WO2012144933A1 - Способ переработки облученного ядерного топлива - Google Patents

Способ переработки облученного ядерного топлива Download PDF

Info

Publication number
WO2012144933A1
WO2012144933A1 PCT/RU2012/000161 RU2012000161W WO2012144933A1 WO 2012144933 A1 WO2012144933 A1 WO 2012144933A1 RU 2012000161 W RU2012000161 W RU 2012000161W WO 2012144933 A1 WO2012144933 A1 WO 2012144933A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
temperature
carried out
stages
gas
snf
Prior art date
Application number
PCT/RU2012/000161
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
Пётр Михайлович ГАВРИЛОВ
Евгений Георгиевич КУДРЯВЦЕВ
Юрий Александрович РЕВЕНКО
Игорь Александрович МЕРКУЛОВ
Владимир Викторович БОНДИН
Владимир Иванович ВОЛК
Сергей Иванович БЫЧКОВ
Владимир Николаевич АЛЕКСЕЕНКО
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 EP20120774058 priority Critical patent/EP2701158B1/en
Priority to US14/000,490 priority patent/US9147502B2/en
Publication of WO2012144933A1 publication Critical patent/WO2012144933A1/ru

Links

Classifications

    • 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
    • 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
    • G21C19/48—Non-aqueous processes
    • 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
    • G21F9/02—Treating gases
    • 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
    • G21F9/30—Processing
    • G21F9/32—Processing by incineration
    • 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
    • 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

Definitions

  • the invention relates to methods for processing irradiated nuclear fuel (SNF) in order to isolate and localize tritium, which is a beta-active emitting nuclide, in head operations for reprocessing SNF and can be used in nuclear energy for reprocessing SNF from nuclear reactors.
  • SNF irradiated nuclear fuel
  • the required degree of tritium removal (not less than 99%) when purging with a helium or hydrogen reactor with ground fuel element fragments is achieved by prolonged heating of the reaction mixture for 24 hours at a temperature of at least 1000 ° C.
  • This creates additional problems with the manufacture of the reactor and the handling of fission products, the compounds of which begin to evaporate at high temperature (cesium, silver, ruthenium, iodine, technetium, antimony, etc.) and condense in various places of the equipment. And this, in turn, requires periodic liquid deactivation of the installation, which results in the formation of additional highly active LRW. With this high-temperature processing increases the amount (up to 1.5%) of plutonium insoluble in nitric acid.
  • this method is the closest to the claimed method and is selected as a prototype.
  • the disadvantage of the prototype is the insufficient degree of removal of tritium from SNF and increased sublimation of cesium, which creates additional problems with the decontamination of equipment and the redistribution of highly active fission products according to the technological stages of SNF processing.
  • the aim of the present invention is to increase the degree of extraction of tritium from the fuel composition, reducing the degree of sublimation of cesium compounds when using air with the addition of carbon dioxide and water vapor.
  • the treatment is carried out in an oxidizing atmosphere in two stages, the first of which is carried out at a temperature of 400 ⁇ -650 ° C in an air environment additionally containing carbon dioxide in an amount of 1-I% vol. during 60 + 360 minutes, the second is carried out at a temperature of 350 450 ° C in an air or oxygen-enriched medium containing water vapor in an amount corresponding to the dew point of a gas-vapor mixture at a temperature of 30 + 40 ° C for 30 + 120 minutes; while both stages are carried out with constant or periodic mechanical activation of the reaction mass.
  • the gas flow rate at each stage corresponds to 10 + 50 complete exchanges of the volume of the reaction chamber per hour.
  • the gas stream is heated to the temperature of the chamber’s internal volume before entering the reaction chamber, i.e. up to 400 + 650 ° ⁇ - at the first stage, and up to 350 + 450 ° ⁇ - at the second stage, respectively.
  • the technical result achieved with this is that the degree of distillation of tritium is at least 99.9%, while reducing the entrainment of cesium with gaseous products of voloxidation.
  • voloxidation regimes of irradiated fuel were checked using fragments of fuel elements (fuel elements) 32 mm long VVER-1000 SFAs of the Balakovo NPP with a burnup of 53 GW days / t of uranium after 14 years of exposure.
  • the degree of voloxidation was determined by the gravimetric method, determining the mass of the destroyed fuel.
  • the determination of tritium was carried out using an SKS-07P-B 1 1 liquid scintillation complex.
  • the second stage was carried out at a temperature of 350 + 450 ° ⁇ in an oxygen-enriched medium containing water vapor in quantity ve corresponding dew point vapor mixture at a temperature of 30 + 40 ° C for 90 minutes in the second stage steam-gas mixture is preheated before entering the reaction chamber up to 350 + 450 of ° C.
  • the gas flow rate at each stage was supported by about 30 complete exchanges of the volume of the reaction chamber per hour.
  • the degree of voloxidation of the fuel composition in both experiments was 99%.
  • the degree of tritium extraction from SNF and cesium ablation in experiment 2 were 99.97% and less than 0.1%, respectively, and in experiment 1 these values were 98% and 1.5%, respectively.

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Environmental & Geological Engineering (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Изобретение относится к способам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) с целью выделения и локализации трития и может быть использовано в атомной промышленности при переработке ОЯТ. Способ заключается в температурной окислительной обработке ОЯТ из диоксида урана, включающий разделку тепловыделяющих элементов на фрагменты, окислительную обработку фрагментов газовоздушной смесью в две стадии: на первой смесью воздуха и диоксида углерода температуре 400-650 °С, на второй - паровоздушной смесью при температуре 350÷450 °С. Обе стадии осуществляют при постоянной или периодической механоактивации реакционной массы. При волоксидации поддерживают расход газовой среды 10÷50 полным обменам объёма реакционной камеры в час и газовый поток перед вводом в реакционную камеру подогревают до температуры камеры.

Description

СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОБЛУЧЕННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА
Изобретение относится к способам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) с целью выделения и локализации трития, являющегося бета- активным излучающим нуклидом, на головных операциях переработки ОЯТ и может быть использовано в атомной энергетике при переработке ОЯТ ядерных реакторов.
В настоящее время самым распространенным методом переработки ОЯТ является водно-экстракционная технология. Если целенаправленно не выделять тритий на начальной стадии переработки ОЯТ перед его растворением, тритий распределяется практически по всем водным технологическим продуктам схемы. Это в значительной степени усложняет переработку жидких радиоактивных отходов (ЖРО) и приводит к увеличению их объемов.
Известны способы предварительного (перед растворением ОЯТ) удаления газообразных и летучих продуктов деления в самом начале технологической схемы переработки ОЯТ на операции вскрытия и волоксидации путем окислительной обработки (в потоке кислорода или воздуха) топлива при высоких температурах (Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС.-М: Энергоатомиздат, 1983.- с.185) или продувкой инертным газом (гелием) и водородом (Trans. Amer. Nucl. Soc. 1981, vol. 39, p.419-421, Radiochimica, 1981, vol. 29, JYS I, p. 153-157) при температурах до 1500°C.
Требуемая степень удаления трития (не менее 99%) при продувке гелием или водородом реактора с измельченными фрагментами твэлов достигается при длительном нагреве реакционной смеси в течение 24 часов при температуре не менее 1000°С. Это создает дополнительные проблемы с изготовлением реактора и обращением с продуктами деления, соединения которых начинают испаряться при высокой температуре (цезий, серебро, рутений, иод, технеций, сурьма и др.) и конденсироваться в различных местах оборудования. А это, в свою очередь, требует проведения периодической жидкостной дезактивации установки, в результате которой образуется дополнительные высокоактивные ЖРО. При данной высокотемпературной обработке увеличивается количество (до 1,5%) нерастворимого в азотной кислоте плутония.
При окислительной обработке ОЯТ на основе диоксида урана при нагревании происходит ряд фазовых переходов оксидов урана:
UO2^UO2+x^U4O9->U3O7->U3O8.
Так как тип кристаллической решетки у различных оксидов разный, то в сочетании с механическим воздействием на топливную композицию происходит разрушение топливных таблеток до мелкодисперсного состояния 1-10 мкм, что создает благоприятные условия для выхода летучих и газообразных продуктов деления (Агеенков А. Т., Бибиков С.Е., Валуев Е.М. и др. // Атомная энергия. - 1973. - Т.35, вып. 5. - с. 323-325).
Известен способ высокотемпературной окислительной обработки фрагментов с ОЯТ при температуре от 480 до 600°С в присутствии воздуха или кислорода. При этом степень удаления трития из ОЯТ составляет 99 %. (G.D: DelCui, R.D.Hunt, J.A.Jonson and other. Advanced head end for the treatment of LWR fuel. OECD Nuclear Energy Agency. 11- th Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation Hyatt at Fisherman's Wharf, San Francisco, California, 1-5 November 2010).
По технической сущности и достигаемому положительному эффекту этот способ является наиболее близким к заявляемому способу и выбран в качестве прототипа.
Недостаток прототипа заключается в недостаточной степени удаления трития из ОЯТ и повышенной возгонке цезия, что создает дополнительные проблемы с дезактивацией оборудования и перераспределением высокоактивных продуктов деления по технологическим стадиям переработки ОЯТ.
Целью настоящего изобретения является увеличение степени извлечения трития из топливной композиции, снижение степени возгонки соединений цезия при использовании воздуха с добавками углекислого газа и паров воды.
Поставленная задача достигается тем, что в заявляемом способе переработки ОЯТ обработку проводят в окислительной атмосфере в две стадии, первую из которых проводят при температуре 400^-650 °С в воздушной среде, дополнительно содержащей углекислый газ в количестве 1-И % об. в течение 60+360 минут, вторую проводят при температуре 350 450 °С в воздушной или обогащенной по кислороду среде, содержащей водяной пар в количестве, соответствующему точке росы парогазовой смеси при температуре 30+40 °С в течение 30+120 минут; при этом обе стадии проводят при постоянной или периодической механоактивации реакционной массы. Расход газового потока на каждой стадии соответствует 10+50 полным обменам объема реакционной камеры в час. Для уменьшения общей продолжительности обработки и достижения требуемой степени волоксидации ОЯТ газовый поток перед входом в реакционную камеру подогревается до температуры внутреннего объема камеры, т.е. до 400+650 °С - на первой стадии, и до 350+450 °С - на второй стадии соответственно.
Достигаемый при этом технический результат заключается в том, что степень отгонки трития составляет не менее 99,9 %, при снижении уноса цезия с газообразными продуктами волоксидации.
Пример осуществления способа.
Проверку режимов волоксидации облученного топлива проводили с использованием фрагментов тепловыделяющих элементов (твэлов) длиной 32 мм ОТВС ВВЭР-1000 Балаковской АЭС с выгоранием 53 ГВт сут/т урана после 14 - летней выдержки. Степень волоксидации определяли весовым методом, определяя массу разрушенного топлива. Определение трития выполняли с использованием жидко-сцинтилляционного комплекса СКС-07П-Б 1 1.
Для сравнения прототипа и заявленного способа проведено два опыта при одинаковой продолжительности волоксидации в течение 390 мин. В первом опыте волоксидацию фрагментов твэлов проводили в атмосфере воздуха при температуре 550 ± 50 °С, частоте встряхивания держателя образцов 60 мин"1. Во втором - обработку проводили в две стадии, первая из которых производилась при температуре 550 ± 50 °С в воздушной среде, дополнительно содержащей углекислый газ в количестве 1+4 % об. в течение 300 минут, при предварительном подогреве смеси воздуха и углекислого газа до 550 ± 50 °С, вторая стадия проводилась при температуре 350+450 °С в обогащенной по кислороду среде, содержащей водяной пар в количестве, соответствующем точке росы парогазовой смеси при температуре 30+40 °С в течение 90 минут, на второй стадии парогазовую смесь подогревали перед вводом в реакционную камеру до 350+450 з °C. Расход газового потока на каждой стадии поддерживали около 30 полных обменов объема реакционной камеры в час.
Степень волоксидации топливной композиции в обоих опытах составила 99%. Степень извлечения трития из ОЯТ и унос цезия в опыте 2 составили 99,97 % и менее 0,1 % соответственно, а в опыте 1 эти значения составляют 98 % и 1,5 % соответственно.

Claims

ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ
1. Способ окислительной обработки отработавшего ядерного топлива (волоксидации ОЯТ) из диоксида урана, включающий термическую обработку фрагментов ОЯТ в окислительной атмосфере, отличающийся тем, что обработку проводят в две стадии: первую проводят при температуре 40С 650 °С в воздушной среде, дополнительно содержащей углекислый газ в количестве 1-М- % об. в течении 6СН-360 минут, вторую проводят при температуре 35СН-450 °С в воздушной или обогащенной по кислороду среде, содержащей водяной пар в количестве, соответствующем точке росы парогазовой смеси при температуре 3(Н40 °С в течение 30^120 минут, при этом обе стадии проводятся при постоянной или периодической механоактивации реакционной массы.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что расход газового потока на каждой из стадий соответствует 1(Н50 полным обменам объёма реакционной камеры в час.
3. Способ по п. 1,2, отличающийся тем, что газовый поток перед входом в реакционную камеру подогревается до температуры внутреннего объёма камеры.
PCT/RU2012/000161 2011-04-20 2012-03-05 Способ переработки облученного ядерного топлива WO2012144933A1 (ru)

Priority Applications (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
EP20120774058 EP2701158B1 (en) 2011-04-20 2012-03-05 Method for reprocessing irradiated nuclear fuel
US14/000,490 US9147502B2 (en) 2011-04-20 2012-03-05 Method of recycling spent nuclear fuel

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2011115665 2011-04-20
RU2011115665/07A RU2459299C1 (ru) 2011-04-20 2011-04-20 Способ переработки облученного ядерного топлива

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2012144933A1 true WO2012144933A1 (ru) 2012-10-26

Family

ID=46936811

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2012/000161 WO2012144933A1 (ru) 2011-04-20 2012-03-05 Способ переработки облученного ядерного топлива

Country Status (3)

Country Link
EP (1) EP2701158B1 (ru)
RU (1) RU2459299C1 (ru)
WO (1) WO2012144933A1 (ru)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9147502B2 (en) 2011-04-20 2015-09-29 Federal Initary Enterprise “Mining and Chemical Combine” Method of recycling spent nuclear fuel
RU2591215C1 (ru) * 2015-05-06 2016-07-20 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Российский химико-технологический университет имени Д.И. Менделеева" (РХТУ им. Д.И. Менделеева) Способ переработки облученного ядерного топлива

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2579753C1 (ru) * 2015-01-12 2016-04-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") Способ переработки облученного ядерного топлива
RU2619583C1 (ru) * 2016-09-01 2017-05-17 Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Горно - Химический Комбинат" (Фгуп "Гхк") Способ окислительной обработки (волоксидации) облученного ядерного топлива
RU2716137C1 (ru) * 2019-10-18 2020-03-06 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") Установка для волоксидации отработавшего ядерного топлива

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2303303C1 (ru) * 2005-11-15 2007-07-20 Федеральное государственное унитарное предприятие Научно-исследовательский Институт Научно-производственное объединение "Луч" (ФГУП НИИ НПО "Луч") Способ переработки облученного ядерного топлива

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5202100A (en) * 1991-11-07 1993-04-13 Molten Metal Technology, Inc. Method for reducing volume of a radioactive composition
RU2122250C1 (ru) * 1994-11-15 1998-11-20 Товарищество с ограниченной ответственностью Инновационно-технологический центр "ЭЛЛОЙ" Способ обработки содержащих радионуклиды урана и тория металлических материалов
US6635232B1 (en) * 1999-05-13 2003-10-21 Kabushiki Kaisha Toshiba Method of chemically decontaminating components of radioactive material handling facility and system for carrying out the same
RU2268515C1 (ru) * 2004-05-11 2006-01-20 Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" Способ переработки металлических отходов, содержащих радионуклиды

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2303303C1 (ru) * 2005-11-15 2007-07-20 Федеральное государственное унитарное предприятие Научно-исследовательский Институт Научно-производственное объединение "Луч" (ФГУП НИИ НПО "Луч") Способ переработки облученного ядерного топлива

Non-Patent Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
A.T. AGHEYENKOV; S.E. BIBIKOV; E.M. VALUYEV ET AL., ATOMIC ENERGY, vol. 35, no. 5, 1973, pages 323 - 325
B.R.WESTPHAL ET AL.: "Effect of Process Variables During the Head-End Treatment of Spent Oxide Fuel.", IDAHO NATIONAL LABORATORY. INL/CON-06-11605, 2006, XP055109038, Retrieved from the Internet <URL:http:www.inl.gov/technicalpublications/Documents/3867729.pdi> *
ENERGOATOMIZDAT, 1983, pages 185
G.D. DELCUL ET AL.: "Advanced head end for the treatment of used LWR fuel. OECD Nuclear Energy Agency.", 11TH INFORMATION EXCHANGE MEETING ON ACTINIDE AND FISSION PRODUCT PARTITIONING AND TRANSMUTATION., 1 November 2010 (2010-11-01), SAN FRANCISCO, CALIFORNIA, pages 2, XP055109017, Retrieved from the Internet <URL:http://www.oecd-nea.org/pt/iempt11/documents/IV-6_OECDNov2011FR.pdf> *
G.D. DELCUL ET AL.: "Advanced head end for the treatment of used LWR fuel.", OECD NUCLEAR ENERGY AGENCY, LLTH INFORMATION EXCHANGE MEETING ON ACTINIDE AND FISSION PRODUCT PARTITIONING AND TRANSMUTATION, HYATT AT FISHERMAN'S WHARF, 1 November 2010 (2010-11-01)
RADIOCHIMICA, vol. 29, no. JV21, 1981, pages 153 - 157
See also references of EP2701158A4 *
T.R. THOMAS.: "AIROX Nuclear Fuel Recycling and Waste Management.", GLOBAL 93, 12 September 1993 (1993-09-12), SEATTLE, WASHINGTON US, pages 722 - 728, XP008168709, Retrieved from the Internet <URL:http://www.osti.gov/energycitations/servlets/purl/10163654-6kPW7W/10163654.pdf> *
TRANS. AMER. NUCL. SOC., vol. 39, 1981, pages 419 - 421

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9147502B2 (en) 2011-04-20 2015-09-29 Federal Initary Enterprise “Mining and Chemical Combine” Method of recycling spent nuclear fuel
RU2591215C1 (ru) * 2015-05-06 2016-07-20 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Российский химико-технологический университет имени Д.И. Менделеева" (РХТУ им. Д.И. Менделеева) Способ переработки облученного ядерного топлива

Also Published As

Publication number Publication date
EP2701158A4 (en) 2014-05-21
RU2459299C1 (ru) 2012-08-20
EP2701158A1 (en) 2014-02-26
EP2701158B1 (en) 2015-03-04

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CA2801408C (en) Methods and apparatus for selective gaseous extraction of molybdenum-99 and other fission product radioisotopes
Baisden et al. Nuclear waste management and the nuclear fuel cycle
RU2459299C1 (ru) Способ переработки облученного ядерного топлива
Shadrin et al. Hydrometallurgical reprocessing of BREST-OD-300 mixed uranium-plutonium nuclear fuel
Chmielewski et al. Radiation chemistry for modern nuclear energy development
TW201106378A (en) Burnable poison materials and apparatuses for nuclear reactors and methods of using the same
Sameh Production Cycle for Large Scale Fission Mo‐99 Separation by the Processing of Irradiated LEU Uranium Silicide Fuel Element Targets
Vandegrift et al. Lab-scale demonstration of the UREX+ process
US3119658A (en) Aluminum cladding dissolution
Jones Tritium issues in commercial pressurized water reactors
Uribe Protactinium presents a challenge for safeguarding thorium reactors.
Jubin Spent fuel reprocessing
RU2591215C1 (ru) Способ переработки облученного ядерного топлива
Bisplinghoff et al. Radiochemical characterisation of graphite from Juelich experimental reactor (AVR)
RU2579753C1 (ru) Способ переработки облученного ядерного топлива
US9147502B2 (en) Method of recycling spent nuclear fuel
Bresee et al. Chemical Pre-Treatment of used Fuel for Long–Term Storagea
JP2023119380A (ja) 高レベル放射性廃棄物の処分負荷低減方法、及び高速炉の燃料
Amaya et al. Purification of lead-bismut eutectic used in accelerator driven systems—9411
Kitabata et al. Tritium handling experience in 165MWe power generating station, Fugen
Kumar et al. IRRADIATED THORIA-BASED FUEL
Shin et al. Trapping technology for gaseous fission products from voloxidation process
Taylor A survey of methods for separating and immobilizing Krypton-85 arising from a nuclear fuel reprocessing plant
Thomas SOME FUNDAMENTAL PROBLEMS IN FIXATION OF RADIOISOTOPES IN SOLIDS
McKee Implementation of vented fuel assemblies in the supercritical CO₂-cooled fast reactor

Legal Events

Date Code Title Description
121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 12774058

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 14000490

Country of ref document: US

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2012774058

Country of ref document: EP