RU2732081C1 - Способ растворения диоксида плутония, скрапа мокс-топлива и извлечения америция - Google Patents

Способ растворения диоксида плутония, скрапа мокс-топлива и извлечения америция Download PDF

Info

Publication number
RU2732081C1
RU2732081C1 RU2020103839A RU2020103839A RU2732081C1 RU 2732081 C1 RU2732081 C1 RU 2732081C1 RU 2020103839 A RU2020103839 A RU 2020103839A RU 2020103839 A RU2020103839 A RU 2020103839A RU 2732081 C1 RU2732081 C1 RU 2732081C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
americium
dissolving
plutonium
cerium
scrap
Prior art date
Application number
RU2020103839A
Other languages
English (en)
Inventor
Владимир Иванович Мацеля
Борис Николаевич Бараков
Владислав Александрович Попков
Глеб Алексеевич Апальков
Александр Александрович Карпенко
Сергей Иванович Бычков
Пётр Михайлович Гаврилов
Вадим Альбертович Кравченко
Original Assignee
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 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") filed Critical Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК")
Priority to RU2020103839A priority Critical patent/RU2732081C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2732081C1 publication Critical patent/RU2732081C1/ru

Links

Classifications

    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C01INORGANIC CHEMISTRY
    • C01GCOMPOUNDS CONTAINING METALS NOT COVERED BY SUBCLASSES C01D OR C01F
    • C01G56/00Compounds of transuranic elements
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C22METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22BPRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
    • C22B60/00Obtaining metals of atomic number 87 or higher, i.e. radioactive metals
    • C22B60/02Obtaining thorium, uranium, or other actinides
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/42Reprocessing of irradiated fuel
    • G21C19/44Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
    • G21C19/46Aqueous processes, e.g. by using organic extraction means, including the regeneration of these means
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42Selection of substances for use as reactor fuel
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02PCLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES IN THE PRODUCTION OR PROCESSING OF GOODS
    • Y02P10/00Technologies related to metal processing
    • Y02P10/20Recycling
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02WCLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
    • Y02W30/00Technologies for solid waste management
    • Y02W30/50Reuse, recycling or recovery technologies

Landscapes

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

Abstract

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к процессам растворения диоксида плутония (ДП) при проведении его переочистки для использования в производстве уран-плутониевого топлива (в частности, МОКС-топлива), растворении скрапа МОКС-топлива (порошков и таблеток уран-плутониевого топлива) и выделения америция при их проведении. При растворении диоксида плутония и скрапа МОКС-топлива используют в качестве окислителя церий, а для его регенерации дополнительно к электрохимическому способу используют озон. При растворении скрапа МОКС-топлива сначала проводят растворение урана в скрапе при температуре 50-80°С с одновременной подачей озона под зеркало раствора и при концентрации церия до 0,05М/л, а затем при температуре 30-50°С - растворение плутония также с подачей озона или совместно с электрохимической генерацией окислителя. При оксалатном осаждении в качестве соосадителя америция используют присутствующий в рафинате церий. При недостаточной концентрации америция в смеси оксидов америция и церия смесь возвращают на операцию растворения ДП, а при достаточной концентрации америция - на временное хранение. Изобретение позволяет использовать церий в качестве окислителя и соосадителя америция при растворении ДП и оксалатном осаждении соответственно.

Description

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к процессам растворения диоксида плутония (ДП) при проведении его переочистки для использования в производстве уран-плутониевого топлива (в частности, МОКС-топлива), растворении скрапа МОКС-топлива (порошков и таблеток уран-плутониевого топлива) и выделения америция при их проведении.
Известен способ растворения диоксида плутония с получением концентрированного раствора (патент РФ №2696475, МПК C01G 56/00), включающий загрузку в электролизер ядерно-безопасного исполнения, снабженный пульсационной камерой, раствора азотной кислоты, диоксида плутония, серебра в виде металла или нитрата, подачу на анод и катод электрического тока, а в пульсационную камеру импульсов, добавление по мере изменения концентраций реагирующих компонентов в электролизере диоксида плутония и азотной кислоты в анолит. После каждой загрузки диоксида плутония проводят подпитку католита концентрированной азотной кислотой 630 г/л по 10 мл, импульсы в пульсационную камеру подают с периодом 0,9 секунды и длительностью 0,4 секунды, добавление реагирующих компонентов производят после подтверждения полного растворения ранее добавленных. К недостаткам известного способа следует отнести необходимость выполнения значительного объема аналитических измерений для подтверждения полного растворения каждой порции, а также сложность применения данного способа для дальнейшей экстракционной переработки раствора высокофонового плутония в системе с тяжелым разбавителем гексахлорбутадиеном (ГХБД) из-за образования хлорсодержащих осадков серебра.
Кроме того, приведенные в описании величины (подпитка по 10 мл, период пульсаций 0,9 секунды с длительностью 0,4 секунды) свидетельствуют о том, данный способ был опробован только в лабораторных условиях, есть большое количество неопределенностей при его масштабировании в промышленную установку.
Известен способ, применяемый при производстве смешанного уран-плутониевого топлива для энергоблока №4 Белоярской АЭС, при котором в процессе переочистки энергетического и низкофонового диоксида плутония после длительного хранения выделяют америций-241 (патент РФ №2597874, G21F 9/00). При проведении переочистки ДП растворяют в азотной кислоте с электрохимически генерируемым окислителем Ag2+, осветляют раствор на фильтре и осветленный раствор ДП подают на экстракционный каскад, из которого экстракт плутония и рафинат подают на дальнейшую раздельную обработку. Для получения ДП далее проводят корректировку валентности и состава раствора плутония, осаждение и промывку оксалата плутония и прокаливание оксалата плутония с получением диоксида.
При обработке америций содержащего рафината сначала из рафината выделяют электрохимическим способом серебро с целью его возвращения в технологический процесс переочистки ДП. Далее при переработке рафината проводят корректировку его кислотности нейтрализацией раствором щелочи до значения рН не более 1,0 и направляют на операцию оксалатного осаждения. При оксалатном осаждении добавляют растворы щавелевой кислоты и нитрата кальция. Полученный осадок смеси оксалатов кальция и америция отделяют на фильтре, подсушивают и прокаливают при температуре 700°С до получения смешанных оксидов америция и кальция. С учетом того, что америций в дальнейшем может использоваться при изготовлении изотопной продукции, то смесь оксидов америция и кальция направляют на длительное контролируемое хранение с возможностью их дальнейшей переработки.
К недостаткам известного способа относится то, что применение в качестве окислителя серебра при переработке высокофонового плутония осложняется тем, что на стадии экстракционного извлечения и очистки плутония будет образовываться хлорид-ион за счет радиационного поражения экстракционного разбавителя ГХБД, который будет связывать ион серебра с образованием трудно растворимого осадка (хлорида серебра). Осадок, в свою очередь, будет провоцировать образование трудно расслаивающихся эмульсий. В результате будут ухудшаться показатели экстракционного процесса, вплоть до попадания серебра в диоксид плутония, что недопустимо.
В процессе работы реактора-растворителя возможно постепенное разрушение платинового покрытия на анодах, используемых для электрохимической генерации окислителя, при этом снижается эффективность генерации вплоть до полной остановки процесса. В результате требуется замена покрытия на анодах.
Применение кальция в качестве соосадителя америция на операции оксалатного осаждения повышает солесодержание системы, приводит к увеличению объемов высокоактивных отходов и может создавать дополнительные проблемы с концентрированием жидких высокоактивных отходов методом упаривания за счет выпадения трудно растворимых кальцийсодержащих осадков в выпарном оборудовании.
Технический результат - использование церия как в качестве окислителя, так и соосадителя америция при растворении ДП и оксалатном осаждении соответственно, повышение интенсивности регенерации окислителя и, как следствие, растворения, возможность повышения концентрации америция в смеси оксидов путем возврата смешанных оксидов в «голову» процесса - на стадию растворения исходного сырья.
Для достижения указанного технического результата в известном способе, включающем растворение ДП в азотной кислоте с окислителем, регенерации окислителя электрохимическим способом, осветление полученного раствора на фильтре и экстракцию осветленного раствора, после которой экстракт плутония и рафинат, содержащий америций, подают на раздельную переработку, причем переработка рафината включает в себя операции нейтрализации рафината и оксалатного осаждения америция с соосадителем, фильтрование полученного осадка смеси оксалатов америция и соосадителя, подсушивание и прокаливание при температуре 700°С до получения смеси оксидов америция и соосадителя, при растворении диоксида плутония и скрапа МОКС-топлива используют в качестве окислителя церий, а для его регенерации дополнительно - озон, причем при растворении скрапа МОКС-топлива сначала проводят растворение урана в скрапе при температуре 50-80°С с одновременной подачей озона под зеркало раствора и при концентрации церия до 0,05 моль/л, а затем при температуре 30-50°С - растворение диоксида плутония также с подачей озона, при этом для ускорения растворения может быть использована одновременная электрохимическая генерация окислителя и продувка раствора озоном, при оксалатном осаждении в качестве соосадителя америция используют присутствующий в рафинате церий (вносимый на операции растворения ДП), при недостаточной концентрации америция в смеси оксидов америция и церия ее возвращают на операцию растворения ДП, при достаточной концентрации америция смесь оксидов направляют на временное хранение или растворение и доочистку известными способами (экстракционным и/или сорбционным) от примесей, лимитирующих применение америция по назначению в качестве радиоизотопного источника или мишени.
Использование церия в качестве окислителя при растворении диоксида плутония и скрапа МОКС-топлива позволяет не использовать дополнительный соосадитель америция (кальций) на стадии оксалатного осаждения америция, т.к. церий и америций в трех- и четырехвалентном состоянии имеют близкие химические свойства. Полученная в результате прокаливания совместных оксалатов америция и церия смесь оксидов является пригодным сырьем для изготовления мишеней для дожигания минорных актинидов.
Использование для регенерации церия в дополнение к электрохимическому способу и озона, позволяет исключить из операции растворения дорогостоящее серебро и предотвратить образование трудно растворимых осадков на стадии экстракционной переработки плутониевого раствора после операции растворения.
Проведение растворения скрапа МОКС-топлива с первоначальным растворением урана в скрапе при температуре 50-80°С с одновременной подачей озона под зеркало раствора и при концентрации церия до 0,05 моль/л, а затем растворения плутония при температуре 30-50°С также с подачей озона и/или электрохимической регенерацией окислителя позволяет повысить интенсивность регенерации окислителя и растворения, проводить растворение урана и плутония при оптимальных параметрах, уменьшить износ платинированного покрытия на анодах реактора-растворителя, применять более широкую номенклатуру сырья для растворения: низкофоновый и высокофоновый регенерированный диоксид плутония, сырье, загрязненное органическими веществами, скрап МОКС-топлива, смесь карбидов плутония и урана и т.п.
Использование присутствующего в рафинате церия в качестве соосадителя америция при оксалатном осаждении позволяет снизить солесодержание высокоактивных жидких радиоактивных отходов, исключить образование труднорастворимых кальцийсодержащих осадков в выпарном оборудовании и упростить изготовление мишеней для дожигания минорных актинидов при необходимости утилизации америция.
Возвращение смеси оксидов америция и церия при недостаточной концентрации в ней америция на операцию растворения ДП позволяет повысить концентрацию америция в смеси оксидов америция и церия, уменьшить затраты на внесение «свежего» окислителя и увеличить эффективность растворения за счет повышения концентрации медиаторов растворения (америция и церия).
Направление при достаточной концентрации америция смеси оксидов на временное хранение или растворение и доочистку известными способами (экстракционным и/или сорбционным) от примесей, лимитирующих применение америция по назначению в качестве радиоизотопного источника или мишени, позволяет повысить безопасность при обращении с высокотоксичным и экологически опасным америцием, уменьшить затраты на его захоронение и изоляцию от окружающей среды.
Предлагаемый способ осуществляют в следующей последовательности.
Исходное сырье в виде низкофонового или высокофонового диоксида плутония загружают в реактор-растворитель, подают раствор азотной кислоты 3-5 моль/л, содержащий до 0,05 моль/л церия, включают перемешивающее устройство, нагревают раствор до 30-50°С, включают электрохимическую генерацию окислителя (церия 4+) и через 0,5-1 час осуществляют подачу озона под зеркало раствора, при этом электрохимическую генерацию отключают. После растворения диоксида плутония на 95-99% проводят фильтрование раствора с целью отделения нерастворившегося диоксида плутония и осуществляют экстракционную переработку раствора с целью очистки плутония от примесей, а образовавшийся при переработке рафинат корректируют по составу и проводят совместное оксалатное осаждение церия (3+) и америция (3+), подсушивание и прокаливание при 700°С с получением смешанных оксидов. При недостаточном содержании америция в смешанных оксидах можно направить их в «голову» процесса переработки - на операцию растворения диоксида плутония. В этом случае будет экономиться окислитель (церий), а присутствие америция будет способствовать ускорению растворения диоксида плутония, т.к. америций будет также выступать в качестве медиатора растворения.
Если содержание америция достаточное, то смесь оксидов направляют на хранение или переработку известными сорбционными (ионообменные смолы или ФОР-твэксы) или экстракционными методами (фосфиноксиды, кислые фосфорорганические экстрагенты и т.п.) для получения изотопного источника или мишени для дожигания «минорного» актинида в ядерном реакторе (возможно в виде твердого раствора оксидов америция и церия).
При переработке скрапа МОКС-топлива измельченный скрап загружают в реактор-растворитель, добавляют раствор азотной кислоты 3-5 моль/л, содержащий до 0,05 моль/л церия, включают перемешивающее устройство, нагревают раствор до 50-80°С, генерацию окислителя (церия 4+) осуществляют озоном, подаваемого под зеркало раствора. После растворения 95% урана снижают температуру раствора до 30-50°С, продолжая подачу под зеркало раствора озона. Для увеличения скорости растворения плутония возможно совместно с озоном использовать электрохимическую генерацию окислителя. Если в растворе достаточно много америция (не менее 1 г/л), электрохимическая генерация не требуется.
Далее после окончания растворения урана и плутония (на 98-99%) проводят экстракционное выделение и очистку плутония и урана, а образующийся (америцийсодержащий) рафинат перерабатывают, как показано выше при переработке оксидов плутония.

Claims (1)

  1. Способ растворения диоксида плутония (ДП), скрапа МОКС-топлива и извлечения америция-241, включающий растворение ДП в азотной кислоте с окислителем, регенерации окислителя электрохимическим способом, осветление полученного раствора на фильтре и экстракцию осветленного раствора, после которой экстракт плутония и рафинат, содержащий америций, подают на раздельную переработку, причем переработка рафината включает операции нейтрализации рафината и оксалатного осаждения америция с соосадителем, полученный осадок смеси оксалатов америция и соосадителя отделяют на фильтре, подсушивают и прокаливают при температуре 700°С до получения смеси оксидов америция и соосадителя, отличающийся тем, что при растворении диоксида плутония и скрапа МОКС-топлива используют в качестве окислителя церий, а для его регенерации дополнительно к электрохимическому способу используют озон, причем при растворении скрапа МОКС-топлива сначала проводят растворение урана в скрапе при температуре 50-80°С с одновременной подачей озона под зеркало раствора и при концентрации церия до 0,05 моль/л, а затем при температуре 30-50°С - растворение плутония также с подачей озона или совместно с электрохимической генерацией окислителя, при оксалатном осаждении в качестве соосадителя америция используют присутствующий в рафинате церий, при недостаточной концентрации америция в смеси оксидов америция и церия ее возвращают на операцию растворения ДП, а при достаточной концентрации америция - на временное хранение или растворение и доочистку известными способами (экстракционным и/или сорбционным) от примесей, лимитирующих его применение по назначению в качестве радиоизотопного источника или мишени для дожигания его в ядерном реакторе.
RU2020103839A 2020-01-28 2020-01-28 Способ растворения диоксида плутония, скрапа мокс-топлива и извлечения америция RU2732081C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2020103839A RU2732081C1 (ru) 2020-01-28 2020-01-28 Способ растворения диоксида плутония, скрапа мокс-топлива и извлечения америция

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2020103839A RU2732081C1 (ru) 2020-01-28 2020-01-28 Способ растворения диоксида плутония, скрапа мокс-топлива и извлечения америция

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2732081C1 true RU2732081C1 (ru) 2020-09-11

Family

ID=72516399

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2020103839A RU2732081C1 (ru) 2020-01-28 2020-01-28 Способ растворения диоксида плутония, скрапа мокс-топлива и извлечения америция

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2732081C1 (ru)

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5422084A (en) * 1992-03-05 1995-06-06 Commissariat Energie Atomique Process for dissolving plutonium dioxide by means of OH- radicals produced by the radiolysis of water usable for the treatment of dissolving fines and plutoniferous waste
RU2073645C1 (ru) * 1993-09-03 1997-02-20 Научно-производственное объединение "Радиевый институт им.В.Г.Хлопина" Способ каталитического окислительного растворения двуокисей трансурановых элементов
RU2294027C2 (ru) * 2002-03-11 2007-02-20 Белгонюклеэр Са Способ изготовления смешанного оксидного (мох) ядерного топлива из исходного материала в виде оружейного плутония
RU2544716C2 (ru) * 2009-07-27 2015-03-20 Коммиссариат А Л'Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив Способ селективного извлечения америция из азотнокислой водной фазы
RU2696475C1 (ru) * 2019-02-05 2019-08-01 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Способ растворения диоксида плутония с получением концентрированного раствора

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5422084A (en) * 1992-03-05 1995-06-06 Commissariat Energie Atomique Process for dissolving plutonium dioxide by means of OH- radicals produced by the radiolysis of water usable for the treatment of dissolving fines and plutoniferous waste
RU2073645C1 (ru) * 1993-09-03 1997-02-20 Научно-производственное объединение "Радиевый институт им.В.Г.Хлопина" Способ каталитического окислительного растворения двуокисей трансурановых элементов
RU2294027C2 (ru) * 2002-03-11 2007-02-20 Белгонюклеэр Са Способ изготовления смешанного оксидного (мох) ядерного топлива из исходного материала в виде оружейного плутония
RU2544716C2 (ru) * 2009-07-27 2015-03-20 Коммиссариат А Л'Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив Способ селективного извлечения америция из азотнокислой водной фазы
RU2696475C1 (ru) * 2019-02-05 2019-08-01 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Способ растворения диоксида плутония с получением концентрированного раствора

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US7749469B2 (en) Process for recovering isolated uranium from spent nuclear fuel using a highly alkaline carbonate solution
US3890244A (en) Recovery of technetium from nuclear fuel wastes
JP5193687B2 (ja) 使用済み燃料再処理方法
US4056482A (en) Method for preparing aqueous, radioactive waste solutions from nuclear plants for solidification
JP4504247B2 (ja) マイナーアクチニドリサイクル方法
CN102173547B (zh) 电镀企业含镍污泥的资源化回收工艺
US3393981A (en) Method of decomposing a nuclear fuel in a fused salt system by using nitric oxide
RU2732081C1 (ru) Способ растворения диоксида плутония, скрапа мокс-топлива и извлечения америция
WO1989010981A1 (en) Apparatus and method for dissolving hazardous waste materials by catalyzed electrochemical dissolution
US5609745A (en) Process for the electrochemical oxidation of Am(III) to Am(VI) usable for separating americium from spent nuclear fuel reprocessing solutions
RU2704310C1 (ru) Способ растворения некондиционной таблетированной продукции производства мокс-топлива
Hur et al. Chemical behavior of fission products in the pyrochemical process
RU2696475C1 (ru) Способ растворения диоксида плутония с получением концентрированного раствора
CN114927253A (zh) 一种碳酸盐溶液溶解处理铀氧化物或乏燃料氧化物的方法
Govindan et al. Partitioning of uranium and plutonium by acetohydroxamic acid
JP2015152554A (ja) 放射性廃液処理方法
US8802041B1 (en) Decontamination of radioactive metals
RU2754354C1 (ru) Способ растворения некондиционной продукции производства мокс-топлива
Park et al. Absorption spectroscopic observation of interactions between neptunium and oxide ions in molten LiCl-KCl eutectic
JP2006509104A (ja) 金属の分離
Campbell et al. The separation of 241Am from aged plutonium dioxide for use in radioisotope power systems using the AMPPEX process
RU2560119C1 (ru) Способ переработки отработавшего ядерного топлива
RU2603019C1 (ru) Способ переработки облучённого ядерного топлива
RU2753358C2 (ru) Способ регенерации серебра из актиноидсодержащего азотнокислого раствора
US4756853A (en) Process for the conversion into usable condition of actinide ions contained in the solid residue of a sulfate reprocessing process for organic, actinide-containing radioactive solid waste