RU2732081C1 - Способ растворения диоксида плутония, скрапа мокс-топлива и извлечения америция - Google Patents
Способ растворения диоксида плутония, скрапа мокс-топлива и извлечения америция Download PDFInfo
- 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
Links
Classifications
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C01—INORGANIC CHEMISTRY
- C01G—COMPOUNDS CONTAINING METALS NOT COVERED BY SUBCLASSES C01D OR C01F
- C01G56/00—Compounds of transuranic elements
-
- 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
- C22B60/00—Obtaining metals of atomic number 87 or higher, i.e. radioactive metals
- C22B60/02—Obtaining thorium, uranium, or other actinides
-
- 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
- G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
- G21C19/46—Aqueous processes, e.g. by using organic extraction means, including the regeneration of these means
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/42—Selection of substances for use as reactor 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
-
- 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
- Y02P—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES IN THE PRODUCTION OR PROCESSING OF GOODS
- Y02P10/00—Technologies related to metal processing
- Y02P10/20—Recycling
-
- 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
- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
- Y02W30/00—Technologies for solid waste management
- Y02W30/50—Reuse, 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)
- 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.
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)
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 |
-
2020
- 2020-01-28 RU RU2020103839A patent/RU2732081C1/ru active
Patent Citations (5)
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 |