RU2249267C2 - Способ переработки облученного ядерного топлива (варианты) - Google Patents
Способ переработки облученного ядерного топлива (варианты) Download PDFInfo
- Publication number
- RU2249267C2 RU2249267C2 RU2003110243A RU2003110243A RU2249267C2 RU 2249267 C2 RU2249267 C2 RU 2249267C2 RU 2003110243 A RU2003110243 A RU 2003110243A RU 2003110243 A RU2003110243 A RU 2003110243A RU 2249267 C2 RU2249267 C2 RU 2249267C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- solution
- extraction
- nitric acid
- uranium
- extract
- Prior art date
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 19
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims abstract description 6
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 35
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 28
- 238000000605 extraction Methods 0.000 claims abstract description 20
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 15
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 14
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 13
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 claims abstract description 13
- 229910052781 Neptunium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 12
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 6
- STCOOQWBFONSKY-UHFFFAOYSA-N tributyl phosphate Chemical compound CCCCOP(=O)(OCCCC)OCCCC STCOOQWBFONSKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 4
- 229910052713 technetium Inorganic materials 0.000 claims description 10
- 238000012545 processing Methods 0.000 claims description 4
- 239000008139 complexing agent Substances 0.000 claims description 3
- 238000005406 washing Methods 0.000 claims description 3
- 238000000926 separation method Methods 0.000 abstract description 8
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 abstract description 5
- 239000000463 material Substances 0.000 abstract description 3
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 abstract description 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 2
- 229910052714 tellurium Inorganic materials 0.000 abstract 2
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 24
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 description 4
- RRUDCFGSUDOHDG-UHFFFAOYSA-N acetohydroxamic acid Chemical compound CC(O)=NO RRUDCFGSUDOHDG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 229960001171 acetohydroxamic acid Drugs 0.000 description 3
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 3
- 230000035755 proliferation Effects 0.000 description 3
- SHZGCJCMOBCMKK-KGJVWPDLSA-N beta-L-fucose Chemical compound C[C@@H]1O[C@H](O)[C@@H](O)[C@H](O)[C@@H]1O SHZGCJCMOBCMKK-KGJVWPDLSA-N 0.000 description 2
- 230000000155 isotopic effect Effects 0.000 description 2
- FAPWRFPIFSIZLT-UHFFFAOYSA-M Sodium chloride Chemical compound [Na+].[Cl-] FAPWRFPIFSIZLT-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 1
- PSPBAKLTRUOTFX-UHFFFAOYSA-N [O-2].[Pu+4].[U+6].[O-2].[O-2].[O-2].[O-2] Chemical compound [O-2].[Pu+4].[U+6].[O-2].[O-2].[O-2].[O-2] PSPBAKLTRUOTFX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000002253 acid Substances 0.000 description 1
- 239000008346 aqueous phase Substances 0.000 description 1
- 239000007864 aqueous solution Substances 0.000 description 1
- 239000003638 chemical reducing agent Substances 0.000 description 1
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 239000003085 diluting agent Substances 0.000 description 1
- 238000005194 fractionation Methods 0.000 description 1
- 238000012886 linear function Methods 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 239000011824 nuclear material Substances 0.000 description 1
- 239000012074 organic phase Substances 0.000 description 1
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 description 1
Classifications
-
- 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
Landscapes
- Extraction Or Liquid Replacement (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области обращения с отработавшим ядерным топливом. Сущность изобретения: способ переработки облученного ядерного топлива для получения совместного раствора U и Pu включает экстракцию U, Pu, Np, Tc из азотнокислого раствора 30% раствором трибутилфосфата и отделение Np и Tc. Последующую реэкстракцию Pu проводят раствором обедненного или регенерированного четырехвалентного урана. Раствор подают в среднюю часть блока реэкстракции Pu с расходом, обеспечивающим в реэкстракте весовое соотношение Pu:U=1:4. При этом одновременно подают в конец блока раствор 0,1-0,7 моль/л азотной кислоты с расходом, исключающим проскок U(IV) с экстрактом U(VI). Совместную реэкстракцию плутония и части урана также проводят раствором комплексообразователя, подаваемым с постоянным составом и расходом, обеспечивающим полную реэкстракцию плутония. При этом одновременно подают в конец блока раствор 0,1-0,7 моль/л азотной кислоты с расходом, обеспечивающим заданное поступление урана в смешанный реэкстракт. Преимущество изобретения заключается в обеспечении нераспространения делящихся материалов. 2 с.п. ф-лы., 2 табл., 1 ил.
Description
Изобретение относится к способам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) с обеспечением повторного использования регенерированных ядерных материалов в смешанном уран-плутониевом оксидном МОХ-топливе.
Известные способы получения МОХ-топлива включают получение отдельных фракций окиси плутония и обедненной по U235 окиси урана с дальнейшим смешением их [1]. Однако процессы, в которых присутствует выделение отдельной фракции окиси плутония, не могут считаться обеспечивающими принцип нераспространения делящихся материалов. Наилучшим образом принцип нераспространения обеспечивается при получении совместной композиции Рu и U в водном растворе и получении из него смеси оксидов.
Известен способ переработки ОЯТ [2], в котором из органического раствора, полученного в результате экстракции и содержащего U, Pu, Np и Тc, предлагается после отделения Np и Тс выделять совместно Pu и U в нужном соотношении с помощью АГК. Однако в данном способе не указаны пути реализации этого решения и поддержания заданного соотношения Pu и U при изменении их состава в узких пределах. Другим недостатком данного способа является невозможность включения в оборот обедненного урана. Данный способ является наиболее близким к заявленному способу.
Предлагаемым изобретением решается задача получения в процессе переработки ОЯТ совместных реэкстрактов урана и плутония заданного состава с использованием как обедненного, так и регенерированного урана, при соблюдении принципа нераспространения делящихся материалов.
Для получения водной композиции, имеющей весовое соотношение Pu:U=1:4, предлагается из органического раствора, полученного при переработке облученного ядерного топлива АЭС (ОЯТ АЭС) по схеме Пурекс-процесса и содержащего Pu, Np, Тc и U, характеристического изотопного состава, отделять Np и Тc и по первому варианту проводить реэкстракцию Pu раствором обедненного или регенерированного U(IV), подаваемым в среднюю часть блока реэкстракции Pu с расходом, обеспечивающим в реэкстракте соотношения Pu и U, равные 1:4, при одновременной подаче в конец блока 0,1-0,7 моль/л азотной кислоты с расходом, исключающим проскок U(IV) с экстрактом U(VI). Полученная водная композиция содержит Pu и U (обедненного состава). В ходе такой операции изотопный состав регенерированного урана меняется незначительно по количеству U235.
Согласно второму варианту изобретения для решения поставленной задачи предлагается из органического раствора после отделения Np и Тc совместно реэкстрагировать Pu и часть урана раствором комплексообразователя, подаваемым с постоянным составом и расходом, обеспечивающим полную реэкстракцию плутония при одновременной подаче в конец блока раствора 0,1-0,7 моль/л азотной кислоты, с расходом, обеспечивающим заданное поступление урана в смешанный реэкстракт, в отсутствии отмывки последнего от U(VI) оборотным экстрагентом. В качестве комплексообразователя возможно использование ацетогидроксамовой кислоты.
Объединение двух технических решений в одну заявку связано с тем, что два данных способа решают одну и ту же задачу принципиально одним и тем же путем, при этом обеспечивается получение одного и того же технического результата - получение совместного реэкстракта Рu и U с весовым соотношением 1:4. С другой стороны, разделение на варианты связано с тем, что в первом случае на получение композиции Pu-U привлекается уран, обедненный или регенерированный, а во втором случае берется уран из органического экстракта. Таким образом, оба варианта являются равноценными для решения задачи.
На чертеже приведена схема блока для получения совместного реэкстракта Рu и U. Блок состоит из 12 экстракционных ячеек, номера которых обозначены цифрами от 1 до 12. Стрелки представляют входящие и выходящие потоки, имеющие следующие обозначения: 1 - экстракт Рu и U, 2 - экстрагент, 3 - реэкстрагент Рu, 4 - промывной раствор, 5 - реэкстрагент Рu и U, 6 - экстракт U.
Способ осуществляется следующим образом. Исходный раствор состава: НNО3 - 3 моль/л, U - 250 г/л, Рu - 2,4 г/л, Np - 180 мг/л, Тс – 200 мг/л поступает на экстракцию 30% трибутилфосфатом в разбавителе; для окисления Np(IV) до Np(VI) используется раствор Cr(VI). После реэкстракции Тс раствором концентрированной НNO3 и Np раствором восстановителя экстракт Рu поступает в 3 ступень блока реэкстракции на восстановительную реэкстракцию Рu раствором U(IV), полученного из обедненного или регенерированного U с низким содержанием U(VI), который подается в 9 ступень реэкстракционного блока. В последнюю ступень блока подается раствор НNО3 заданной концентрации. Реэкстракт U(IV), Pu(III) обрабатывается на двух ступенях оборотным экстрагентом. После отделения Рu проводится реэкстракция U разбавленным раствором азотной кислоты.
Во втором варианте после отделения Np и Тc экстракт Рu и U поступает на реэкстракцию Рu азотнокислым раствором ацетогидроксамовой кислоты с постоянным расходом. Корректировка соотношения Pu:U, равного 1:4, осуществляется потоком азотной кислоты.
Пример 1 (1-й вариант).
Экстракт Pu и U, полученный при переработке ОЯТ, после отделения Np и Тc поступает в 3 ступень экстракционного блока на восстановительную реэкстракцию Рu раствором U(IV), который подается в 9 ступень реэкстракционного блока. Реэкстракт U(IV)-Pu(III) обрабатывается на 2 ступенях оборотным экстрагентом. Технологические показатели приведены в таблице 1. В результате проведенной операции получен реэкстракт, содержащий Рu и U в необходимом соотношении 1:4.
| Таблица 1 Технологические показатели процесса получения совместного реэкстракта Рu и обедненного U при соотношении 1:4 |
||||||
| № | Наименование потока | Расход, м3/т | Концентрация компонентов, г/л | |||
| НNО3 | U(VI) | U(IV) | Pu | |||
| 1 | Экстракт Pu, U | 15,0 | 6 | 66 | 0,64 | |
| 2 | Экстрагент | 2,0 | ||||
| 3 | Реэкстрагент Pu | 1,0 | 63 | 8 | 42 | |
| 4 | Промывной раствор | 0,5 | 13 | |||
| 5 | Реэкстракт Pu, U | 1,5 | 80 | <0,5 | 25,6 | 6,4 |
| 6 | Экстракт | 17 | <1 | 60 | 0,002 | |
Пример 2 (2-й вариант).
Экстракт Pu и U, полученный при переработке ОЯТ, после отделения Np и Тс поступает на реэкстракцию Pu азотнокислым раствором ацетогидроксамовой кислоты с постоянным расходом. Раствор реэкстрагента Pu подается в середину блока (по ходу экстрагента). Для корректировки содержания U в реэкстракте Pu в последнюю ступень блока подается раствор НNО3 заданной концентрации и расчетным соотношении потоков водной и органической фаз. Технологические показатели приведены в таблице 2. Изменение концентрации компонентов при сохранении заданного соотношения сказывается на практике линейной функцией расхода раствора кислоты. Полученный реэкстракт, содержащий Рu и U в соотношении 1:4, отвечает поставленной задаче.
| Таблица 2 Технологические показатели процесса получения совместного реэкстракта Рu и регенерированного U и при соотношении, равном 1:4. |
||||||
| № | Наименование | Расход, | Концентрация компонентов | |||
| потока | м3/т | НNО3 | U(VI) | U(IV) | Pu | |
| 1 | Экстракт Pu, U | 15,0 | 6 | 66 | 0,64 | |
| 2 | Экстрагент | не подается | ||||
| 3 | Реэкстрагент Pu | 0.5 | 13 | 45 | ||
| 4 | Промывной раствор | 1,15 | 13 | |||
| 5 | Реэкстракт Pu, U | 1,65 | 70 | 23,2 | 5,8 | 15 |
| 6 | Экстракт U | 15 | <1 | 64,5 | 0,002 | |
Список источников
1. Mixed Oxide Fuel(MOX) Explatation and Destruction in Power Readctors. Edited by Erich R. Merz, Carl E. Walter and Gennady M. Pshakin. NATO ASI Series., p.165-191.
2. Б.Я.Зильберман, Ю.С.Федоров, Е.Н.Мишин, Л.И.Сытник, О.В.Шмидт "Суперпурекс как ТБФ-совместимый процесс для извлечения и фракционирования долгоживущих радионуклидов из отработавшего топлива АЭС”. - Химическая технология, 2002, т.3, №7, ст. 33-37.
Claims (2)
1. Способ переработки облученного ядерного топлива для получения совместного раствора U и Рu, включающий экстракцию U, Pu, Np, Тc из азотно-кислого раствора 30% раствором трибутилфосфата, отделение Np и Тc, отличающийся тем, что последующую реэкстракцию Pu проводят раствором обедненного или регенерированного четырехвалентного урана, подаваемым в среднюю часть блока реэкстракции Pu с расходом, обеспечивающим в реэкстракте весовое соотношение Pu:U=1:4 после отмывки реэкстракта оборотным экстрагентом от избыточного U(VI), при одновременной подаче в конец блока раствора 0,1-0,7 моль/л азотной кислоты с расходом, исключающим проскок U(IV) с экстрактом U(VI).
2. Способ переработки облученного ядерного топлива для получения совместного раствора U и Pu, включающий экстракцию U, Pu, Np, Тc из азотно-кислого раствора 30% раствором трибутилфосфата, отделение Np и Тc, отличающийся тем, что совместную реэкстракцию плутония и части урана проводят раствором комплексообразователя, подаваемым с постоянным составом и расходом, обеспечивающим полную реэкстракцию плутония, при одновременной подаче в конец блока раствора 0,1-0,7 моль/л азотной кислоты с расходом, обеспечивающим заданное поступление урана в смешанный реэкстракт.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2003110243A RU2249267C2 (ru) | 2003-04-09 | 2003-04-09 | Способ переработки облученного ядерного топлива (варианты) |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2003110243A RU2249267C2 (ru) | 2003-04-09 | 2003-04-09 | Способ переработки облученного ядерного топлива (варианты) |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2003110243A RU2003110243A (ru) | 2004-10-20 |
| RU2249267C2 true RU2249267C2 (ru) | 2005-03-27 |
Family
ID=35560800
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2003110243A RU2249267C2 (ru) | 2003-04-09 | 2003-04-09 | Способ переработки облученного ядерного топлива (варианты) |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2249267C2 (ru) |
Cited By (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2382425C1 (ru) * | 2008-09-09 | 2010-02-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" | Способ переработки отработавшего ядерного топлива |
| RU2429041C2 (ru) * | 2006-07-03 | 2011-09-20 | Арева Нс | Способ отделения химического элемента от урана ( vi ) и способ переработки отработанного ядерного топлива |
| RU2494479C1 (ru) * | 2012-04-09 | 2013-09-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Федеральное государственное унитарное предприятие "Федеральный центр ядерной и радиационной безопасности" | Способ получения твердых растворов оксидов актинидов |
| WO2014088461A1 (ru) * | 2012-12-07 | 2014-06-12 | Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Научно-Производственное Объединение "Радиевый Институт Имени В. Г. Хлопина" | Топливная композиция для водоохлаждаемых реакторов аэс на тепловых нейтронах |
| RU2561065C1 (ru) * | 2014-03-31 | 2015-08-20 | Открытое акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" | СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ СОВМЕСТНОГО РАСТВОРА U И Pu |
| WO2019103642A1 (ru) * | 2017-11-27 | 2019-05-31 | Акционерное Общество "Радиевый Институт Имени В.Г.Хлопина" | Топливная композиция для водоохлаждаемых реакторов аэс на тепловых нейтронах |
| RU2691132C1 (ru) * | 2018-07-26 | 2019-06-11 | Акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" | Способ экстракционного концентрирования и очистки плутония |
| RU2706954C2 (ru) * | 2015-07-29 | 2019-11-21 | Коммиссариат А Л' Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив | Способ обработки водного азотнокислого раствора, полученного при растворении отработавшего ядерного топлива, выполняемый в одном цикле и не требующий какой-либо операции, включающей восстановительную реэкстракцию плутония |
| RU2733810C2 (ru) * | 2016-06-23 | 2020-10-07 | Орано Сикль | Способ растворения ядерного топлива |
| RU2793956C1 (ru) * | 2022-04-20 | 2023-04-11 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") | Экстракционный способ переработки урансодержащих растворов |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB1240766A (en) * | 1968-06-18 | 1971-07-28 | Gen Electric | Irradiated nuclear fuel recovery process |
| RU2012075C1 (ru) * | 1992-05-14 | 1994-04-30 | Научно-производственное объединение "Радиевый институт" им.В.Г.Хлопина | Способ переработки облученного топлива аэс |
| RU2132578C1 (ru) * | 1997-06-16 | 1999-06-27 | Научно-производственное объединение "Радиевый институт им.В.Г.Хлопина" | Способ переработки облученного ядерного топлива (оят) аэс |
-
2003
- 2003-04-09 RU RU2003110243A patent/RU2249267C2/ru not_active IP Right Cessation
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB1240766A (en) * | 1968-06-18 | 1971-07-28 | Gen Electric | Irradiated nuclear fuel recovery process |
| RU2012075C1 (ru) * | 1992-05-14 | 1994-04-30 | Научно-производственное объединение "Радиевый институт" им.В.Г.Хлопина | Способ переработки облученного топлива аэс |
| RU2132578C1 (ru) * | 1997-06-16 | 1999-06-27 | Научно-производственное объединение "Радиевый институт им.В.Г.Хлопина" | Способ переработки облученного ядерного топлива (оят) аэс |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| ФЕДОРОВ Ю.С. и др. Суперпурекс как ТБФ-совместимый процесс для извлечения и фракционирования долгоживущих радионуклидов из отработавшего топлива АЭС. Химическая технология. 2002, т.3, №7, с.33-37. * |
Cited By (13)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2429041C2 (ru) * | 2006-07-03 | 2011-09-20 | Арева Нс | Способ отделения химического элемента от урана ( vi ) и способ переработки отработанного ядерного топлива |
| RU2382425C1 (ru) * | 2008-09-09 | 2010-02-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" | Способ переработки отработавшего ядерного топлива |
| RU2494479C1 (ru) * | 2012-04-09 | 2013-09-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Федеральное государственное унитарное предприятие "Федеральный центр ядерной и радиационной безопасности" | Способ получения твердых растворов оксидов актинидов |
| WO2014088461A1 (ru) * | 2012-12-07 | 2014-06-12 | Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Научно-Производственное Объединение "Радиевый Институт Имени В. Г. Хлопина" | Топливная композиция для водоохлаждаемых реакторов аэс на тепловых нейтронах |
| RU2537013C2 (ru) * | 2012-12-07 | 2014-12-27 | Открытое акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" | Топливная композиция для водоохлаждаемых реакторов аэс на тепловых нейтронах |
| RU2561065C1 (ru) * | 2014-03-31 | 2015-08-20 | Открытое акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" | СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ СОВМЕСТНОГО РАСТВОРА U И Pu |
| RU2706954C2 (ru) * | 2015-07-29 | 2019-11-21 | Коммиссариат А Л' Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив | Способ обработки водного азотнокислого раствора, полученного при растворении отработавшего ядерного топлива, выполняемый в одном цикле и не требующий какой-либо операции, включающей восстановительную реэкстракцию плутония |
| RU2733810C2 (ru) * | 2016-06-23 | 2020-10-07 | Орано Сикль | Способ растворения ядерного топлива |
| WO2019103642A1 (ru) * | 2017-11-27 | 2019-05-31 | Акционерное Общество "Радиевый Институт Имени В.Г.Хлопина" | Топливная композиция для водоохлаждаемых реакторов аэс на тепловых нейтронах |
| CN110998746A (zh) * | 2017-11-27 | 2020-04-10 | 伊梅尼Vg科洛皮纳镭研究所股份公司 | 热中子核电站水冷反应堆燃料结构 |
| EP3719812A4 (en) * | 2017-11-27 | 2022-03-30 | Akcionernoe Obshhestvo "Radiyevyy Institut Imeni V.G. Khlopina" | FUEL COMPOSITION FOR THERMAL NEUTRON WATER-COOLED NUCLEAR POWER PLANT REACTORS |
| RU2691132C1 (ru) * | 2018-07-26 | 2019-06-11 | Акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" | Способ экстракционного концентрирования и очистки плутония |
| RU2793956C1 (ru) * | 2022-04-20 | 2023-04-11 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") | Экстракционный способ переработки урансодержащих растворов |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR101386696B1 (ko) | 사용후 핵연료 재처리 및 우라늄-플루토늄 혼합 산화물 제조 방법 | |
| US8778287B2 (en) | Pooled separation of actinides from a highly acidic aqueous phase using a solvating extractant in a salting-out medium | |
| US7731870B2 (en) | Purex method and its uses | |
| CN107851470B (zh) | 处理由溶解废核燃料产生的硝酸水溶液的方法 | |
| CN102918602B (zh) | 用于无需钚的还原性反萃取操作处理废核燃料的方法 | |
| US8354085B1 (en) | Actinide and lanthanide separation process (ALSEP) | |
| JP5802660B2 (ja) | 使用済み核燃料の改善された処理方法 | |
| US20160314861A1 (en) | Method for processing spent nuclear fuel comprising a step for decontaminating uranium (vi) from at least one actinide (iv) by complexing this actinide (iv) | |
| US7622090B2 (en) | Method for separating uranium (VI) from actinides(IV) and/or actinides (VI) and its uses | |
| RU2249267C2 (ru) | Способ переработки облученного ядерного топлива (варианты) | |
| RU2003100275A (ru) | Способ экстракционной переработки высокоактивного рафината пурекс-процесса для отработанного ядерного топлива аэс | |
| US6413482B1 (en) | Method for reprocessing nuclear fuel by employing oximes | |
| RU2003110243A (ru) | Способ переработки облученного ядерного топлива (варианты) | |
| US6444182B1 (en) | Nuclear fuel reprocessing using hydrophilic substituted hydroxylamines | |
| RU2454740C1 (ru) | Способ выведения нептуния при фракционировании долгоживущих радионуклидов | |
| RU2535332C2 (ru) | Способ переработки облученного топлива аэс | |
| Kudinov et al. | Batching of spent AMB nuclear fuel for reprocessing at the industrial association mayak | |
| RU2561065C1 (ru) | СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ СОВМЕСТНОГО РАСТВОРА U И Pu | |
| RU2384902C1 (ru) | Способ очистки оксидов урана от примесей | |
| Alian et al. | Extraction of Cerium from Nitric Acid Solutions with tertiary amines | |
| WO1999023668A1 (en) | Nuclear fuel reprocessing | |
| Charvillat et al. | Refurbishing and new capabilities of the extraction cycles of the Marcoule pilote plant |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20180410 |