых РЗЭ (продукт 724) на реэкстракцию иттриевых РЗЭ. Реэкстракт (прод. 729) передают на изготовление матрицы для долговременного контролируемого хранения.The washing process of the extract is combined with a partial separation of TPE and REE, which is carried out using a solution of nitric acid with a salting out agent - ammonium nitrate (product 725), supplied to the end of the block. The extract is washed with a stream of circulating extractant (product 722), supplied to the first stage, from which the reextract of TPE and cerium REE; yttrium REE extract (product 724) is also removed from the block for reextraction of yttrium REE. Reextract (prod. 729) is transferred to the manufacture of the matrix for long-term controlled storage.

Реэкстракцию иттриевых РЗЭ осуществляют с помощью реэкстрагента (продукт 735), содержащего слабую азотную кислоту и гидразин-нитрат, который подают в конец блока. Из первой ступени блока выводят реэкстракт РЗЭ (продукт 739) и передают его на упаривание технологических САО. Промытый экстрагент (продукт 736) выводят из последней ступени блока и в виде продукта 112 в Пурекс-процесс направляют на блок экстракции урана, плутония и нептуния.Reextraction of yttrium REE is carried out using a stripping agent (product 735) containing weak nitric acid and hydrazine nitrate, which is fed to the end of the block. REE reextract (product 739) is removed from the first stage of the block and transferred to the evaporation of technological CAO. The washed extractant (product 736) is removed from the last stage of the block and in the form of product 112 in the Purex process is sent to the extraction unit of uranium, plutonium and neptunium.

Результат процесса состоит в том, что в едином экстракционном цикле с использованием общего экстрагента осуществляется фракционирование ТПЭ и РЗЭ с их отделением от цезиево-стронциевой фракции в сочетании с извлечением урана, плутония, нептуния, а также технеция и циркония с их селективной реэкстракцией в рамках одноцикличной схемы, тогда как в составе рафината фракционирования выводят радиоактивные цезий и стронций.The result of the process is that in a single extraction cycle using a common extractant, TPE and REE are fractionated with their separation from the cesium-strontium fraction in combination with the extraction of uranium, plutonium, neptunium, as well as technetium and zirconium with their selective reextraction in the framework of a single cycle schemes, while radioactive cesium and strontium are removed in the fractionation raffinate.

Пример 2.Example 2

Способ осуществляют в привязке к технологической схеме классического Пурекс-процесса, реализованной на заводе РТ-1 (фигура 3); технологические показатели процесса обобщены в таблица 3.The method is carried out in conjunction with the technological scheme of the classical Purex process, implemented at the RT-1 plant (figure 3); technological indicators of the process are summarized in table 3.

Исходный раствор ОЯТ АМБ, содержащий уран, нептуний, плутоний, продукты деления - цирконий, технеций, редкоземельные, щелочные и щелочноземельные элементы, а трансплутониевые элементы и нитрат меди из топливной композиции, являющийся высаливателем, поступает в качестве прод. 111 в блок, где осуществляется экстракция урана, плутония, нептуния и технеция (Кудинов А.С., Голецкий Н.Д., Зильберман Б.Я. и др., Комплектация отработавшего ядерного топлива АМБ для переработки на ПО «МАЯК». Атомная энергия, 2013, т. 114, №5, с. 276-285). В 1-ую ступень из узла фракционирования самотеком поступает экстрагент (продукт 726=112), содержащий 50% ТБФ, из расчета насыщения (150±5) г/л по U и Pu. В этом блоке совместно с ураном в экстракт извлекается также и технеций. Экстракт промывают в протоке промывными растворами (продукты 117 и 115), после чего он как продукт 114 поступает в блок реэкстракции плутония и нептуния. Рафинат (продукт 113), содержащий в своем составе ТПЭ, продукты деления - РЗЭ, щелочные и щелочноземельные элементы, цирконий, молибден, а также высаливатель, поступает на обработку.The initial solution of AMB SNF containing uranium, neptunium, plutonium, fission products - zirconium, technetium, rare earth, alkaline and alkaline earth elements, and transplutonium elements and copper nitrate from the fuel composition, which is a salting out agent, are supplied as products. 111 to the unit where the extraction of uranium, plutonium, neptunium and technetium is carried out (Kudinov A.S., Goletsky N.D., Zilberman B.Ya. et al., Complete set of spent nuclear fuel AMB for reprocessing at MAYAK. Atomic energy, 2013, v. 114, No. 5, pp. 276-285). An extractant (product 726 = 112) containing 50% TBP is fed by gravity to the first stage by gravity from the calculation of saturation (150 ± 5) g / l in U and Pu. In this block, technetium is also extracted in conjunction with uranium. The extract is washed in the duct with washing solutions (products 117 and 115), after which it enters the plutonium and neptunium re-extraction unit as product 114. Raffinate (product 113), containing TPE, fission products - REE, alkaline and alkaline earth elements, zirconium, molybdenum, as well as a salting out agent, is fed to the processing.

В блоке реэкстракции плутония и нептуния осуществляется электрохимическая реэкстракция плутония, нептуния, а также технеция с использованием ДТПА в качестве комплексона для нептуния и плутония, подаваемого в конец блока в виде продукта 125 (Мелентьев А.Б., Машкин А.Н., Тугарина О.В. и др. Влияние некоторых восстановительных и комплексообразующих реагентов на экстракционное поведение технеция в системе ТБФ - HNO3. Радиохимия. 2011, т. 53, №3, с. 219-224). Реэкстракт отмывается от урана оборотным экстрагентом (продукт 122) и передается на аффинажные операции. Экстракт урана (продукт 124) поступает на операцию реэкстракции урана.The plutonium and neptunium re-extraction unit performs electrochemical re-extraction of plutonium, neptunium, as well as technetium using DTPA as a complexon for neptunium and plutonium supplied to the end of the unit in the form of product 125 (Melentyev AB, Mashkin AN, Tugarina O .V. Et al. The influence of some reducing and complexing reagents on the extraction behavior of technetium in the TBP – HNO 3 system . Radiochemistry. 2011, v. 53, No. 3, pp. 219-224). The re-extract is washed from uranium with a circulating extractant (product 122) and transferred to refining operations. Uranium extract (product 124) enters the uranium re-extraction operation.

В следующем блоке осуществляется реэкстракция урана подкисленной водой (продукт 175), в результате чего уран выводится в реэкстракт урана (продукт 179), а экстрагент, содержащий следы металлов и продукты деструкции (продукт 176), поступает в блок регенерации экстрагента.In the next block, uranium is re-extracted with acidified water (product 175), as a result of which uranium is discharged into a uranium re-extract (product 179), and the extractant containing traces of metals and degradation products (product 176) enters the extractant regeneration unit.

В блоке регенерации экстрагента осуществляется противоточная промывка экстрагента карбонатным раствором (продукт 185). Карбонатный хвостовой раствор (продукт 183) передают в узел концентрирования среднеактивных отходов, а регенерированный оборотный экстрагент возвращается в цикл в виде продуктов 112, 122 и 712.In the extractant regeneration unit, countercurrent washing of the extractant with a carbonate solution is carried out (product 185). The carbonate tailing solution (product 183) is transferred to the medium-active waste concentration unit, and the regenerated recycle extractant is returned to the cycle in the form of products 112, 122 and 712.

Рафинат блока экстракции урана и плутония обрабатывают путем упаривания, снижая кислотность с помощью формалина (Патент RU 2596816, Бюл. №25, 2016), окончательно нейтрализуют путем растворения порошка металлической меди (продукт 700) и в виде продукта 711 дозируют в блок экстракции ТПЭ и РЗЭ.The raffinate of the uranium and plutonium extraction unit is treated by evaporation, reducing acidity using formalin (Patent RU 2596816, Bull. No. 25, 2016), finally neutralized by dissolving the copper metal powder (product 700), and in the form of product 711 it is dosed into the TPE extraction unit and REE.

Figure 00000004
Figure 00000004

Figure 00000005
Figure 00000005

В блоке экстракции ТПЭ и РЗЭ в центробежных экстракторах осуществляется извлечение ТПЭ и РЗЭ с помощью унифицированного экстрагента - 50% ТБФ (прод. 712) при содержании 2 моль/л нитрата меди как высаливателя и промывка экстракта от цезиево-стронциевой фракции раствором того же высаливателя (продукт 715). Для предотвращения гидролиза высаливателя в первую по ходу экстрагента ступень дозируют раствор азотной кислоты (прод. 707), а для повышения очистки ТПЭ и РЗЭ от молибдена и циркония в ступень ввода питания дозируют раствор комплексона (прод. 705). Рафинат блока (продукт 713), содержащий высаливатель, молибден и цезиево-стронциевую фракцию, передают на обработку и далее отверждение, а экстракт ТПЭ и РЗЭ (продукт 714) поступает на блок реэкстракции ТПЭ.In the TPE and REE extraction unit in centrifugal extractors, TPE and REE are extracted using a standardized extractant - 50% TBP (prod. 712) with 2 mol / L of copper nitrate as a salting out agent and the extract is washed from the cesium-strontium fraction with a solution of the same salting out agent ( product 715). In order to prevent hydrolysis of the salting-out agent, a solution of nitric acid is dosed in the first step along the extractant (cont. 707), and to increase the purification of TPE and REE from molybdenum and zirconium, a complexone solution is dosed in the step of power input (cont. 705). The block raffinate (product 713), containing a salting-out agent, molybdenum and a cesium-strontium fraction, is passed for processing and further curing, and the TPE and REE extract (product 714) is fed to the TPE re-extraction unit.

В блоке реэкстракции ТПЭ и РЗЭ осуществляют реэкстракцию ТПЭ и РЗЭ с помощью слабой азотной кислоты в качестве реэкстрагента ТПЭ и РЗЭ (прод. 725), подаваемого в конец блока. Из первой ступени блока выводят реэкстракт ТПЭ и РЗЭ (прод. 729) и передают на контролируемое хранение. Оборотный экстрагент выводят из последней ступени блока реэкстракции ТПЭ и РЗЭ и в виде прод. 112 направляют на блок экстракции нептуния, плутония и урана.In the TPE and REE stripping unit, TPE and REE are reextracted with weak nitric acid as a stripping agent for TPE and REE (prod. 725), fed to the end of the unit. TPE and REE reextract (prod. 729) are removed from the first stage of the block and transferred to controlled storage. Reverse extractant is removed from the last stage of the block re-extraction TPE and REE and in the form of prod. 112 sent to the extraction unit of neptunium, plutonium and uranium.

Полученный технический результат предложенного способа в том, что в едином экстракционном цикле с использованием единого экстрагента осуществляется выделение урана, плутония, нептуния, а также фракции ТПЭ и РЗЭ; отдельно в составе рафината фракционирования выводятся радиоактивные цезий и стронций.The technical result of the proposed method is that in a single extraction cycle using a single extractant, uranium, plutonium, neptunium, as well as TPE and REE fractions, are extracted; Separately, radioactive cesium and strontium are excreted in the fractionation raffinate.

Claims (8)

1. Способ экстракционной переработки высокоактивных отходов с фракционированием радионуклидов, включающий их нейтрализацию, последующую обработку раствором три-н-бутилфосфата в инертном разбавителе с переводом редкоземельных и трансплутониевых элементов в экстракт, отделение их от цезиево-стронциевой фракции, промывку полученного экстракта раствором нитратной соли в качестве высаливателя и реэкстракцию ТПЭ и РЗЭ, отличающийся тем, что фракционирование ТПЭ и РЗЭ с выведением цезиево-стронциевой фракции, последующую экстракцию урана, плутония, нептуния, циркония и/или технеция и их разделение в рамках модифицированного Пурекс-процесса проводят в едином экстракционном цикле с использованием общего экстрагента с концентрацией не менее 40% по объему, причем экстракцию нитратов РЗЭ и ТПЭ проводят из кубового остатка упаривания высокоактивного рафината Пурекс-процесса или рафината извлечения плутония из отходов рефабрикации топлива, содержащего плутоний, для последующего использования на АЭС, понижение кислотности которого до остаточного содержания 0,1-2,0 моль/л азотной кислоты проводят путем ее экстракции после растворения в кубовом растворе от упаривания рафината металлов, сплавов, оксидов или карбонатов металлов и/или с нейтрализацией кубового раствора разрушаемым основанием, и/или разрушая часть избыточной азотной кислоты обработкой кубового раствора несолеобразующим восстановителем, причем в ходе экстракции для фракционирования ТПЭ и РЗЭ подают раствор азотной кислоты в зону ввода экстрагента, а поток от промывки экстракта выводят отдельно с дополнительной промывкой экстрагентом.1. The method of extraction processing of high-level waste with fractionation of radionuclides, including their neutralization, subsequent treatment with a solution of tri-n-butyl phosphate in an inert diluent with the conversion of rare earth and transplutonium elements into an extract, separating them from the cesium-strontium fraction, washing the obtained extract with a solution of nitrate salt into as a salting out agent and re-extraction of TPE and REE, characterized in that the fractionation of TPE and REE with the removal of the cesium-strontium fraction, subsequent extraction of uranium , plutonium, neptunium, zirconium and / or technetium and their separation in the framework of the modified Purex process is carried out in a single extraction cycle using a common extractant with a concentration of at least 40% by volume, and the extraction of REE and TPE nitrates is carried out from the bottom residue of evaporation of highly active raffinate Purex process or raffinate for the extraction of plutonium from waste products from the refining of fuel containing plutonium for subsequent use at nuclear power plants, the acidity of which is reduced to a residual content of 0.1-2.0 mol / l nitrogen acid is carried out by extraction after dissolution in a cubic solution from evaporation of the raffinate of metals, alloys, oxides or carbonates of metals and / or with neutralization of the cubic solution with a destructible base, and / or destroying part of the excess nitric acid by treatment of the cubic solution with a non-salt-forming reducing agent, and during the extraction for fractionation of TPE and REE serves a solution of nitric acid in the zone of input of the extractant, and the stream from washing the extract is removed separately with additional washing with extractant. 2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что ТПЭ извлекают из рафината от переработки хранимых ядерных материалов, в том числе без его упаривания в случае его засоленности.2. The method according to p. 1, characterized in that the TPE is extracted from the raffinate from the processing of stored nuclear materials, including without evaporation in case of salinity. 3. Способ по п. 1 или 2, отличающийся тем, что для снижения кислотности раствора перед экстракцией ТПЭ и РЗЭ и образования высаливателя в полученном концентрате растворяют металлы из ряда железо, медь, цинк, кальций, магний, а также их сплавы, карбонаты или оксиды.3. The method according to p. 1 or 2, characterized in that in order to reduce the acidity of the solution before the extraction of TPE and REE and the formation of a salting-out agent, metals from the series iron, copper, zinc, calcium, magnesium, as well as their alloys, carbonates or oxides. 4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что снижение кислотности кубового раствора от упаривания рафината после переработки ОЯТ, который содержит нитраты металла-высаливателя, проводят путем разрушения нитрат-иона формалином, в том числе в процессе упаривания.4. The method according to p. 1, characterized in that the decrease in the acidity of the bottom solution from evaporation of the raffinate after SNF processing, which contains nitrate of the metal-salting out agent, is carried out by breaking the nitrate ion with formalin, including during the evaporation process. 5. Способ по п. 1, отличающийся тем, что для фракционирования ТПЭ и РЗЭ используют экстрагент, содержащий 40-70% ТБФ в парафиновом разбавителе с учетом нужд совмещенного с фракционированием Пурекс-процесса и гидродинамических условий на стадиях реэкстракции в обоих процессах с изменением расхода экстрагента в Пурекс-процессе обратно пропорционально концентрации ТБФ при сохранении структуры технологической схемы.5. The method according to p. 1, characterized in that for the fractionation of TPE and REE, an extractant is used containing 40-70% TBP in a paraffin diluent, taking into account the needs combined with fractionation of the Purex process and hydrodynamic conditions at the stages of stripping in both processes with a change in flow rate the extractant in the Purex process is inversely proportional to the concentration of TBP while maintaining the structure of the technological scheme. 6. Способ по п. 1 или 5, отличающийся тем, что с потоком промывного раствора выводят ТПЭ и цериевые РЗЭ, а иттриевые РЗЭ выводят с экстрактом на операцию реэкстракции.6. The method according to p. 1 or 5, characterized in that TPE and cerium REE are withdrawn with the wash solution stream, and yttrium REE are withdrawn with the extract for the operation of re-extraction. 7. Способ по п. 1 или 5, отличающийся тем, что расход экстрагента на фракционирование меньше требуемого для Пурекс-процесса, а недостающее количество поступает с потоком экстрагента на дополнительную обработку промывного раствора экстракта ТПЭ и РЗЭ и/или вводят на экстракцию в Пурекс-процесс дополнительно.7. The method according to p. 1 or 5, characterized in that the extractant consumption for fractionation is less than that required for the Purex process, and the missing amount is supplied with the extractant stream for additional processing of the washing solution of the extract of TPE and REE and / or injected into the Purex- process optional. 8. Способ по п. 1 или 5, отличающийся тем, что концентрацию высаливателя для извлечения ТПЭ и РЗЭ выбирают исходя из концентрации ТБФ в экстрагенте и его расхода для нужд последующего Пурекс-процесса.8. The method according to p. 1 or 5, characterized in that the concentration of the salting out agent for the extraction of TPE and REE is selected based on the concentration of TBP in the extractant and its flow rate for the needs of the subsequent Purex process.
RU2019104513A 2019-02-18 2019-02-18 Method of processing high-activity waste with fractionation of radionuclides RU2709826C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2019104513A RU2709826C1 (en) 2019-02-18 2019-02-18 Method of processing high-activity waste with fractionation of radionuclides

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2019104513A RU2709826C1 (en) 2019-02-18 2019-02-18 Method of processing high-activity waste with fractionation of radionuclides

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2709826C1 true RU2709826C1 (en) 2019-12-23

Family

ID=69022717

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2019104513A RU2709826C1 (en) 2019-02-18 2019-02-18 Method of processing high-activity waste with fractionation of radionuclides

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2709826C1 (en)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112853128A (en) * 2020-12-30 2021-05-28 中国原子能科学研究院 Method and device for continuously adjusting neptunium valence and acidity in feed liquid of Purex process 1CU
RU2774155C1 (en) * 2021-07-27 2022-06-15 Частное Учреждение По Обеспечению Научного Развития Атомной Отрасли "Наука И Инновации" (Частное Учреждение "Наука И Инновации") Method for extraction isolation of transplutonium and rare earth elements

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB2133205A (en) * 1982-12-07 1984-07-18 Westinghouse Electric Corp Method of reversibly immobilizing sulfate ash
RU94039021A (en) * 1994-10-11 1996-09-10 Научно-производственное объединение "Радиевый институт им.В.Г.Хлопина" Method for extracting heat-absorbing and rare-earth elements from nitric acid solutions and their separation
RU2098874C1 (en) * 1995-12-09 1997-12-10 Научно-производственное объединение "Радиевый институт им.В.Г.Хлопина" Method for solidifying concentrate of transplutonium or transplutonium and rare-earth elements in ceramics
RU2249266C2 (en) * 2003-01-04 2005-03-27 Государственное унитарное предприятие Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" Method of extraction and recovery of purex-process refined product for spent nuclear fuel of nuclear power stations
RU2355057C1 (en) * 2007-09-13 2009-05-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" Method of extraction processing of high-active wastes with fractionating of radionuclides

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB2133205A (en) * 1982-12-07 1984-07-18 Westinghouse Electric Corp Method of reversibly immobilizing sulfate ash
RU94039021A (en) * 1994-10-11 1996-09-10 Научно-производственное объединение "Радиевый институт им.В.Г.Хлопина" Method for extracting heat-absorbing and rare-earth elements from nitric acid solutions and their separation
RU2098874C1 (en) * 1995-12-09 1997-12-10 Научно-производственное объединение "Радиевый институт им.В.Г.Хлопина" Method for solidifying concentrate of transplutonium or transplutonium and rare-earth elements in ceramics
RU2249266C2 (en) * 2003-01-04 2005-03-27 Государственное унитарное предприятие Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" Method of extraction and recovery of purex-process refined product for spent nuclear fuel of nuclear power stations
RU2355057C1 (en) * 2007-09-13 2009-05-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" Method of extraction processing of high-active wastes with fractionating of radionuclides

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112853128A (en) * 2020-12-30 2021-05-28 中国原子能科学研究院 Method and device for continuously adjusting neptunium valence and acidity in feed liquid of Purex process 1CU
RU2774155C1 (en) * 2021-07-27 2022-06-15 Частное Учреждение По Обеспечению Научного Развития Атомной Отрасли "Наука И Инновации" (Частное Учреждение "Наука И Инновации") Method for extraction isolation of transplutonium and rare earth elements

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Madic et al. Separation of long-lived radionuclides from high active nuclear waste
Sood et al. Chemistry of nuclear fuel reprocessing: current status
US5708958A (en) Method of separating trivalent actinides and rare earth elements
RU2431896C2 (en) Regeneration method of spent nuclear fuel and obtaining of mixed uranium-plutonium oxide
CA1337740C (en) Process to separate transuranic elements from nuclear waste
US8753420B2 (en) Method for selectively recovering americium from a nitric aqueous phase
US8354085B1 (en) Actinide and lanthanide separation process (ALSEP)
RU2558332C9 (en) Method of treating spent nuclear fuel without need for reductive re-extraction of plutonium
JP6688873B2 (en) Method for the treatment of aqueous nitric acid solution resulting from the dissolution of spent nuclear fuel in a single cycle and without any operation involving reductive back-extraction of plutonium
US10734126B2 (en) Methods of separating medical isotopes from uranium solutions
RU2663882C1 (en) Method for recycling nuclear waste, including uranium (vi) purification from at least one actinide (iv) by producing actinide (iv) complex
RU2709826C1 (en) Method of processing high-activity waste with fractionation of radionuclides
Chen et al. Nuclear fuel cycle-oriented actinides separation in China
RU2454742C1 (en) Method for processing of spent nuclear fuel of nuclear power plants
Campbell et al. The chemistry of fuel reprocessing: present practices, future trends
Liljenzin et al. Reducing the long-term hazard of reactor waste through actinide removal and destruction in nuclear reactors
RU2574036C1 (en) Method of extraction processing of npp spent nuclear fuel
Na et al. Spent Nuclear Fuel Reprocessing Flowsheet. A Report by the WPFC Expert Group on Chemical Partitioning of the NEA Nuclear Science Committee
RU2545953C2 (en) Method of extracting molybdenum-99 from solution of irradiated uranium targets
US5336450A (en) Process to remove rare earth from IFR electrolyte
RU2774155C1 (en) Method for extraction isolation of transplutonium and rare earth elements
RU2706212C1 (en) Method for selective extraction of radionuclides from radioactive nitrate solutions
RU2012075C1 (en) Method of processing of irradiated fuel of atomic power plants
US3836625A (en) Reprocessing of spent nuclear fuel
Inoue et al. Recovery of Mo, V, Ni and Co from spent hydrodesulphurization catalysts