RU2755814C1 - Composition for conversion of solid forms of actinoids and rare earth elements into a soluble form - Google Patents

Composition for conversion of solid forms of actinoids and rare earth elements into a soluble form Download PDF

Info

Publication number
RU2755814C1
RU2755814C1 RU2020126927A RU2020126927A RU2755814C1 RU 2755814 C1 RU2755814 C1 RU 2755814C1 RU 2020126927 A RU2020126927 A RU 2020126927A RU 2020126927 A RU2020126927 A RU 2020126927A RU 2755814 C1 RU2755814 C1 RU 2755814C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
composition
nitric acid
solvent
extraction
rare earth
Prior art date
Application number
RU2020126927A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Андрей Анатольевич Мурзин
Надежда Валентиновна Рябкова
Елена Андреевна Камаева
Леонид Владиленович Красников
Александр Анатольевич Жеребцов
Андрей Юрьевич Шадрин
Original Assignee
Акционерное общество «Прорыв»
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Акционерное общество «Прорыв» filed Critical Акционерное общество «Прорыв»
Priority to RU2020126927A priority Critical patent/RU2755814C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2755814C1 publication Critical patent/RU2755814C1/en

Links

Classifications

    • B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01—PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01D—SEPARATION
    • B01D11/00—Solvent extraction
    • B01D11/04—Solvent extraction of solutions which are liquid
    • 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
    • G21F9/28—Treating solids

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Extraction Or Liquid Replacement (AREA)

Abstract

FIELD: radiochemistry.SUBSTANCE: invention relates to the field of radiochemical technology and can be used in production of uranium-plutonium fuel compositions for returning actinides to production, for deactivation of radiochemical equipment and materials, and for extraction of actinoids from solid radioactive waste. A composition saturated with nitric acid, consisting of a solvent, a complexing agent, and an activator is proposed to be used in the invention. Use of, e.g., freon as a solvent, trialkylphosphine oxide compounds as a complexing agent, and Ce(IV) salts as an activator are proposed.EFFECT: invention allows for substantial reduction in the volume of liquid waste from the corresponding manufacturing facilities.3 cl

Description

Изобретение относится к области радиохимической технологии и может быть использовано в производстве уран-плутониевых топливных композиций для возврата актинидов в производство, и для дезактивации радиохимического оборудования и материалов, и извлечения актиноидов из твердых радиоактивных отходов.The invention relates to the field of radiochemical technology and can be used in the production of uranium-plutonium fuel compositions for the return of actinides to production, and for the decontamination of radiochemical equipment and materials, and the extraction of actinides from solid radioactive waste.

Одним из основных этапов радиохимических технологий, в том числе и при обращении с твердыми радиоактивными отходами (ТРО) и дезактивации оборудования и материалов, является перевод оксидов урана, трансурановых элементов и редкоземельных элементов (РЗЭ) в растворимые формы. В подавляющем большинстве случаев такой перевод осуществляется в водных средах, что приводит к большим объемам ЖРО и, следовательно, к значительным затратам на обращение с ними.One of the main stages of radiochemical technologies, including the handling of solid radioactive waste (SRW) and the decontamination of equipment and materials, is the conversion of uranium oxides, transuranic elements and rare earth elements (REE) into soluble forms. In the overwhelming majority of cases, such transfer is carried out in aqueous media, which leads to large volumes of LRW and, consequently, to significant costs of handling them.

Известен способ переработки облученного ядерного топлива с помощью раствора трибутилфосфата (ТБФ), насыщенного азотной кислотой, в среде сверхкритического диоксида углерода [T.Shimada, S.Oguno, N.Ishihara, Y.Kosaka, Y.Mori A study on the technique of spent fuel reprocessing with supercritical fluid direct extraction method (Suprer DIREX method) // J. Of Nucl.Science and Techn., Suppl.3, p.757-760(2002)]. По этому способу облученное топливо обрабатывается раствором ТБФ, насыщенного азотной кислотой, в среде сверхкритического диоксида углерода. При этом двуокись урана растворяется, вступает в реакцию с азотной кислотой, и образуется нитрат уранила, который, в свою очередь, экстрагируется трибутилфосфатом в среде диоксида углерода. Таким образом, процесс растворения и экстракции осуществляется одновременно. Металлы реэкстрагируются из органической фазы по существующей водной схеме. A known method of processing irradiated nuclear fuel using a solution of tributyl phosphate (TBP) saturated with nitric acid in an environment of supercritical carbon dioxide [T. Shimada, S. Oguno, N. Ishihara, Y. Kosaka, Y. Mori A study on the technique of spent fuel reprocessing with supercritical fluid direct extraction method (Suprer DIREX method) // J. Of Nucl. Science and Techn., Suppl. 3, p. 757-760 (2002)]. According to this method, the irradiated fuel is treated with a solution of TBP saturated with nitric acid in an environment of supercritical carbon dioxide. In this case, uranium dioxide dissolves, reacts with nitric acid, and uranyl nitrate is formed, which, in turn, is extracted with tributyl phosphate in a carbon dioxide medium. Thus, the process of dissolution and extraction is carried out simultaneously. Metals are reextracted from the organic phase according to the existing aqueous scheme.

Недостатками такого способа являются: невысокая степень извлечения урана из U3O8 (~16%), необходимость отдельной операции по извлечению трансурановых и редкоземельных элементов, что осложняет его применение.The disadvantages of this method are: the low degree of extraction of uranium from U 3 O 8 (~ 16%), the need for a separate operation to extract transuranium and rare earth elements, which complicates its application.

В соответствии с патентом [Романовский В.Н., Ревенко Ю.А., Кудрявцев Е.Г., «Экстракционная смесь для сверхкритической экстракции окислов актинидов», Патент RU 2295788 C1] экстракционная смесь, состоящая из β-дикетона и дополнительного комплексона в растворителе, где в качестве растворителя применяется жидкий растворитель или сверхкритический флюид, используется для экстракции окислов актинидов. Этот патент наиболее близок к заявляемому и выбран в качестве прототипа. К недостаткам прототипа следует отнести, в первую очередь, неэкстрагируемость указанной смесью плутония из двуокиси, не включенной в твердый раствор на основе двуокиси урана, (см. пример 6 прототипа), что существенно ограничивает применимость экстракционной смеси, например, для дезактивации материалов и оборудования. Кроме того, регенерация экстрагента требует проведения отдельных энерго- и оборудованиеёмких операций.In accordance with the patent [Romanovsky V.N., Revenko Yu.A., Kudryavtsev E.G., "Extraction mixture for supercritical extraction of actinide oxides", Patent RU 2295788 C1], an extraction mixture consisting of β-diketone and an additional complexone in solvent, where a liquid solvent or supercritical fluid is used as a solvent, is used for the extraction of actinide oxides. This patent is the closest to the claimed one and is chosen as a prototype. The disadvantages of the prototype include, first of all, the non-extractability of the specified mixture of plutonium from dioxide not included in the solid solution based on uranium dioxide (see example 6 of the prototype), which significantly limits the applicability of the extraction mixture, for example, for the decontamination of materials and equipment. In addition, the regeneration of the extractant requires separate energy- and equipment-intensive operations.

Техническая проблема, на решение которой направлено предлагаемое изобретение заключается в создании композиции для перевода твердых форм актиноидов и редкоземельных элементов в растворимую форму, позволяющего, в том числе, переводить плутоний в растворимую форму и регенерировать эту композицию без проведения отдельных энерго- и оборудованиеёмких операций.The technical problem to be solved by the present invention is to create a composition for converting solid forms of actinides and rare earth elements into a soluble form, which, inter alia, allows converting plutonium into a soluble form and regenerating this composition without performing separate energy and equipment-intensive operations.

Для решения поставленной задачи предложена композиция для перевода твердых форм актиноидов и редкоземельных элементов в растворимую форму, которая состоит из растворителя, комплексообразующего соединения и дополнительно содержит активатор в виде соли Ce(IV), в качестве комплексообразующего соединения композиция содержит фосфорорганические экстрагенты и насыщена азотной кислотой.To solve this problem, a composition is proposed for converting solid forms of actinides and rare earth elements into a soluble form, which consists of a solvent, a complexing compound and additionally contains an activator in the form of a Ce (IV) salt, as a complexing compound, the composition contains organophosphorus extractants and is saturated with nitric acid.

В качестве растворителя для предлагаемой композиции применяются радиационно устойчивые и пожаробезопасные растворители, например, сжиженный или сверхкритический фреон. В качестве комплексообразующего соединения используются триоктилфосфиноксид (ТОФО) или разнорадикальный фосфиноксид (ФОР).As a solvent for the proposed composition, radiation-resistant and fireproof solvents are used, for example, liquefied or supercritical freon. Trioctylphosphine oxide (TOPO) or heteroradical phosphine oxide (FOR) are used as a complexing compound.

Для перевода оксидов актинидов и РЗЭ предлагается применять обработку материалов, их содержащих, специальной композицией подобранной таким образом, чтобы обеспечить быстрое и полное растворение не только оксидов урана, но и оксидов других актинидов и РЗЭ. Для растворения оксидов металлов композиция насыщается азотной кислотой, а для перевода плутония в растворимую форму добавляется соль Ce(IV). За счет таких добавок все оксиды переводятся в нитраты. Для насыщения раствора азотной кислотой и перевода в раствор получающихся нитратов металлов в состав композиции включается комплексообразователь с высокой экстракционной способностью. Металлы из полученного раствора (экстракта) могут извлекаться любым подходящим способом. Например, в случае необходимости возврата извлеченных металлов в обращение, реэкстракцией в водные растворы. Для, например, перевода в ТРО при дезактивации - с помощью твердофазной реэкстракции. Для регенерации композиции после реэкстракции металлов в неё добавляется соль Ce(IV) и проводится насыщение азотной кислотой. Такая регенерация может осуществляться непосредственно в экстракционной ячейке.To convert the oxides of actinides and REEs, it is proposed to use the processing of materials containing them with a special composition selected in such a way as to ensure the rapid and complete dissolution of not only uranium oxides, but also oxides of other actinides and REEs. To dissolve metal oxides, the composition is saturated with nitric acid, and the Ce (IV) salt is added to convert plutonium into a soluble form. Due to such additives, all oxides are converted to nitrates. To saturate the solution with nitric acid and transfer the resulting metal nitrates into the solution, a complexing agent with a high extraction ability is included in the composition. Metals from the resulting solution (extract) can be recovered in any suitable way. For example, if it is necessary to return the recovered metals into circulation, by re-extraction into aqueous solutions. For, for example, conversion into SRW during decontamination - using solid-phase stripping. For the regeneration of the composition after the re-extraction of metals, the Ce (IV) salt is added to it and saturation with nitric acid is carried out. This regeneration can be carried out directly in the extraction cell.

Следующие примеры иллюстрируют возможности применения заявляемой композиции.The following examples illustrate the possibilities of using the claimed composition.

Пример 1:Example 1:

На поверхность мишени из нержавеющей стали площадью 3 см2 наносили раствор нитрата уранила. Мишень сушили под ИК-лампой и прокаливали в токе водорода при температуре 800°С, получая на мишени пятно диоксида урана с массой урана 1 мг. Раствор 10% разнорадикального фосфиноксида (ФОР) в хлороформе объемом 40 мл контактировали с раствором, содержащим 40 г/л церия в виде нитрата церия (IV) и 3 моль/л азотной кислоты объемом 40 мл. Насыщенную церием и азотной кислотой органическую фазу отделяли фугованием и приливали к мишени в полипропиленовой пробирке 30 мл органической фазы. После выдержки мишени в полученной композиции в течение 12 часов в растворе было обнаружено 91% урана от исходного.A solution of uranyl nitrate was applied to the surface of a stainless steel target with an area of 3 cm 2. The target was dried under an IR lamp and calcined in a stream of hydrogen at a temperature of 800 ° C, obtaining a spot of uranium dioxide on the target with a uranium mass of 1 mg. A solution of 10% different radical phosphine oxide (FOR) in chloroform with a volume of 40 ml was contacted with a solution containing 40 g / L of cerium in the form of cerium (IV) nitrate and 3 mol / L of nitric acid with a volume of 40 ml. The organic phase saturated with cerium and nitric acid was separated by centrifugation and poured onto the target in a polypropylene test tube of 30 ml of the organic phase. After keeping the target in the resulting composition for 12 hours, 91% of the original uranium was found in the solution.

Пример 2:Example 2:

На поверхность мишени из нержавеющей стали площадью 3 см2 наносили раствор нитрата плутония-239. Мишень сушили под ИК-лампой и прокаливали в токе водорода при температуре 800°С, получая на мишени пятно диоксида плутония. Через навеску ТОФО (триоктидфосфиноксид) в ячейке для флюидной экстракции пропускали поток жидкого фреона-134а под давлением 0,8 МПа. Полученный раствор пропускали через раствор, содержащим 40 г/л церия в виде нитрата церия (IV) и 3 моль/л азотной кислоты объемом 40 мл. Насыщенную церием и азотной кислотой раствор ТОФО в фреоне закачивали в ячейку для флюидной экстракции, куда предварительно помещали мишень с диоксидом плутония. Через 12 часов выдержки ячейку промывали потоком чистого фреона, собирая экстракт в колбу с ацетоном. В собранном экстракте было обнаружено >95% от исходного плутония.A plutonium-239 nitrate solution was applied to the surface of a stainless steel target with an area of 3 cm 2. The target was dried under an IR lamp and calcined in a stream of hydrogen at a temperature of 800 ° C, obtaining a spot of plutonium dioxide on the target. A flow of liquid Freon-134a under a pressure of 0.8 MPa was passed through a sample of TOPO (triotide phosphine oxide) in a fluid extraction cell. The resulting solution was passed through a solution containing 40 g / L of cerium in the form of cerium (IV) nitrate and 3 mol / L of nitric acid with a volume of 40 ml. A solution of TOPO saturated with cerium and nitric acid in freon was pumped into a cell for fluid extraction, where a target with plutonium dioxide was previously placed. After 12 hours of exposure, the cell was washed with a stream of pure freon, collecting the extract in a flask with acetone. The collected extract was found to contain> 95% of the original plutonium.

Пример 3:Example 3:

На поверхность мишени из нержавеющей стали площадью 3 см2 наносили раствор нитрата плутония-239. Мишень сушили под ИК лампой и прокаливали на воздухе при температуре 800°С, получая на мишени пятно диоксида плутония площадью 1 см2 с массой плутония 1 мг. Через навеску ФОР в ячейке для флюидной экстракции пропускали поток жидкого фреона-134а под давлением 0,8 МПа, получая 10% раствор ФОР в фреоне. Полученный раствор пропускали через раствор, содержащий 40 г/л церия в виде нитрата церия (IV) и 3 моль/л азотной кислоты объемом 40 мл. Насыщенную церием и азотной кислотой раствор ФОР в фреоне закачивали в ячейку для флюидной экстракции, куда предварительно помещали мишень с диоксидом плутония. Через 12 часов выдержки ячейку промывали потоком чистого фреона, собирая экстракт в колбу с ацетоном. На мишени осталось <2% плутония. A plutonium-239 nitrate solution was applied to the surface of a stainless steel target with an area of 3 cm 2. The target was dried under an IR lamp and calcined in air at a temperature of 800 ° C, obtaining on the target a spot of plutonium dioxide with an area of 1 cm 2 with a plutonium mass of 1 mg. A stream of liquid Freon-134a was passed through a sample of FOR in the cell for fluid extraction at a pressure of 0.8 MPa, obtaining a 10% solution of FOR in Freon. The resulting solution was passed through a solution containing 40 g / L of cerium in the form of cerium (IV) nitrate and 3 mol / L of nitric acid with a volume of 40 ml. A solution of FOR in freon saturated with cerium and nitric acid was pumped into a cell for fluid extraction, where a target with plutonium dioxide was previously placed. After 12 hours of exposure, the cell was washed with a stream of pure freon, collecting the extract in a flask with acetone. <2% plutonium remains on the target.

Пример 4:Example 4:

На поверхность мишени из нержавеющей стали площадью 3 см2 наносили раствор нитрата европия, меченного изотопом 152Eu. Мишень сушили под ИК лампой и прокаливали на воздухе при температуре 800°С, получая на мишени пятно оксида европия площадью 1 см2 с массой европия 2 мг. Через навеску ФОР в ячейке для флюидной экстракции пропускали сверхкритический фреон-134а под давлением 4 МПа и температурой 80°С, получая 10% раствор ФОР в сверхкритическом фреоне-134а. Полученный раствор пропускали через раствор, содержащий 40 г/л церия в виде сульфата церия (IV) и 4 моль/л азотной кислоты объемом 40 мл. Насыщенную церием и азотной кислотой композицию закачивали в ячейку для флюидной экстракции, куда предварительно помещали мишень с оксидом европия. Через 12 часов выдержки ячейку промывали потоком чистого фреона, собирая экстракт в колбу с ацетоном. На мишени осталось менее 1% европия. A solution of 152 Eu labeled europium nitrate was applied to the surface of a stainless steel target with an area of 3 cm 2. The target was dried under an IR lamp and calcined in air at a temperature of 800 ° C, obtaining a spot of europium oxide on the target with an area of 1 cm 2 with a mass of europium of 2 mg. Supercritical Freon-134a under a pressure of 4 MPa and a temperature of 80 ° C was passed through a sample of FOR in a cell for fluid extraction, obtaining a 10% solution of FOR in supercritical Freon-134a. The resulting solution was passed through a solution containing 40 g / L of cerium in the form of cerium (IV) sulfate and 4 mol / L of nitric acid with a volume of 40 ml. The composition saturated with cerium and nitric acid was pumped into a cell for fluid extraction, where a target with europium oxide was previously placed. After 12 hours of exposure, the cell was washed with a stream of pure freon, collecting the extract in a flask with acetone. Less than 1% europium remained on the target.

Claims (3)

1. Композиция для перевода твердых форм актиноидов и редкоземельных элементов в растворимую форму, состоящая из растворителя, комплексообразующего соединения, отличающаяся тем, что композиция дополнительно содержит активатор в виде соли Ce(IV), а в качестве комплексообразующего соединения содержит фосфорорганические экстрагенты и насыщена азотной кислотой.1. Composition for converting solid forms of actinides and rare earth elements into a soluble form, consisting of a solvent, a complexing compound, characterized in that the composition additionally contains an activator in the form of a Ce (IV) salt, and as a complexing compound it contains organophosphorus extractants and is saturated with nitric acid ... 2. Композиция по п. 1, отличающаяся тем, что в качестве растворителя содержит радиационно устойчивые и пожаробезопасные растворители, в том числе сжиженный или сверхкритический фреон.2. A composition according to claim 1, characterized in that it contains radiation-resistant and fire-safe solvents, including liquefied or supercritical freon, as a solvent. 3. Композиция по п. 1, отличающаяся тем, что в качестве комплексообразующего соединения содержит триоктилфосфиноксид или разнорадикальный фосфиноксид.3. A composition according to claim 1, characterized in that it contains trioctylphosphine oxide or a differently radical phosphine oxide as a complexing compound.
RU2020126927A 2020-08-12 2020-08-12 Composition for conversion of solid forms of actinoids and rare earth elements into a soluble form RU2755814C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2020126927A RU2755814C1 (en) 2020-08-12 2020-08-12 Composition for conversion of solid forms of actinoids and rare earth elements into a soluble form

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2020126927A RU2755814C1 (en) 2020-08-12 2020-08-12 Composition for conversion of solid forms of actinoids and rare earth elements into a soluble form

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2755814C1 true RU2755814C1 (en) 2021-09-21

Family

ID=77852096

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2020126927A RU2755814C1 (en) 2020-08-12 2020-08-12 Composition for conversion of solid forms of actinoids and rare earth elements into a soluble form

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2755814C1 (en)

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SU841140A1 (en) * 1980-02-07 1982-04-15 Предприятие П/Я Р-6575 Method of recovering actinides
RU2038308C1 (en) * 1991-01-02 1995-06-27 Научно-производственное объединение "Радиевый институт им.В.Г.Хлопина" Method of extraction of rare-earth and/or transplutonium elements from acid media
RU2295788C1 (en) * 2005-10-10 2007-03-20 Российская Федерация в лице Федерального агентства по атомной энергии Extraction mixture for supercritical extraction of actinide oxides
RU2366012C2 (en) * 2007-05-14 2009-08-27 Российская Федерация в лице Федерального агентства по атомной энергии Method of irradiated nuclear fuel treatment
CN101529528B (en) * 2006-10-23 2013-10-16 法国原子能委员会 Grouped separation of actinides from a highly acidic aqueous composition a solvating extractant in a salting medium

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SU841140A1 (en) * 1980-02-07 1982-04-15 Предприятие П/Я Р-6575 Method of recovering actinides
RU2038308C1 (en) * 1991-01-02 1995-06-27 Научно-производственное объединение "Радиевый институт им.В.Г.Хлопина" Method of extraction of rare-earth and/or transplutonium elements from acid media
RU2295788C1 (en) * 2005-10-10 2007-03-20 Российская Федерация в лице Федерального агентства по атомной энергии Extraction mixture for supercritical extraction of actinide oxides
CN101529528B (en) * 2006-10-23 2013-10-16 法国原子能委员会 Grouped separation of actinides from a highly acidic aqueous composition a solvating extractant in a salting medium
RU2366012C2 (en) * 2007-05-14 2009-08-27 Российская Федерация в лице Федерального агентства по атомной энергии Method of irradiated nuclear fuel treatment

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Madic et al. Separation of long-lived radionuclides from high active nuclear waste
Modolo et al. Minor actinide separations in the reprocessing of spent nuclear fuels: recent advances in Europe
JP2977744B2 (en) Separation method of trivalent actinides and rare earth elements
US8475747B1 (en) Processing fissile material mixtures containing zirconium and/or carbon
Magnusson et al. Investigation of the radiolytic stability of a CyMe4-BTBP based SANEX solvent
US5169609A (en) Combined transuranic-strontium extraction process
Vandegrift et al. Lab-scale demonstration of the UREX+ process
Nayak et al. Studies on the feasibility of using completely incinerable reagents for the single-cycle separation of americium (III) from simulated high-level liquid waste
RU2755814C1 (en) Composition for conversion of solid forms of actinoids and rare earth elements into a soluble form
Veselsky Problems in the determination of plutonium in bioassay and environmental analysis
Liljenzin et al. Reducing the long-term hazard of reactor waste through actinide removal and destruction in nuclear reactors
Tachimori et al. Extraction of some elements by mixture of DIDPA-TBP and its application to actinoid partitioning process
Trofimov et al. Dissolution and extraction of actinide oxides in supercritical carbon dioxide containing the complex of tri-n-butylphosphate with nitric acid
JP3889322B2 (en) Separation of americium and curium from heavy rare earth elements
Rao et al. Separation of low levels of actinides by selective oxidation/reduction and co-precipitation with neodymium fluoride
RU2366012C2 (en) Method of irradiated nuclear fuel treatment
RU2706212C1 (en) Method for selective extraction of radionuclides from radioactive nitrate solutions
JP4395589B2 (en) Method for selectively separating and recovering uranium (VI) present in aqueous solution with branched N, N-dialkylmonoamide
Courson et al. Separation of minor actinides from genuine HLLW using the DIAMEX process
JP2858640B2 (en) Reprocessing of spent nuclear fuel under mild conditions
Kubota et al. Development of the four group partitioning process at JAERI
Chmielewski Chemistry for the nuclear energy of the future
JP4036357B2 (en) Modification of actinide extraction solvents containing tridentate ligands
RU2274486C2 (en) Metal extraction process
Venkatesan et al. Advanced flow-sheet for partitioning of trivalent actinides from fast reactor high active waste