RU2447523C2 - Method for treatment of reprocessed uranium - Google Patents
Method for treatment of reprocessed uranium Download PDFInfo
- Publication number
- RU2447523C2 RU2447523C2 RU2010124197/07A RU2010124197A RU2447523C2 RU 2447523 C2 RU2447523 C2 RU 2447523C2 RU 2010124197/07 A RU2010124197/07 A RU 2010124197/07A RU 2010124197 A RU2010124197 A RU 2010124197A RU 2447523 C2 RU2447523 C2 RU 2447523C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- uranium
- extraction
- concentration
- plutonium
- purification
- Prior art date
Links
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 54
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 54
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 16
- 238000000605 extraction Methods 0.000 claims abstract description 29
- OAKJQQAXSVQMHS-UHFFFAOYSA-N Hydrazine Chemical compound NN OAKJQQAXSVQMHS-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 22
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 19
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 18
- 229910052781 Neptunium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 16
- 229910052776 Thorium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 16
- ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 232Th Chemical compound [232Th] ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 0.000 claims abstract description 15
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 15
- 239000000284 extract Substances 0.000 claims abstract description 15
- LFNLGNPSGWYGGD-UHFFFAOYSA-N neptunium atom Chemical compound [Np] LFNLGNPSGWYGGD-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 15
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 claims abstract description 15
- HNVACBPOIKOMQP-UHFFFAOYSA-N uranium(4+) Chemical compound [U+4] HNVACBPOIKOMQP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 12
- STCOOQWBFONSKY-UHFFFAOYSA-N tributyl phosphate Chemical compound CCCCOP(=O)(OCCCC)OCCCC STCOOQWBFONSKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 11
- 238000005406 washing Methods 0.000 claims abstract description 4
- 239000004215 Carbon black (E152) Substances 0.000 claims abstract description 3
- 229930195733 hydrocarbon Natural products 0.000 claims abstract description 3
- 150000002430 hydrocarbons Chemical class 0.000 claims abstract description 3
- KRHYYFGTRYWZRS-UHFFFAOYSA-M Fluoride anion Chemical compound [F-] KRHYYFGTRYWZRS-UHFFFAOYSA-M 0.000 claims description 24
- 238000000746 purification Methods 0.000 claims description 24
- 239000003085 diluting agent Substances 0.000 claims description 6
- 229940074355 nitric acid Drugs 0.000 abstract 3
- 239000003638 chemical reducing agent Substances 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 27
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 10
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 4
- 229910002007 uranyl nitrate Inorganic materials 0.000 description 4
- AAORDHMTTHGXCV-UHFFFAOYSA-N uranium(6+) Chemical compound [U+6] AAORDHMTTHGXCV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- ZGTMUACCHSMWAC-UHFFFAOYSA-L EDTA disodium salt (anhydrous) Chemical compound [Na+].[Na+].OC(=O)CN(CC([O-])=O)CCN(CC(O)=O)CC([O-])=O ZGTMUACCHSMWAC-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 2
- 239000007864 aqueous solution Substances 0.000 description 2
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 2
- SNRUBQQJIBEYMU-UHFFFAOYSA-N dodecane Chemical compound CCCCCCCCCCCC SNRUBQQJIBEYMU-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 150000002500 ions Chemical class 0.000 description 2
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 2
- 239000012071 phase Substances 0.000 description 2
- ZSLUVFAKFWKJRC-AHCXROLUSA-N thorium-228 Chemical compound [228Th] ZSLUVFAKFWKJRC-AHCXROLUSA-N 0.000 description 2
- PXGOKWXKJXAPGV-UHFFFAOYSA-N Fluorine Chemical compound FF PXGOKWXKJXAPGV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910019142 PO4 Inorganic materials 0.000 description 1
- GKLVYJBZJHMRIY-OUBTZVSYSA-N Technetium-99 Chemical compound [99Tc] GKLVYJBZJHMRIY-OUBTZVSYSA-N 0.000 description 1
- XOQIPTFXWRJKPQ-UHFFFAOYSA-N [Pu+4].[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O Chemical class [Pu+4].[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O XOQIPTFXWRJKPQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000008346 aqueous phase Substances 0.000 description 1
- 150000001768 cations Chemical class 0.000 description 1
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 1
- KCKICANVXIVOLK-UHFFFAOYSA-L dioxouranium(2+);difluoride Chemical compound [F-].[F-].O=[U+2]=O KCKICANVXIVOLK-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 1
- 229910052731 fluorine Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011737 fluorine Substances 0.000 description 1
- LFNLGNPSGWYGGD-IGMARMGPSA-N neptunium-237 Chemical compound [237Np] LFNLGNPSGWYGGD-IGMARMGPSA-N 0.000 description 1
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 1
- NBIIXXVUZAFLBC-UHFFFAOYSA-K phosphate Chemical compound [O-]P([O-])([O-])=O NBIIXXVUZAFLBC-UHFFFAOYSA-K 0.000 description 1
- 239000010452 phosphate Substances 0.000 description 1
- 230000005258 radioactive decay Effects 0.000 description 1
- 102200052313 rs9282831 Human genes 0.000 description 1
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 description 1
- 239000011550 stock solution Substances 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
Description
Изобретение относится к способам экстракционной очистки регенерированного урана и может быть использовано в технологических процессах при переработке облученного ядерного топлива, где необходима очистка урана от плутония, тория-228 и нептуния-237.The invention relates to methods for the extraction purification of regenerated uranium and can be used in technological processes in the processing of irradiated nuclear fuel, where it is necessary to purify uranium from plutonium, thorium-228 and neptunium-237.
Известен способ экстракционной очистки урана от тория, нептуния и плутония 30%-ным трибутилфосфатом (ТБФ) в додекане (М.Germain, D.Gourisse et M.Sougnez, Extraction en milieu nitrigue du thorium, du neptunium, du plutonium, par les solutions de phosphate de tributyle chargees en uranium // J. Inorg. Nucl. Chem., 1970, Vol.32, pp.245-253) [3]. Способ включает одноступенчатую экстракцию урана трибутилфосфатом в органическом разбавителе из азотнокислого раствора уранилнитрата, содержащего примеси тория, нептуния и плутония. Недостаток способа состоит в недостаточной очистке урана.A known method of extraction purification of uranium from thorium, neptunium and plutonium with 30% tributyl phosphate (TBP) in dodecane (M. Germain, D. Gourisse et M. Sougnez, Extraction en milieu nitrigue du thorium, du neptunium, du plutonium, par les solutions de phosphate de tributyle chargees en uranium // J. Inorg. Nucl. Chem., 1970, Vol. 32, pp. 245-253) [3]. The method includes a single-stage extraction of uranium with tributyl phosphate in an organic diluent from a nitric acid solution of uranyl nitrate containing impurities of thorium, neptunium and plutonium. The disadvantage of this method is the insufficient purification of uranium.
Известен способ очистки регенерированного урана от тория-228 и продуктов его радиоактивного распада и способ очистки регенерированного урана от технеция-99, описанные в патенте №2384902, МПК G21C 19/46 (2006.01), опубл. 20.03.2010. Способ включает экстракцию урана трибутилфосфатом в органическом разбавителе, промывку экстракта азотнокислым раствором и реэкстракцию урана. В водную фазу вводили уран (IV) и трилон Б. Для достижения хорошей очистки дорогостоящий трилон Б вводили в довольно большом количестве: 5-10 г/л. Способ выбран за прототип.A known method of purification of regenerated uranium from thorium-228 and its radioactive decay products and a method of purification of regenerated uranium from technetium-99 described in patent No. 2384902, IPC G21C 19/46 (2006.01), publ. 03/20/2010. The method includes the extraction of uranium with tributyl phosphate in an organic diluent, washing the extract with a nitric acid solution, and reextracting the uranium. Uranium (IV) and Trilon B were introduced into the aqueous phase. To achieve good purification, expensive Trilon B was introduced in a rather large amount: 5-10 g / l. The method selected for the prototype.
Задачей изобретения является разработка способа, обеспечивающего экстракционную очистку регенерированного урана от плутония, тория и нептуния.The objective of the invention is to develop a method that provides extraction purification of regenerated uranium from plutonium, thorium and neptunium.
Поставленную задачу решают тем, что в способе очистки регенерированного урана от плутония, тория и нептуния, включающем экстракцию урана из азотнокислого водного раствора трибутилфосфатом в органическом разбавителе, промывку экстракта и реэкстракцию урана, в азотнокислый раствор регенерированного урана, направляемый на экстракцию, вводят фтор-ион до концентрации 0,03-0,52 г/л.The problem is solved by the fact that in the method for purifying regenerated uranium from plutonium, thorium and neptunium, including extraction of uranium from an aqueous nitric acid solution with tributyl phosphate in an organic diluent, washing the extract and reextracting uranium, it is introduced into the nitric acid solution of regenerated uranium to be extracted by ion extraction to a concentration of 0.03-0.52 g / l.
В азотнокислый раствор регенерированного урана, направляемый на экстракцию, вводят уран (IV), стабилизированный гидразином, до концентрации 0,5 г/л.Hydrazine stabilized uranium (IV) is introduced into a nitric acid solution of regenerated uranium, which is sent for extraction, to a concentration of 0.5 g / L.
На экстракцию направляют растворы с концентрацией урана (VI) 400-500 г/л.Solutions with a concentration of uranium (VI) of 400-500 g / l are sent for extraction.
Фтор-ион практически не экстрагируется трибутилфосфатом в присутствии уранилнитрата и не загрязняет экстракт урана. Введение фтор-иона позволяет очистить уран от плутония, тория и нептуния, а введение в исходный раствор уранилнитрата фтор-иона и урана (IV), стабилизированного гидразином, еще более улучшает очистку урана от плутония.Fluorine ion is practically not extracted with tributyl phosphate in the presence of uranyl nitrate and does not pollute the uranium extract. The introduction of fluorine ion makes it possible to purify uranium from plutonium, thorium, and neptunium, and the introduction of fluorine ion and uranium (IV) stabilized with hydrazine into the initial solution of uranyl nitrate further improves the purification of uranium from plutonium.
Способ осуществляют следующим образом.The method is as follows.
Пример 1Example 1
Исходный водный раствор регенерированного урана содержит уранилнитрат, примеси нитратов плутония Pu(IV), тория Th(IV) и нептуния Np(V), а также азотную кислоту HNO3. Состав исходного раствора приведен в таблице 1.The initial aqueous solution of regenerated uranium contains uranyl nitrate, impurities of plutonium nitrates Pu (IV), thorium Th (IV) and neptunium Np (V), as well as nitric acid HNO 3 . The composition of the initial solution is shown in table 1.
В опытах 2-5 в исходные водные азотнокислые растворы ввели до заданных концентраций фтор-ион, в опыте 1 фтор-ион не вводили. Фтор-ион можно вводить в виде любой водорастворимой соли; однако, чтобы не вводить в раствор посторонние катионы, целесообразно вводить фтор-ион в виде уранилфторида.In experiments 2-5, fluorine ion was introduced into the initial aqueous nitric acid solutions to the specified concentrations; in experiment 1, fluorine ion was not introduced. Fluoride ion can be introduced in the form of any water-soluble salt; however, in order not to introduce foreign cations into the solution, it is advisable to introduce fluorine ion in the form of uranyl fluoride.
Провели противоточную экстракцию урана из исходного раствора, не содержащего фтор-ион, и из растворов, содержащих фтор-ион в количестве 0,03 г/л, 0,09 г/л, 0,19 г/л и 0,52 г/л, трибутилфосфатом в углеводородном разбавителе в экстракционном блоке, содержащем 4 экстракционные ступени, при соотношении фаз О:В, равном 4,2:1. Получили экстракты с [U]=103 г/л и рафинаты с [U]=0,07 г/л. Из промытых экстрактов провели реэкстракцию урана слабым азотнокислым раствором.Countercurrent extraction of uranium was carried out from a fluorine-free stock solution and from solutions containing fluorine in an amount of 0.03 g / l, 0.09 g / l, 0.19 g / l and 0.52 g / l, tributyl phosphate in a hydrocarbon diluent in an extraction unit containing 4 extraction steps, with an O: B phase ratio of 4.2: 1. Extracts with [U] = 103 g / L and raffinates with [U] = 0.07 g / L were obtained. Uranium was reextracted from the washed extracts with a weak nitric acid solution.
В экстрактах определили содержание примесей: плутония, тория и нептуния. Коэффициенты очистки урана от упомянутых элементов рассчитаны как отношение содержания элемента в исходном растворе, приходящегося на 1 г U в исходном растворе, к его содержанию в экстракте, приходящемуся на 1 г U в экстракте.The extracts determined the content of impurities: plutonium, thorium and neptunium. The coefficients of uranium purification from the above elements are calculated as the ratio of the element content in the initial solution per 1 g U in the initial solution to its content in the extract per 1 g U in the extract.
Результаты приведены в таблице 2The results are shown in table 2
Пример 2Example 2
Известно использование урана (IV), стабилизированного гидразином, для экстракционной очистки урана (VI) от плутония. Уран (IV), стабилизированный гидразином, вводят для восстановления Pu(IV) до Pu(III), не экстрагируемого трибутилфосфатом. Степень очистки урана (VI) от плутония, тория и нептуния в присутствии фтор-иона и урана (IV), стабилизированного гидразином, возрастает по сравнению со степенью очитки урана в присутствии только урана (IV), стабилизированного гидразином. Особенно возрастает степень очистки от плутония.It is known to use uranium (IV) stabilized with hydrazine for the extraction purification of uranium (VI) from plutonium. Hydrazine stabilized uranium (IV) is introduced to reduce Pu (IV) to Pu (III), not extractable with tributyl phosphate. The degree of purification of uranium (VI) from plutonium, thorium, and neptunium in the presence of fluorine ion and uranium (IV) stabilized by hydrazine increases compared to the degree of purification of uranium in the presence of only uranium (IV) stabilized by hydrazine. Especially increases the degree of purification from plutonium.
Во всех опытах 6-10 в исходные растворы (состав приведен в таблице 1) ввели уран (IV), стабилизированный гидразином, до концентрации урана (IV) 0,5 г/л и гидразина [N2H4] 0,45 г/л. Затем в опытах 7-10 в растворы ввели фтор-ион до заданных концентраций, в опыте 6 фтор-ион не вводили.In all experiments 6-10, uranium (IV) stabilized with hydrazine was introduced into the initial solutions (composition shown in Table 1) to a concentration of uranium (IV) of 0.5 g / l and hydrazine [N 2 H 4 ] 0.45 g / l Then, in experiments 7-10, fluorine ion was introduced into the solutions to the specified concentrations; in experiment 6, fluorine ion was not introduced.
Из полученных растворов провели противоточную экстракцию урана 30%-ным трибутилфосфатом в органическом разбавителе в экстракционном блоке, содержащем 4 экстракционные ступени, при соотношении фаз O:В, равном 4,2:1. Получили экстракты с [U]=103 г/л и рафинаты с [U]=0,07 г/л. Из промытых экстрактов провели реэкстракцию урана слабым азотнокислым раствором. Реэкстракты направили на дальнейшую переработку (на оксиды).From the obtained solutions, countercurrent extraction of uranium with 30% tributyl phosphate was carried out in an organic diluent in an extraction unit containing 4 extraction steps, with an O: B phase ratio of 4.2: 1. Extracts with [U] = 103 g / L and raffinates with [U] = 0.07 g / L were obtained. Uranium was reextracted from the washed extracts with a weak nitric acid solution. Reextracts sent for further processing (for oxides).
В экстрактах определили содержание примесей: плутония, тория и нептуния. Коэффициенты очистки урана от упомянутых элементов рассчитаны как отношение содержания элемента в исходном растворе, приходящегося на 1 г U в исходном растворе, к его содержанию в экстракте, приходящемуся на 1 г U в экстракте. Коэффициенты очистки U от Pu, Th и Np на экстракции приведены в таблице 2.The extracts determined the content of impurities: plutonium, thorium and neptunium. The coefficients of uranium purification from the above elements are calculated as the ratio of the element content in the initial solution per 1 g U in the initial solution to its content in the extract per 1 g U in the extract. The purification factors of U from Pu, Th, and Np on extraction are shown in Table 2.
Из данных таблицы 2 следует, что во всех опытах введение фтор-иона увеличило очистку урана от плутония, тория и нептуния по сравнению с опытами, в которых фтор-ион не вводили.From the data of table 2 it follows that in all experiments the introduction of fluorine ion increased the purification of uranium from plutonium, thorium and neptunium compared with experiments in which fluorine ion was not introduced.
В примере 1 введение в исходный раствор фтор-иона приводит к увеличению очистки урана от Pu(IV), Th(IV) и Np(V). С увеличением концентрации фтор-иона в растворе с 0,03 до 0,19 г/л очистка урана увеличивается от Pu(IV), Np(VI) и Th(IV). При увеличении концентрации фтор-иона в растворе до 0,52 г/л очистка урана еще более увеличивается от Np(VI) и Th(IV), но незначительно уменьшается от Pu(IV) по сравнению с опытом, в котором концентрации фтор-иона в растворе равна 0,19 г/л.In Example 1, the introduction of fluorine ion into the initial solution leads to an increase in the purification of uranium from Pu (IV), Th (IV), and Np (V). With an increase in the concentration of fluorine ion in solution from 0.03 to 0.19 g / l, the purification of uranium increases from Pu (IV), Np (VI) and Th (IV). With an increase in the concentration of fluorine ion in the solution to 0.52 g / l, the purification of uranium further increases from Np (VI) and Th (IV), but slightly decreases from Pu (IV) compared with the experiment in which the concentration of fluorine ion in solution is 0.19 g / l.
В примере 2 введение четырехвалентного урана привело к восстановлению Pu(IV) до трехвалентного состояния и Np(V) до четырехвалентного состояния. Как и в опытах примера 1, в опытах примера 2 введение фтор-иона в раствор, направляемый на экстракцию, увеличило коэффициент очистки урана от Pu(III), Th(IV) и Np(IV). С ростом содержания фтор-иона в растворе с 0,03 до 0,52 г/л коэффициенты очистки урана от Th(IV) увеличиваются. Очистка урана от Pu(III), как и в примере 1, увеличивается с ростом концентрации фтор-иона с 0,03 до 0,19 г/л и уменьшается при увеличении концентрации фтор-иона до 0,52 моль/л. Такая же закономерность прослеживается и для Np(IV).In Example 2, the introduction of tetravalent uranium led to the reduction of Pu (IV) to the trivalent state and Np (V) to the tetravalent state. As in the experiments of Example 1, in the experiments of Example 2, the introduction of a fluorine ion into the solution sent for extraction increased the purification coefficient of uranium from Pu (III), Th (IV) and Np (IV). With an increase in the fluorine ion content in the solution from 0.03 to 0.52 g / l, the coefficients of uranium purification from Th (IV) increase. The purification of uranium from Pu (III), as in example 1, increases with increasing concentration of fluorine ion from 0.03 to 0.19 g / l and decreases with increasing concentration of fluorine ion to 0.52 mol / l. The same pattern is also observed for Np (IV).
В примере 2 в присутствии урана (IV), стабилизированного гидразином, фтор-ион значительно улучшил очистку от плутония, но от тория и нептуния - в меньшей степени, чем в примере 1.In Example 2, in the presence of hydrazine stabilized uranium (IV), the fluoride ion significantly improved purification from plutonium, but from thorium and neptunium to a lesser extent than in Example 1.
Таким образом, в зависимости от того, от какого элемента преимущественно нужно очистить регенерированный уран, можно использовать либо фтор-ион, либо фтор-ион и уран (IV) в соответствующих количествах.Thus, depending on which element it is preferable to purify regenerated uranium, either fluoride ion, or fluorine ion and uranium (IV) in appropriate quantities can be used.
Claims (3)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2010124197/07A RU2447523C2 (en) | 2010-06-11 | 2010-06-11 | Method for treatment of reprocessed uranium |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2010124197/07A RU2447523C2 (en) | 2010-06-11 | 2010-06-11 | Method for treatment of reprocessed uranium |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2010124197A RU2010124197A (en) | 2011-12-20 |
| RU2447523C2 true RU2447523C2 (en) | 2012-04-10 |
Family
ID=45403930
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2010124197/07A RU2447523C2 (en) | 2010-06-11 | 2010-06-11 | Method for treatment of reprocessed uranium |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2447523C2 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2593831C1 (en) * | 2015-09-14 | 2016-08-10 | Акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" | Method of extracting uranium and plutonium |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB865778A (en) * | 1957-07-26 | 1961-04-19 | Atomic Energy Commission | Processing aqueous nitric acid solutions containing uranium or plutonium |
| GB2219994A (en) * | 1988-06-23 | 1989-12-28 | Doryokuro Kakunenryo | Apparatus for preparing uranium tetrafluoride |
| RU2249266C2 (en) * | 2003-01-04 | 2005-03-27 | Государственное унитарное предприятие Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" | Method of extraction and recovery of purex-process refined product for spent nuclear fuel of nuclear power stations |
| RU2384902C1 (en) * | 2009-02-09 | 2010-03-20 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Method of purifying uranium oxides from impurities |
| RU2430175C1 (en) * | 2009-12-29 | 2011-09-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" | Processing method of nitric-acid solution of regenerated uranium with removal of technetium (versions) |
-
2010
- 2010-06-11 RU RU2010124197/07A patent/RU2447523C2/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB865778A (en) * | 1957-07-26 | 1961-04-19 | Atomic Energy Commission | Processing aqueous nitric acid solutions containing uranium or plutonium |
| GB2219994A (en) * | 1988-06-23 | 1989-12-28 | Doryokuro Kakunenryo | Apparatus for preparing uranium tetrafluoride |
| RU2249266C2 (en) * | 2003-01-04 | 2005-03-27 | Государственное унитарное предприятие Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" | Method of extraction and recovery of purex-process refined product for spent nuclear fuel of nuclear power stations |
| RU2384902C1 (en) * | 2009-02-09 | 2010-03-20 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Method of purifying uranium oxides from impurities |
| RU2430175C1 (en) * | 2009-12-29 | 2011-09-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" | Processing method of nitric-acid solution of regenerated uranium with removal of technetium (versions) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2593831C1 (en) * | 2015-09-14 | 2016-08-10 | Акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" | Method of extracting uranium and plutonium |
| RU2593831C9 (en) * | 2015-09-14 | 2017-02-16 | Акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" | Method of extracting uranium and plutonium |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2010124197A (en) | 2011-12-20 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN107851470B (en) | Method for treating aqueous nitric acid solution produced by dissolving spent nuclear fuel | |
| JP5802660B2 (en) | Improved treatment of spent nuclear fuel | |
| RU2012157573A (en) | METHOD FOR PROCESSING WASTE NUCLEAR FUEL, NOT REQUIRING REDUCTIVE RE-EXTRACTION OF PLUTONIUM | |
| JP6671286B2 (en) | A method for treating spent nuclear fuel, comprising the step of decontaminating uranium (VI) by complexing at least one actinide (IV) with this actinide (IV) | |
| KR20090082397A (en) | Collective Separation of Actinides from Strongly Acidic Aqueous Compositions Using Solvated Extractants in Salting Media | |
| JP2012531579A5 (en) | ||
| RU2012106520A (en) | METHOD FOR SELECTIVE EXTRACTION OF AMERICA FROM A NITRIC ACID WATER PHASE | |
| US3987145A (en) | Ferric ion as a scavenging agent in a solvent extraction process | |
| CN107245588A (en) | A kind of method of extraction and recovery neptunium in post processing waste liquid from spentnuclear fuel | |
| RU2425804C1 (en) | Method of cleaning regenerated uranium | |
| RU2447523C2 (en) | Method for treatment of reprocessed uranium | |
| RU2373155C2 (en) | Method of extractant purification of regenerated uranium | |
| JPH0453277B2 (en) | ||
| Zhaowu et al. | Uranium/plutonium and uranium/neptunium separation by the Purex process using hydroxyurea | |
| RU2514947C2 (en) | Method for re-extraction of plutonium from organic solution of tributyl phosphate | |
| Blazheva et al. | Extraction of zirconium with tributyl phosphate from nitric acid solutions | |
| RU2454741C1 (en) | Processing method of irradiated nuclear fuel of nuclear power plants | |
| RU2574036C1 (en) | Method of extraction processing of npp spent nuclear fuel | |
| RU2454740C1 (en) | Method for neptunium removal during separation of long-living radionuclides | |
| CN114574698B (en) | A method for purifying uranium after spent fuel reprocessing | |
| RU2184083C2 (en) | Method of purifying uranium(vi) from technetium(vii) | |
| RU2765790C1 (en) | Method for separation of neptunium and plutonium in nitric acid solutions (variants) | |
| Tkachenko et al. | Dynamic test of extraction process for americium partitioning from the PUREX raffinate | |
| RU2253159C2 (en) | Method for separating valuable components from impurities in solid-phase product of radioactive materials | |
| RU2382425C1 (en) | Metod of processing spent nuclear fuel |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20140612 |