RU2753107C1 - Способ очистки азотнокислых растворов от америция - Google Patents

Способ очистки азотнокислых растворов от америция Download PDF

Info

Publication number
RU2753107C1
RU2753107C1 RU2020127056A RU2020127056A RU2753107C1 RU 2753107 C1 RU2753107 C1 RU 2753107C1 RU 2020127056 A RU2020127056 A RU 2020127056A RU 2020127056 A RU2020127056 A RU 2020127056A RU 2753107 C1 RU2753107 C1 RU 2753107C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
americium
uranium
nitric acid
precipitate
solution
Prior art date
Application number
RU2020127056A
Other languages
English (en)
Inventor
Андрей Викторович Обедин
Владимир Николаевич Алексеенко
Андрей Юрьевич Жабин
Антон Сергеевич Дьяченко
Артем Игоревич Коробейников
Павел Викторович Аксютин
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 RU2020127056A priority Critical patent/RU2753107C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2753107C1 publication Critical patent/RU2753107C1/ru

Links

Images

Classifications

    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C01INORGANIC CHEMISTRY
    • C01GCOMPOUNDS CONTAINING METALS NOT COVERED BY SUBCLASSES C01D OR C01F
    • C01G56/00Compounds of transuranic elements
    • C01G56/007Compounds of transuranic elements
    • C01G56/009Compounds of americium
    • 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
    • C22B60/0204Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium
    • C22B60/0217Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes
    • C22B60/0221Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes by leaching
    • C22B60/0226Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes by leaching using acidic solutions or liquors
    • C22B60/0239Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes by leaching using acidic solutions or liquors nitric acid containing ion as active agent
    • 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
    • C22B60/0204Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium
    • C22B60/0217Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes
    • C22B60/0252Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes treatment or purification of solutions or of liquors or of slurries

Landscapes

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

Abstract

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для очистки рафината от америция, полученного на операции экстракционного аффинажа плутония в производстве смешанного уран-плутониевого топлива. Очистка азотнокислых растворов от америция включает соосаждение оксалата америция из растворов, содержащих соединения сопутствующих металлов, путем введения носителя и щавелевой кислоты, выдержку пульпы для формирования осадка, промывку полученного осадка, отделение осадка от маточного раствора и последующее прокаливание до смеси оксидов, содержащих америций. Перед введением носителя в азотнокислый раствор вводят бессолевой восстановитель, добавляют в качестве носителя уран (IV), который вводят в систему в виде азотнокислого раствора, стабилизированного гидразином, до достижения концентрации урана (IV) в конечной пульпе не менее 1 г/л. Способ позволяет упростить технологический процесс за счет расширения рабочего диапазона содержания азотной кислоты в исходном растворе при проведении операции осаждения, снизить содержание америция в исходном азотнокислом растворе за одну операцию совместного осаждения с оксалатом урана более чем в 9×103 раз и получить смесь оксидов урана и америция, пригодную для использования в составе топлива жидкосолевого реактора. 3 з.п. ф-лы, 1 ил., 2 пр.

Description

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для очистки рафината от америция, полученного на операции экстракционного аффинажа плутония в производстве смешанного уран-плутониевого топлива.
Перед использованием плутония в составе мастер-смеси при производстве смешанного уран-плутониевого топлива предварительно проводят его экстракционную очистку от америция, накопленного за время хранения. В результате экстракционной очистки плутониевого продукта основная часть америция будет выделена в рафинат.
Выделение и концентрирование америция в отдельный технологический поток, обусловлено, во-первых, необходимостью очистки рафината от америция, который имеет высокую удельную активность, до регламентных значений перед захоронением с целью улучшения экологической ситуации на объектах по обращению с РАО, во-вторых, получением товарного продукта или созданием резерва для будущих технологий, например, при использовании в жидкосолевых реакторах. Наиболее технологически приемлемым способом концентрирования америция можно считать соосаждение на носителе, что обеспечивает как высокую долю выделения америция, так и снижение рисков, связанных с долговременным хранением твердого америцийсодержащего продукта.
Известен способ совместного соосаждения плутония(IV) и/или америция(III) из азотнокислых сред с оксалатом висмута [D.M. Noronha, I.C. Plus, Satyajeet Chaundhury, Radioanalitic Nuclear Chemistry, 2017, DOI 10.1007/s 10967-017-5348-1], в котором исходный раствор, содержащий плутоний, америций, азотную и щавелевую кислоту нейтрализуют до заданной концентрации азотной кислоты, добавляют щавелевую кислоту до концентрации 0,1-0,4 моль/л, далее вносят азотнокислый раствор нитрата висмута до концентрации по металлу 0,01-0,05 моль/л, после чего происходит образование осадка оксалата висмута, который является носителем для соосаждения плутония(IV) и америция(III).
Недостатки данного способа: использование большого количества дорогостоящего и опасного для окружающей среды висмута, низкая эффективность выделения америция из раствора, недостаточная степень очистки америция от большинства примесных элементов (труднорастворимых оксалатов щелочноземельных и редкоземельных элементов, Ag, Со, Ni и др.) в указанном диапазоне рН, промежуточный продукт (смешанный оксалатный осадок) не пригоден (по примесному составу) для получения после термообработки оксидного материала пригодного для прямого включения в состав топлива жидкосолевого реактора.
Наиболее близким к заявленному технологическому решению является способ очистки азотнокислых растворов от америция [Патент RU 2 713 010, МПК С22В 60/02, С22В 3/00, опубл. 16.10.2019,], включающий соосаждение америция с оксалатом кальция из растворов, содержащих соединения сопутствующих металлов, с последующим прокаливанием до оксидов. Исходный америцийсодержащий раствор нейтрализуют до рН в диапазоне 0,7-1,2, вносят кальцийсодержащий реагент до достижения его концентрации в растворе 1,5-3,5 г/л, в полученный раствор добавляют щавелевую кислоту и/или ее соль, в количестве не менее стехиометрического по отношению к сумме сопутствующих металлов с последующей выдержкой пульпы для формирования осадка, полученный америцийсодержащий осадок отфильтровывают и промывают 0,5-50 г/л раствором щавелевой кислоты, имеющим рН в диапазоне 1-2.
Недостатки данного способа: предварительная нейтрализация исходного раствора до рН 0,7-1,2, необходимость постоянного контроля и поддержания заданного рН раствора при проведении процесса осаждения америция, увеличение объема жидких отходов, подлежащих переработке и захоронению, низкое содержание америция в конечном матричном материале, получение конечного продукта, непригодного для прямого использования в жидкосолевом реакторе, необходимость отделения америция от кальция при использовании америция в составе ядерного топлива.
Задачей, на решение которой направлено заявляемое изобретение, упрощение технологического процесса очистки рафината от америция с обеспечением высокой степени очистки от примесных элементов конечного америцийсодержащего продукта, пригодного для прямого добавления в порошковые смеси при изготовлении ядерного топлива жидкосолевого реактора.
Поставленная задача решается тем, что в способе очистки азотнокислых растворов от америция, включающем соосаждение оксалата америция из растворов, содержащих соединения сопутствующих металлов, путем введения носителя и щавелевой кислоты, выдержку пульпы для формирования осадка, промывку полученного осадка, отделение осадка от маточного раствора и последующее прокаливание до смеси оксидов, исходный раствор в случае необходимости, нейтрализуют до остаточной кислотности 0,5-2,5 моль/л, вносят бессолевой восстановитель, добавляют в качестве носителя уран (IV), который вводят в систему в виде азотнокислого раствора, стабилизированного гидразином, до достижения концентрации урана в конечной пульпе не менее 1 г/л.
Техническим результатом изобретения является упрощение технологического процесса за счет расширения рабочего диапазона содержания азотной кислоты в исходном растворе при проведении операции осаждения, снижение содержания америция в исходном азотнокислом растворе за одну операцию совместного осаждения с оксалатом урана более чем в 9×10 раз, при совокупном содержании примесных элементов в исходном растворе (железо, хром) до 1 г/л и одновременном сокращении количества жидких отходов, образующихся на операции соосаждения, а также получение крупнодисперсного смешанного оксалатного осадка урана и америция с размером частиц основной фракции от 50 до 100 мкм.
Предлагаемое решение позволяет получить америцийсодержащий компактный продукт, пригодный после термообработки для включения в состав топлива жидкосолевых реакторов без предварительной подготовки.
Сущность предлагаемого изобретения заключается в использовании на операции соосаждения америция в качестве носителя урана (IV), имеющего низкую растворимость оксалатного осадка в широком диапазоне содержания азотной кислоты. Получаемая при этих условиях развитая поверхность обеспечивает полноту выделения из раствора америция за одну стадию. Конечный уран-америциевый оксидный материал органично вписывается в традиционную концепцию ядерно-топливного цикла.
Выбранный диапазон содержания валентных форм урана U (IV): U (VI) в вводимом азотнокислом растворе (20÷50) : (80÷50) обусловлен тем, что при содержании четырехвалентного урана в растворе ниже 20% не происходит формирование в реакционном объеме достаточного количества центров кристаллизации, способных обеспечить полноту выделения америция из рафината, тем самым не достигается заявляемая полнота очистки рафината и концентрирования америция в оксалатном осадке. Содержание четырехвалентного урана в азотнокислом растворе выше 50% может быть достигнуто только при предварительном пропускании вводимого азотнокислого раствора урана через электролизер, что требует дополнительных материальных затрат.
С учетом присутствия в растворе урана (IV) и уранил-иона процесс взаимодействия компонентов азотнокислого раствора с щавелевой кислотой можно представить следующими реакциями:
Figure 00000001
Figure 00000002
Использование карбамида или гидразина в качестве бессолевых восстановителей создает условия препятствующие окислению урана (IV). Указанные реагенты предотвращают окисление урана за счет восстановления нитрит- ионов и не оказывают влияния на процесс соосаждения.
Длительность выдержки пульпы в течение 5-20 минут обусловлена тем, что индукционный период для формирования оксалатного осадка в указанных условиях составляет не менее 5 минут. Выдержка пульпы более 20 минут не приводит к значительному увеличению степени соосаждения америция, но в тоже время при длительной выдержке возможен радиолиз щавелевой кислоты и обратное растворение сформированного оксалатного осадка в азотнокислой среде.
Отработавший раствор с операции промывки, содержащий остаточные количества урана, америция и примесные элементы, можно направить на экстракционную переработку. Остаточные количества урана повторно используют на операции осаждения после экстракционной очистки. Америций и примесные элементы находятся в рафинате, который можно объединять с исходным америцийсодержащим раствором и направлять на повторное извлечение америция.
Предлагаемый способ реализуют в соответствии с блок-схемой, изображенной на фигуре, в следующей последовательности. Предварительно в азотнокислый америцийсодержащий раствор вводят бессолевые реагенты, способные быстро восстанавливать азотистую кислоту и диоксид азота. В частном случае вводят раствор карбамида или гидразина до остаточной концентрации в конечном растворе не менее 0,1 г/л с учетом расхода добавляемого реагента на реакцию с сильными окислителями (Fe3+, Cr2O7 2-). При необходимости перед внесением восстановителя проводят нейтрализацию исходного раствора до остаточной кислотности 0,5-2,5 моль/л. Далее в подготовленный раствор вносят азотнокислый раствор урана, стабилизированного гидразином, содержащий уран (IV), до достижения концентрации урана в получаемой на финальной стадии описываемого способа пульпе не менее 1 г/л. Затем вводят щавелевую кислоту не менее стехиометрического количества по отношению к сумме сопутствующих элементов, способных образовывать прочные соединения (осадки и комплексы) и характеризующихся прочной связью с оксалат-ионом. Введение оксалат-иона в виде раствора щавелевой кислоты более предпочтительно ввиду большей растворимости. При расчете количества вводимого оксалат-иона учитывают расход осаждающего реагента на образование прочных соединений с примесными металлами - труднорастворимых оксалатов металлов с зарядом +4, а также на образование растворимых комплексных соединений, у которых константа устойчивости lgKn ступени комплексообразования по реакции (1) составляет более 6.
Figure 00000003
где Am+ - центральный ион (ион металла) с зарядом m+;
n - ступень комплексообразования с оксалат-ионом.
После введения оксалат-иона проводят выдержку пульпы для формирования осадка. В частном случае пульпу выдерживают в течение 5-20 минут. Осадок отфильтровывают и при необходимости удаления примесных металлов осадок промывают азотнокислым раствором щавелевой кислоты. В частном случае отработавший промывной раствор направляют на экстракционное извлечение урана. Промытый оксалатный осадок прокаливают с получением смеси оксидов урана и америция, пригодной для хранения и последующего прямого включения в состав топлива жидкосолевого реактора.
Пример 1.
Предварительно в исходный раствор, содержащий 0,5 г/л америция, 30 г/л азотной кислоты, 205 г/л нитрата натрия, 0,95 г/л серебра, 0,15 г/л алюминия, 45 мг/л железа, 40 мг/л хрома, 15 мг/л никеля, вводили раствор гидразин- нитрата до достижения концентрации в реакционном объеме не менее 0,1 г/л. В откорректированный раствор при постоянном перемешивании вносили азотнокислый раствор урана, состава: уран (IV) - 47 г/л, уран (VI) - 55 г/л, азотная кислота-110 г/л, гидразин-нитрат - 11 г/л до достижения в системе концентрации по урану (IV), равной 1,25 г/л. Далее в полученный раствор при постоянном перемешивании порционно в течение 15 мин вводили 70 г/л раствор щавелевой кислоты до концентрации 3,2 г/л, что соответствует избытку 1,2 г/л Н2С2О4 над стехиометрическим количеством по отношению к осадку U(C2O4)2 и растворимому комплексному соединению и UO22О4)2 2-. После введения оксалат-иона пульпу для формирования осадка выдерживали в течение 5 мин и отделяли на фильтрующей перегородке типа МФФК-5Г с размером пор 0,8-1,2 мкм. Гамма-спектрометрический анализ показал, что степень извлечения америция (отношение количества америция, перешедшего в осадок, к количеству америция в маточном растворе) составила 9,5×103.
Осадок промывали азотнокислым раствором щавелевой кислоты. Полученный промывной раствор, содержащий менее 0,8 г/л урана, 0,05 мг/л америция, 50 мг/л серебра, 20 мг/л алюминия, менее 6 мг/л продуктов коррозии (железо, хром), направляли на экстракционное извлечение урана. Промытый осадок смешанных оксалатов прокалили. Полученная в результате смесь оксидов урана и америция с массовым соотношением U:Am=95:1 пригодна для долговременного хранения и последующего включения в состав топлива для жидкосолевого реактора.
Пример 2.
Использовали раствор состава аналогично примеру 1, за исключением содержания азотной кислоты, которое составило 160 г/л. Соосаждение проводили как в примере 1 за исключением реагента- восстановителя и состава азотнокислого раствора урана. В качестве восстановителя использовали раствор карбамида. Вводили азотнокислый раствор урана состава: уран (IV) - 23 г/л, уран (VI) - 76 г/л, азотная кислота-90 г/л, гидразин-нитрат - 13 г/л до достижения в системе концентрации по урану (IV) 1,1 г/л. После введения оксалат-иона пульпу для формирования осадка выдерживали в течение 20 мин и отделяли осадок. Степень извлечения америция составила 9×103. Полученная в результате смесь оксидов урана и америция с массовым соотношением U:Am=45:1 пригодна для долговременного хранения и последующего включения в состав топлива для жидкосолевого реактора.
Предлагаемый способ, в отличие от способа-прототипа, позволяет упростить технологический процесс за счет расширения диапазона содержания азотной кислоты в исходном азотнокислом растворе за одну операцию совместного осаждения с оксалатом урана (IV), снизить содержание америция в рафинате экстракционного передела производства смешанного уран-плутониевого топлива за одну операцию более чем в 9×103 раз и получить смесь оксидов урана и америция, пригодную для использования в составе топлива жидкосолевого реактора.

Claims (4)

1. Способ очистки азотнокислых растворов от америция, включающий соосаждение оксалата америция из растворов, содержащих соединения сопутствующих металлов, путем введения носителя и щавелевой кислоты, выдержку пульпы для формирования осадка, промывку полученного осадка, отделение осадка от маточного раствора и последующее прокаливание до смеси оксидов, содержащих америций, отличающийся тем, что перед введением носителя в азотнокислый раствор вводят бессолевой восстановитель, добавляют в качестве носителя уран (IV), который вводят в систему в виде азотнокислого раствора, стабилизированного гидразином, до достижения концентрации урана (IV) в конечной пульпе не менее 1 г/л.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что перед внесением бессолевого восстановителя исходный раствор нейтрализуют до остаточной кислотности 0,5-2,5 моль/л.
3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве бессолевых восстановителей используют раствор карбамида или гидразина.
4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что выдержку пульпы для формирования осадка оксалатов ведут в течение 5-20 мин.
RU2020127056A 2020-08-11 2020-08-11 Способ очистки азотнокислых растворов от америция RU2753107C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2020127056A RU2753107C1 (ru) 2020-08-11 2020-08-11 Способ очистки азотнокислых растворов от америция

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2020127056A RU2753107C1 (ru) 2020-08-11 2020-08-11 Способ очистки азотнокислых растворов от америция

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2753107C1 true RU2753107C1 (ru) 2021-08-11

Family

ID=77349120

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2020127056A RU2753107C1 (ru) 2020-08-11 2020-08-11 Способ очистки азотнокислых растворов от америция

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2753107C1 (ru)

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0121702A1 (de) * 1983-03-03 1984-10-17 Alkem Gmbh Verfahren zum Ausfällen von Americiumoxalat aus einer salpetersauren Ausgangslösung von Americiumnitrat
SU1524519A1 (ru) * 1987-12-17 1992-08-23 Предприятие П/Я Р-6710 Способ извлечени редкоземельных и актинидных элементов
RU2193012C2 (ru) * 2000-12-13 2002-11-20 Производственное объединение "МАЯК" Способ извлечения лантанидов и актинидов из азотно-кислых растворов
WO2011012563A1 (fr) * 2009-07-27 2011-02-03 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Procede de recuperation selective de l'americium a partir d'une phase aqueuse nitrique
RU2508413C1 (ru) * 2012-08-31 2014-02-27 Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" Способ извлечения америция из отходов
RU2713010C1 (ru) * 2019-10-16 2020-02-03 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК" Способ очистки азотнокислых растворов от америция

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0121702A1 (de) * 1983-03-03 1984-10-17 Alkem Gmbh Verfahren zum Ausfällen von Americiumoxalat aus einer salpetersauren Ausgangslösung von Americiumnitrat
SU1524519A1 (ru) * 1987-12-17 1992-08-23 Предприятие П/Я Р-6710 Способ извлечени редкоземельных и актинидных элементов
RU2193012C2 (ru) * 2000-12-13 2002-11-20 Производственное объединение "МАЯК" Способ извлечения лантанидов и актинидов из азотно-кислых растворов
WO2011012563A1 (fr) * 2009-07-27 2011-02-03 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Procede de recuperation selective de l'americium a partir d'une phase aqueuse nitrique
RU2508413C1 (ru) * 2012-08-31 2014-02-27 Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" Способ извлечения америция из отходов
RU2713010C1 (ru) * 2019-10-16 2020-02-03 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК" Способ очистки азотнокислых растворов от америция

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Sood et al. Chemistry of nuclear fuel reprocessing: current status
CN101449338A (zh) 用于后处理废核燃料及制备混合的铀-钚氧化物的方法
US5508010A (en) Method of separating fission molybdenum
RU2753107C1 (ru) Способ очистки азотнокислых растворов от америция
RU2713010C1 (ru) Способ очистки азотнокислых растворов от америция
CN111087114A (zh) 钽铌生产废水的处理方法
RU2514823C1 (ru) Способ обработки радиактивного раствора
Choppin Separation processes for actinide elements
Mukhachev et al. Purification of rare earth elements from thorium, uranium, and radioactive isotopes
Jenkins Solvent extraction chemistry in the atomic energy industry—a review
Govindan et al. Partitioning of uranium and plutonium by acetohydroxamic acid
JPH0453277B2 (ru)
Jarvenin Precipitation and crystallization processes
US3836625A (en) Reprocessing of spent nuclear fuel
RU2639884C1 (ru) Способ извлечения палладия из высокоактивного рафината экстракционного цикла переработки отработавшего ядерного топлива (варианты)
Delegard et al. Precipitation and crystallization processes in reprocessing, plutonium separation, purification, and finishing, chemical recovery, and waste treatment
Lloyd An Anion Exchange Process for Americium–Curium Recovery from Plutonium Process Waste
US2917359A (en) Separation of fission product values from hexavalent plutonium by carrier precipitation
Govindan et al. Purification of 233U from thorium and iron in the reprocessing of irradiated thorium oxide rods
Alfredson Australian experience in the production of yellow cake and uranium fluorides
Nakahara et al. Behavior of actinide elements and fission products in recovery of uranyl nitrate hexahydrate crystal by cooling crystallization method
Goletskii et al. Development and trials of a process for extraction recovery of 99 Mo for medical purposes from dissolved irradiated uranium targets
RU2638543C1 (ru) Способ получения смешанного уран-плутониевого оксида
Ketzinel et al. Research on uranium recovery from phosphoric acid in Israel: Progress and prospects
Moyer et al. 1Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN, USA; 2Pacific Northwest National Laboratory, Richland, WA, USA; 3Idaho National Laboratory, Idaho Falls, ID, USA