RU2379776C1 - Method of processing uranium-zircon wastes - Google Patents
Method of processing uranium-zircon wastes Download PDFInfo
- Publication number
- RU2379776C1 RU2379776C1 RU2008149319A RU2008149319A RU2379776C1 RU 2379776 C1 RU2379776 C1 RU 2379776C1 RU 2008149319 A RU2008149319 A RU 2008149319A RU 2008149319 A RU2008149319 A RU 2008149319A RU 2379776 C1 RU2379776 C1 RU 2379776C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- uranium
- wastes
- processing
- extraction
- waste
- Prior art date
Links
- 239000002699 waste material Substances 0.000 title claims abstract description 48
- 238000012545 processing Methods 0.000 title claims abstract description 34
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 29
- 229910052845 zircon Inorganic materials 0.000 title abstract 4
- 238000000605 extraction Methods 0.000 claims abstract description 33
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 27
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 27
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 14
- KRHYYFGTRYWZRS-UHFFFAOYSA-M Fluoride anion Chemical compound [F-] KRHYYFGTRYWZRS-UHFFFAOYSA-M 0.000 claims abstract description 13
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 13
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 13
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 11
- CKYKNSRRNDUJPY-UHFFFAOYSA-N alumane;uranium Chemical compound [AlH3].[U] CKYKNSRRNDUJPY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 10
- VWDWKYIASSYTQR-UHFFFAOYSA-N sodium nitrate Chemical compound [Na+].[O-][N+]([O-])=O VWDWKYIASSYTQR-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 9
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 claims abstract description 7
- 238000001914 filtration Methods 0.000 claims abstract description 5
- 235000010344 sodium nitrate Nutrition 0.000 claims abstract description 5
- 239000004317 sodium nitrate Substances 0.000 claims abstract description 4
- BNGXYYYYKUGPPF-UHFFFAOYSA-M (3-methylphenyl)methyl-triphenylphosphanium;chloride Chemical compound [Cl-].CC1=CC=CC(C[P+](C=2C=CC=CC=2)(C=2C=CC=CC=2)C=2C=CC=CC=2)=C1 BNGXYYYYKUGPPF-UHFFFAOYSA-M 0.000 claims description 28
- NBWXXYPQEPQUSB-UHFFFAOYSA-N uranium zirconium Chemical compound [Zr].[Zr].[U] NBWXXYPQEPQUSB-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 17
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 abstract description 5
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 4
- 239000000446 fuel Substances 0.000 abstract description 3
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 abstract description 3
- 238000009854 hydrometallurgy Methods 0.000 abstract description 2
- JLDSOYXADOWAKB-UHFFFAOYSA-N aluminium nitrate Chemical compound [Al+3].[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O JLDSOYXADOWAKB-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 4
- 229940074355 nitric acid Drugs 0.000 abstract 2
- 239000004411 aluminium Substances 0.000 abstract 1
- QPJSUIGXIBEQAC-UHFFFAOYSA-N n-(2,4-dichloro-5-propan-2-yloxyphenyl)acetamide Chemical compound CC(C)OC1=CC(NC(C)=O)=C(Cl)C=C1Cl QPJSUIGXIBEQAC-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 1
- 230000005658 nuclear physics Effects 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- KRHYYFGTRYWZRS-UHFFFAOYSA-N Fluorane Chemical compound F KRHYYFGTRYWZRS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 3
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 3
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 3
- 238000004090 dissolution Methods 0.000 description 3
- 238000005185 salting out Methods 0.000 description 3
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 description 3
- BBKOYTRHDBOCNW-UHFFFAOYSA-N F.[O-][N+]([O-])=O Chemical compound F.[O-][N+]([O-])=O BBKOYTRHDBOCNW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000003153 chemical reaction reagent Substances 0.000 description 2
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 description 2
- 230000000536 complexating effect Effects 0.000 description 2
- 230000007717 exclusion Effects 0.000 description 2
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 2
- 239000000047 product Substances 0.000 description 2
- 238000011084 recovery Methods 0.000 description 2
- 241000272470 Circus Species 0.000 description 1
- 229910002651 NO3 Inorganic materials 0.000 description 1
- NHNBFGGVMKEFGY-UHFFFAOYSA-N Nitrate Chemical compound [O-][N+]([O-])=O NHNBFGGVMKEFGY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- MUBZPKHOEPUJKR-UHFFFAOYSA-N Oxalic acid Chemical compound OC(=O)C(O)=O MUBZPKHOEPUJKR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000002253 acid Substances 0.000 description 1
- 150000007513 acids Chemical class 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 230000001364 causal effect Effects 0.000 description 1
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 1
- 150000002500 ions Chemical class 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- KTEXACXVPZFITO-UHFFFAOYSA-N molybdenum uranium Chemical compound [Mo].[U] KTEXACXVPZFITO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000005025 nuclear technology Methods 0.000 description 1
- 239000012074 organic phase Substances 0.000 description 1
- 150000002978 peroxides Chemical class 0.000 description 1
- 239000002244 precipitate Substances 0.000 description 1
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 1
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 238000007670 refining Methods 0.000 description 1
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 description 1
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 description 1
- 238000003756 stirring Methods 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 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
- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области гидрометаллургии, в частности к способам переработки отходов уран-циркониевых композиций в виде невостребованных твэлов, брака и отходов их производства с целью извлечения урана и последующего его использования в производстве ядерного топлива.The invention relates to the field of hydrometallurgy, in particular to methods for processing waste of uranium-zirconium compositions in the form of unclaimed fuel rods, scrap and waste from their production with the aim of extracting uranium and its subsequent use in the production of nuclear fuel.
Известны способы гидрометаллургической переработки отходов ядерного производства, например уран-циркониевых, уран-алюминиевых, уран-молибденовых и других композиций, основанные на растворении композиций в кислотах и щелочах, проведении процессов экстракции с использованием органических экстрагентов и последующем рафинировании урана от примесей с помощью оксалатной или пероксидной переочистки (Переработка топлива энергетических реакторов, сб. статей. М.: Атомиздат, 1972).Known methods for hydrometallurgical processing of nuclear waste, such as uranium-zirconium, uranium-aluminum, uranium-molybdenum and other compositions, based on the dissolution of the compositions in acids and alkalis, the extraction processes using organic extractants and the subsequent refinement of uranium from impurities using oxalate or peroxide refining (Fuel processing of power reactors, collection of articles. M: Atomizdat, 1972).
Недостатком известных способов гидрометаллургической переработки отходов ядерного производства является коррозия конструкционных материалов реакторов, что требует специальных мер защиты, например при растворении уран-циркониевых композиций в плавиковой кислоте для снижения коррозионного действия фтор-иона в раствор добавляют нитрат алюминия, являющийся дорогостоящим реагентом.A disadvantage of the known methods of hydrometallurgical processing of nuclear waste is the corrosion of structural materials of reactors, which requires special protective measures, for example, when dissolving uranium-zirconium compositions in hydrofluoric acid, aluminum nitrate, which is an expensive reagent, is added to the solution to reduce the corrosive effect of fluorine ion.
Известен способ переработки отходов ядерного производства, представляющих собой уран-циркониевые композиции, заключающийся в растворении в смеси плавиковой и азотной кислот, фильтрации раствора и извлечении из раствора урана экстракционным методом (В.П.Шведов, В.М.Седов и др. Ядерная технология. М.: Атомиздат, 1979, с.66).A known method of processing waste from nuclear production, which is uranium-zirconium composition, which consists in dissolving hydrofluoric and nitric acids in a mixture, filtering the solution and extracting the uranium from the solution by the extraction method (V.P. Shvedov, V.M.Sedov, etc. Nuclear technology M.: Atomizdat, 1979, p.66).
Недостатками указанного способа переработки отходов ядерного производства являются высокая степень коррозии аппаратуры за счет присутствия фтор-иона и значительные потери урана вследствие трудности его извлечения из фторидных растворов.The disadvantages of this method of processing nuclear waste are a high degree of corrosion of the equipment due to the presence of fluoride ion and significant losses of uranium due to the difficulty of its extraction from fluoride solutions.
Наиболее близким к предлагаемому способу переработки уран-циркониевых отходов по технической сущности и достигаемому эффекту - прототипом - является способ переработки уран-циркониевых отходов, заключающийся в растворении отходов в смеси плавиковой и азотной кислот и раствора нитрата алюминия, комплексующего избыточный фтор-ион, фильтрации раствора и извлечении урана из раствора экстракционным методом (Переработка ядерного горючего. М.: Атомиздат, 1964, с.86-92, 120).The closest to the proposed method for processing uranium-zirconium waste by technical essence and the achieved effect - the prototype - is a method of processing uranium-zirconium waste, which consists in dissolving the waste in a mixture of hydrofluoric and nitric acids and a solution of aluminum nitrate, complexing excess fluoride ion, filtering the solution and extracting uranium from the solution by the extraction method (Nuclear fuel reprocessing. M: Atomizdat, 1964, pp. 86-92, 120).
Недостатками известного способа переработки уран-циркониевых отходов являются сложность и неэкономичность процессов и неудовлетворительная степень извлечения урана.The disadvantages of the known method of processing uranium-zirconium waste are the complexity and inefficiency of the processes and the unsatisfactory degree of uranium recovery.
Эти недостатки связаны с необходимостью использования специального оборудования (реакторов) для приготовления раствора дорогостоящего нитрата алюминия из соли Al(NO3)3×9Н2О (содержание Al - 7,2%) и проведении операций корректировки растворов перед экстракцией по кислотности и содержанию нитрата алюминия, а неудовлетворительная степень извлечения урана из отходов связана с недостаточным содержанием нитрата алюминия как высаливателя, но в то же время его концентрация должна соответствовать устойчивости нитратно-фторидных растворов циркония. При увеличении содержания нитрата алюминия происходит захват урана из растворов циркониевым осадком и, соответственно, снижение степени извлечения урана из отходов.These disadvantages are associated with the need to use special equipment (reactors) to prepare a solution of expensive aluminum nitrate from Al (NO 3 ) 3 × 9Н 2 О salt (Al content - 7.2%) and to carry out adjustment operations of solutions before extraction according to acidity and nitrate content aluminum, and an unsatisfactory degree of uranium extraction from waste is associated with an insufficient content of aluminum nitrate as a salting out agent, but at the same time its concentration should correspond to the stability of nitrate-fluoride solutions of circus Niya. With an increase in the content of aluminum nitrate, uranium is captured from solutions by a zirconium precipitate and, accordingly, a decrease in the degree of extraction of uranium from waste.
Целью данного изобретения является упрощение способа переработки уран-циркониевых отходов, повышение его экономичности и степени извлечения урана из отходов.The aim of this invention is to simplify the method of processing uranium-zirconium waste, increasing its efficiency and the degree of extraction of uranium from waste.
Поставленная цель достигается тем, что в способе переработки уран-циркониевых отходов, включающем растворение отходов в смеси плавиковой и азотной кислот и раствора нитрата алюминия, комплексующего избыточный фтор-ион, фильтрацию раствора и извлечение урана из раствора экстракционным методом, в качестве раствора нитрата алюминия используют азотнокислые растворы от экстракционной переработки уран-алюминиевых отходов, содержащие нитрат алюминия и нитрат натрия, причем используемые рафинатные растворы берут в количестве, обеспечивающем молярное соотношение комплексуемого избыточного фтор-иона и алюминия в нитрате алюминия 1:(2÷3).This goal is achieved by the fact that in the method of processing uranium-zirconium waste, which includes dissolving waste in a mixture of hydrofluoric and nitric acids and a solution of aluminum nitrate, complexing excess fluoride ion, filtering the solution and extracting uranium from the solution by the extraction method, use aluminum nitrate solution nitric acid solutions from the extraction processing of uranium-aluminum wastes containing aluminum nitrate and sodium nitrate, and the used raffinate solutions are taken in an amount providing we have a molar ratio of complexed excess fluorine ion and aluminum in aluminum nitrate 1: (2 ÷ 3).
Причинно-следственная связь между существенными признаками и техническим результатом заключается в следующем.A causal relationship between the essential features and the technical result is as follows.
Экономичность и упрощение предложенного способа переработки уран-циркониевых отходов достигается за счет исключения применения в процессе специально приготавливаемых дорогостоящих растворов нитрата алюминия, вместо которых используются азотно-кислые рафинатные растворы от экстракционной переработки уран-алюминиевых отходов, содержащие нитрат алюминия и нитрат натрия, обеспечивающие связывание ионами алюминия избытка фтор-иона, ответственного за образование неэкстрагируемого в органическую фазу комплекса урана и коррозию оборудования. Получаемые после растворения отходов растворы не требуют подготовки к экстракции, так как необходимые параметры (кислотность и содержание алюминия) обеспечиваются непосредственно в процессе растворения.Efficiency and simplification of the proposed method for processing uranium-zirconium waste is achieved by eliminating the use of specially prepared expensive solutions of aluminum nitrate, instead of which nitric acid raffinate solutions from the extraction processing of uranium-aluminum waste containing aluminum nitrate and sodium nitrate are used, which provide ion binding aluminum excess fluorine ion, responsible for the formation of a complex of uranium that is not extracted into the organic phase and corrosion of the equipment IAOD. The solutions obtained after dissolving the waste do not require preparation for extraction, since the necessary parameters (acidity and aluminum content) are provided directly during dissolution.
Кроме того, нитраты алюминия и натрия, содержащиеся в рафинатных растворах, повышают степень извлечения урана в процессе экстракции за счет значительного высаливающего эффекта.In addition, aluminum and sodium nitrates contained in raffinate solutions increase the degree of uranium extraction during extraction due to a significant salting out effect.
В то же время предлагаемый способ позволяет использовать сбросные отходы - рафинатные растворы от переработки уран-алюминиевых композиций, что исключает необходимость специальной подготовки раствора нитрата алюминия и утилизации радиоактивных растворов от переработки уран-алюминиевых отходов. Эти обстоятельства существенно упрощают предлагаемый способ переработки уран-циркониевых отходов и повышают его экономические показатели.At the same time, the proposed method allows the use of waste waste - raffinate solutions from the processing of uranium-aluminum compositions, which eliminates the need for special preparation of an aluminum nitrate solution and disposal of radioactive solutions from the processing of uranium-aluminum waste. These circumstances greatly simplify the proposed method for processing uranium-zirconium waste and increase its economic indicators.
Молярное соотношение комплексуемого избыточного фтор-иона и алюминия в нитрате алюминия в рафинатных растворах должно составлять 1:(2÷3). Это соотношение определяет степень извлечения урана.The molar ratio of complexed excess fluorine ion and aluminum in aluminum nitrate in raffinate solutions should be 1: (2 ÷ 3). This ratio determines the degree of uranium recovery.
При молярном соотношении больше 1:2 снижается степень извлечения урана на стадии экстракционной переработки из-за низкого содержания нитрата алюминия (основного высаливающего агента) в растворах.At a molar ratio greater than 1: 2, the degree of uranium extraction at the extraction processing stage decreases due to the low content of aluminum nitrate (the main salting out agent) in solutions.
При избытке алюминия (соотношение меньше 1:3) нитратно-фторидные растворы алюминия и циркония становятся агрегативно неустойчивыми: наблюдается помутнение и выпадение осадков, захватывающих уран, что приводит к снижению извлечения последнего.With an excess of aluminum (ratio less than 1: 3), nitrate-fluoride solutions of aluminum and zirconium become aggregatively unstable: turbidity and precipitation, which capture uranium, are observed, which leads to a decrease in the extraction of the latter.
Реализация предложенного способа переработки уран-циркониевых отходов иллюстрируется следующим примером.The implementation of the proposed method for processing uranium-zirconium waste is illustrated by the following example.
Пример.Example.
В реактор емкостью 400 л заливали 215 л азотнокислых растворов от переработки уран-алюминиевых отходов. Раствор содержал 20 г/л алюминия в виде нитрата алюминия. Затем туда же заливали 31 л 10-молярной азотной кислоты и 7,8-8,8 л 27-молярной плавиковой кислоты. В полученный раствор загружали 4000 г уран-циркониевых отходов, содержащих 3600 г циркония, и проводили растворение при температуре 80±10°С в течение 6 часов при непрерывном перемешивании сжатым воздухом и механической мешалкой.215 liters of nitric acid solutions from the processing of uranium-aluminum waste were poured into a 400-liter reactor. The solution contained 20 g / l aluminum in the form of aluminum nitrate. Then, 31 liters of 10 molar nitric acid and 7.8-8.8 liters of 27 molar hydrofluoric acid were poured there. 4000 g of uranium-zirconium waste containing 3600 g of zirconium were loaded into the resulting solution, and dissolution was carried out at a temperature of 80 ± 10 ° C for 6 hours with continuous stirring with compressed air and a mechanical stirrer.
При этом молярное соотношение избыточного комплексуемого фтор-иона и алюминия в нитрате алюминия составляло 1:(2÷3). После растворения отходов объем содержимого реактора доводили водой до 300 л. Полученный раствор фильтровали и отправляли на экстракционное извлечение урана.In this case, the molar ratio of excess complexed fluorine ion and aluminum in aluminum nitrate was 1: (2 ÷ 3). After dissolving the waste, the volume of the contents of the reactor was adjusted with water to 300 l. The resulting solution was filtered and sent to the extraction extraction of uranium.
В таблице приведены варианты осуществления предложенного способа переработки уран-циркониевых отходов на граничные и промежуточные значения параметров процесса (пп.1-3), на значения параметров, выходящие за заявленные пределы (пп.4, 5) в сопоставлении с известным способом (п.6).The table shows the options for implementing the proposed method for processing uranium-zirconium waste into boundary and intermediate values of the process parameters (paragraphs 1-3), to parameter values that go beyond the stated limits (paragraphs 4, 5) in comparison with the known method (p. 6).
Как следует из приведенных в таблице данных, предложенный способ переработки уран-циркониевых отходов (пп.1-3) обеспечивает в сравнении с известным способом (п.6) упрощение способа, повышение его экономичности и степени извлечения урана из отходов.As follows from the data in the table, the proposed method for processing uranium-zirconium waste (claims 1-3) provides, in comparison with the known method (claim 6), a simplification of the method, an increase in its efficiency and the degree of extraction of uranium from the waste.
При осуществлении способа за заявленными пределами параметров процесса (пп.4, 5) степень извлечения урана из отходов снижается.When implementing the method beyond the stated limits of the process parameters (paragraphs 4, 5), the degree of extraction of uranium from waste is reduced.
сложность - необходимость приготовления растворов нитрата алюминия и корректировки урансодержащих растворов перед экстракциейUneconomical - the use of aluminum nitrate - an expensive reagent;
complexity - the need to prepare solutions of aluminum nitrate and adjust uranium-containing solutions before extraction
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2008149319A RU2379776C1 (en) | 2008-12-15 | 2008-12-15 | Method of processing uranium-zircon wastes |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2008149319A RU2379776C1 (en) | 2008-12-15 | 2008-12-15 | Method of processing uranium-zircon wastes |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2379776C1 true RU2379776C1 (en) | 2010-01-20 |
Family
ID=42120979
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2008149319A RU2379776C1 (en) | 2008-12-15 | 2008-12-15 | Method of processing uranium-zircon wastes |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2379776C1 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2613352C1 (en) * | 2016-04-11 | 2017-03-16 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") | Method of processing uranium-zirconium wastes |
| DE202022104646U1 (en) | 2022-08-16 | 2022-09-14 | Radhesh Atul Bobdey | Composition for the production of a high-strength composite material from waste from the aluminum industry |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB955327A (en) * | 1961-08-30 | 1964-04-15 | Atomic Energy Commission | Dissolution of uranium nuclear fuels |
| RU2152651C1 (en) * | 1981-07-20 | 2000-07-10 | Петербургский институт ядерной физики им.Б.П.Константинова РАН | Reactor zirconium cleaning and decontamination method |
| RU2200766C2 (en) * | 2001-04-19 | 2003-03-20 | Государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт химической технологии" | Method of recovering ceramic nuclear fuel from fuel element packets |
-
2008
- 2008-12-15 RU RU2008149319A patent/RU2379776C1/en active
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB955327A (en) * | 1961-08-30 | 1964-04-15 | Atomic Energy Commission | Dissolution of uranium nuclear fuels |
| RU2152651C1 (en) * | 1981-07-20 | 2000-07-10 | Петербургский институт ядерной физики им.Б.П.Константинова РАН | Reactor zirconium cleaning and decontamination method |
| RU2200766C2 (en) * | 2001-04-19 | 2003-03-20 | Государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт химической технологии" | Method of recovering ceramic nuclear fuel from fuel element packets |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| СТОЛЕР С.М. и др. Переработка ядерного топлива. - М.: Атомиздат, 1964, с.86-92, 120. * |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2613352C1 (en) * | 2016-04-11 | 2017-03-16 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") | Method of processing uranium-zirconium wastes |
| DE202022104646U1 (en) | 2022-08-16 | 2022-09-14 | Radhesh Atul Bobdey | Composition for the production of a high-strength composite material from waste from the aluminum industry |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN103305702B (en) | Process for recovering and purifying neptunium from waste liquor discharged from 2AW+2DW in Purex flow | |
| AU2016264722A1 (en) | Method for complex treatment of phosphogypsum | |
| CN107937734B (en) | Extraction of Lithium from Lithium-Containing Alkaline Brine Based on Mixing Settler | |
| JP7579913B2 (en) | Vanadium electrolyte and its manufacturing method and application | |
| JPH05254832A (en) | Extraction of cerium from aqueous solution of mixture of rare-earth element | |
| CN102352436A (en) | Method for separating U (uranium) from Pu (plutonium) in Purex process | |
| RU2379776C1 (en) | Method of processing uranium-zircon wastes | |
| CN111020241A (en) | Method for extracting scandium oxide from zirconium oxychloride mother liquor | |
| CN114678149B (en) | A spent fuel reprocessing method based on uranium clusters | |
| CN102417986A (en) | Preparation method of high-purity low-zirconium hafnium oxide | |
| KR20150027259A (en) | Process for separating at least one first chemical element e1 from at least one second chemical element e2 involving the use of a medium comprising a specific molten salt | |
| CN106629807A (en) | Method for preparing nuclear-pure thorium tetrafluoride from thorium oxalate through purification | |
| US4964996A (en) | Liquid/liquid extraction of rare earth/cobalt values | |
| CN107151031A (en) | A kind of method that hafnium oxide is prepared in the enrichment slag from hafnium titanium | |
| Collins et al. | The development and application of a process for the recovery of over 100g of protactinum-231 from a uranium refinery waste material | |
| JPH03207825A (en) | Method for separating and recovering rare earth elements from raw material containing rare earth elements and iron | |
| CN107311118B (en) | Method for removing radioactive thorium element in rare earth minerals | |
| CN117305630A (en) | A low-cost method for extracting valuable rare earths from bastnaesite | |
| WO2012042525A1 (en) | A tributyl phosphate-nitrate solvent extraction process for producing high purity nuclear grade rare earth metal oxides | |
| CN111438354B (en) | Clean production method of high-purity gold powder | |
| CN211350122U (en) | Tantalum niobium waste water's processing apparatus | |
| CN115125394A (en) | Low rare earth scandium oxide and purification method thereof | |
| RU2379774C1 (en) | Method of processing nuclear wastes | |
| CN1477649A (en) | Method for separating radioactive elements from organic phase extraction with water-soluble oxaamides | |
| RU2502142C1 (en) | Method of processing uranium-molybdenum composition |