RU2499306C1 - Method of cleaning irradiated nuclear fuel - Google Patents
Method of cleaning irradiated nuclear fuel Download PDFInfo
- Publication number
- RU2499306C1 RU2499306C1 RU2012120148/07A RU2012120148A RU2499306C1 RU 2499306 C1 RU2499306 C1 RU 2499306C1 RU 2012120148/07 A RU2012120148/07 A RU 2012120148/07A RU 2012120148 A RU2012120148 A RU 2012120148A RU 2499306 C1 RU2499306 C1 RU 2499306C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- melt
- electropositive
- molybdenum
- fission products
- uranium
- Prior art date
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 15
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims abstract description 7
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 title description 2
- ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N Molybdenum Chemical compound [Mo] ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 15
- 229910052750 molybdenum Inorganic materials 0.000 claims abstract description 14
- 239000011733 molybdenum Substances 0.000 claims abstract description 14
- 230000004992 fission Effects 0.000 claims abstract description 12
- 238000000605 extraction Methods 0.000 claims abstract description 8
- 239000000155 melt Substances 0.000 claims description 28
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 10
- 239000000460 chlorine Substances 0.000 claims description 7
- ZAMOUSCENKQFHK-UHFFFAOYSA-N Chlorine atom Chemical compound [Cl] ZAMOUSCENKQFHK-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 6
- 229910052801 chlorine Inorganic materials 0.000 claims description 6
- 238000000746 purification Methods 0.000 claims description 6
- 238000005660 chlorination reaction Methods 0.000 claims description 5
- 238000004090 dissolution Methods 0.000 claims description 5
- VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-M Chloride anion Chemical compound [Cl-] VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-M 0.000 claims description 3
- 238000010926 purge Methods 0.000 claims 1
- 239000010955 niobium Substances 0.000 abstract description 11
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 abstract description 11
- 229910052758 niobium Inorganic materials 0.000 abstract description 10
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 8
- GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N niobium atom Chemical compound [Nb] GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 7
- 230000005587 bubbling Effects 0.000 abstract description 3
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 abstract description 3
- 238000000926 separation method Methods 0.000 abstract description 3
- 229910001514 alkali metal chloride Inorganic materials 0.000 abstract description 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 2
- KZBUYRJDOAKODT-UHFFFAOYSA-N Chlorine Chemical compound ClCl KZBUYRJDOAKODT-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 1
- BJDGBXPQVFSQOZ-UHFFFAOYSA-N [O-2].[O-2].[Nb+4] Chemical class [O-2].[O-2].[Nb+4] BJDGBXPQVFSQOZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 1
- GICWIDZXWJGTCI-UHFFFAOYSA-I molybdenum pentachloride Chemical compound Cl[Mo](Cl)(Cl)(Cl)Cl GICWIDZXWJGTCI-UHFFFAOYSA-I 0.000 abstract 1
- KDLHZDBZIXYQEI-UHFFFAOYSA-N Palladium Chemical compound [Pd] KDLHZDBZIXYQEI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 13
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 10
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 10
- 229910052763 palladium Inorganic materials 0.000 description 9
- 239000000047 product Substances 0.000 description 9
- 229910052707 ruthenium Inorganic materials 0.000 description 6
- 229910052703 rhodium Inorganic materials 0.000 description 5
- 239000010948 rhodium Substances 0.000 description 5
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 4
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 4
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 4
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 3
- 150000001805 chlorine compounds Chemical class 0.000 description 3
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 239000002244 precipitate Substances 0.000 description 3
- 235000002639 sodium chloride Nutrition 0.000 description 3
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 description 2
- KJTLSVCANCCWHF-UHFFFAOYSA-N Ruthenium Chemical compound [Ru] KJTLSVCANCCWHF-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 description 2
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 2
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 2
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 2
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 2
- -1 palladium ions Chemical class 0.000 description 2
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 2
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 2
- 239000007790 solid phase Substances 0.000 description 2
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N Lithium Chemical compound [Li] WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- WCUXLLCKKVVCTQ-UHFFFAOYSA-M Potassium chloride Chemical class [Cl-].[K+] WCUXLLCKKVVCTQ-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
- 239000003513 alkali Substances 0.000 description 1
- AIYUHDOJVYHVIT-UHFFFAOYSA-M caesium chloride Chemical class [Cl-].[Cs+] AIYUHDOJVYHVIT-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 1
- 238000001311 chemical methods and process Methods 0.000 description 1
- 239000003638 chemical reducing agent Substances 0.000 description 1
- 150000003841 chloride salts Chemical class 0.000 description 1
- 238000005056 compaction Methods 0.000 description 1
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 1
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 description 1
- 238000005868 electrolysis reaction Methods 0.000 description 1
- 239000000374 eutectic mixture Substances 0.000 description 1
- 239000002360 explosive Substances 0.000 description 1
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 1
- 150000002431 hydrogen Chemical class 0.000 description 1
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000007654 immersion Methods 0.000 description 1
- 150000002500 ions Chemical class 0.000 description 1
- 229910052744 lithium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 239000005078 molybdenum compound Substances 0.000 description 1
- 150000002752 molybdenum compounds Chemical class 0.000 description 1
- WKEZHBQACHILEC-UHFFFAOYSA-N molybdenum(3+) Chemical compound [Mo+3] WKEZHBQACHILEC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910000484 niobium oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000004767 nitrides Chemical class 0.000 description 1
- RVTZCBVAJQQJTK-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);zirconium(4+) Chemical class [O-2].[O-2].[Zr+4] RVTZCBVAJQQJTK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- MUJIDPITZJWBSW-UHFFFAOYSA-N palladium(2+) Chemical compound [Pd+2] MUJIDPITZJWBSW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000012071 phase Substances 0.000 description 1
- 229910052697 platinum Inorganic materials 0.000 description 1
- BASFCYQUMIYNBI-UHFFFAOYSA-N platinum Substances [Pt] BASFCYQUMIYNBI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- WJWSFWHDKPKKES-UHFFFAOYSA-N plutonium uranium Chemical compound [U].[Pu] WJWSFWHDKPKKES-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 235000011164 potassium chloride Nutrition 0.000 description 1
- 238000004451 qualitative analysis Methods 0.000 description 1
- 238000006479 redox reaction Methods 0.000 description 1
- MHOVAHRLVXNVSD-UHFFFAOYSA-N rhodium atom Chemical compound [Rh] MHOVAHRLVXNVSD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- PZSJYEAHAINDJI-UHFFFAOYSA-N rhodium(3+) Chemical compound [Rh+3] PZSJYEAHAINDJI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000002904 solvent Substances 0.000 description 1
- 239000000758 substrate Substances 0.000 description 1
- HPICRATUQFHULE-UHFFFAOYSA-J uranium(4+);tetrachloride Chemical compound Cl[U](Cl)(Cl)Cl HPICRATUQFHULE-UHFFFAOYSA-J 0.000 description 1
- AAORDHMTTHGXCV-UHFFFAOYSA-N uranium(6+) Chemical compound [U+6] AAORDHMTTHGXCV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000003039 volatile agent Substances 0.000 description 1
- 238000004876 x-ray fluorescence Methods 0.000 description 1
- 229910001928 zirconium 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
Landscapes
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
Abstract
Description
Настоящее изобретение относится к области создания неводных методов переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ), наиболее перспективными из которых являются пироэлектрохимические процессы, осуществляемые в расплавленных смесях хлористых солей. Технология селекции компонентов ОЯТ во многом зависит от типа топлива (оксидное, металлическое, нитридное) и способа его растворения в солевых расплавах на основе различных смесей хлоридов лития, натрия и калия. Так используемое практически во всех энергетических ядерных реакторах оксидное топливо растворяют, как правило, посредством хлорирования газообразным хлором, получая в результате исходный технологический расплав состава: растворитель + UO2Cl2(UCl4) + PuCl3(PuCl4) + хлориды продуктов деления (ПД) и трансплутониевых элементов (ТПЭ). Одной из важнейших технологических задач является извлечение из таких расплавов электроположительных продуктов деления (рутения, родия, палладия, ниобия, циркония) с целью очистки от них урана и плутония и получения на последующих технологических операциях качественного уран-плутониевого продукта.The present invention relates to the field of creating non-aqueous methods for processing irradiated nuclear fuel (SNF), the most promising of which are pyroelectrochemical processes carried out in molten mixtures of chloride salts. The technology for selecting components of SNF largely depends on the type of fuel (oxide, metal, nitride) and the method of its dissolution in salt melts based on various mixtures of lithium, sodium and potassium chlorides. So the oxide fuel used in almost all nuclear power reactors is dissolved, as a rule, by chlorination with gaseous chlorine, resulting in the initial technological melt composition: solvent + UO 2 Cl 2 (UCl 4 ) + PuCl 3 (PuCl 4 ) + chlorides of fission products ( PD) and transplutonium elements (TPE). One of the most important technological problems is the extraction of electropositive fission products (ruthenium, rhodium, palladium, niobium, zirconium) from such melts in order to purify uranium and plutonium from them and to obtain a high-quality uranium-plutonium product in subsequent technological operations.
Анализ уровня техники в данной области свидетельствует о наличии разных способов извлечения электроположительных ПД (Ru, Rh, Pd, Nb. Zr) из хлоридных урансодержащих расплавов, например:An analysis of the prior art in this field indicates the existence of different methods for the extraction of electropositive PD (Ru, Rh, Pd, Nb. Zr) from uranium chloride melts, for example:
1. Васин Б.Д., Иванов В.А., Распопин С.П. О взаимодействии сплавов на основе цинка с уран- и цирконийсодержащими хлоридными расплавами. - Расплавы, 1997, №2, с.47-50.1. Vasin B.D., Ivanov V.A., Raspopin S.P. On the interaction of zinc-based alloys with uranium and zirconium-containing chloride melts. - Melts, 1997, No. 2, p. 47-50.
Показана возможность достаточно глубокого избирательного извлечения циркония (до остаточных концентраций, составляющих тысячные доли масс %) из расплава (Na-K)Clэкв+UCl3+ZrCl4 в жидкий сплав на основе цинка (Zn-U). Достигнутые коэффициенты разделения урана и наиболее близкого к нему по электрохимическим свойствам циркония составляют порядка 103. Существенным недостатком при переработке оксидного топлива является необходимость предварительного перевода U(VI) в U(III), что зачастую усложняет технологическую схему.The possibility of a sufficiently deep selective extraction of zirconium (up to residual concentrations of thousandths of a mass%) from a melt of (Na-K) Cl equiv + UCl 3 + ZrCl 4 into a liquid alloy based on zinc (Zn-U) is shown. The achieved separation coefficients of uranium and zirconium closest to it in terms of electrochemical properties are about 10 3 . A significant drawback in the processing of oxide fuel is the need for preliminary conversion of U (VI) to U (III), which often complicates the technological scheme.
2. Бычков А.В., Вавилов С.К., Скиба О.В. Пироэлектрохимическая переработка облученного уран-плутониевого оксидноо топлива для реакторов на быстрых нейтронах. - Сб. трудов ГНЦ НИИАР «Замкнутый топливный цикл: пироэлектрохимия, технология виброуплотнения, ТВЭЛы». Димитровград, 1994, вып.1, с.13-20.2. Bychkov A.V., Vavilov S.K., Skiba O.V. Pyroelectrochemical processing of irradiated uranium-plutonium oxide fuel for fast neutron reactors. - Sat Proceedings of SSC RIAR “Closed fuel cycle: pyroelectrochemistry, technology of vibration compaction, fuel elements”. Dimitrovgrad, 1994, issue 1, pp. 13-20.
Показана возможность очистки урана и плутония от Ru, Rh, Pd, Nb, Zr за счет их извлечения из оксигалогенидных систем, получаемых после растворения отработавшего оксидного топлива его хлорированием. При этом на катоде совместно с диоксидом урана электрохимически выделяются металлические Ru, Rh, Pd. Одновременно в катодный осадок диоксида урана переходят химическим путем (по обменным реакциям) оксиды ниобия и циркония. Существенным недостатком данного метода является сложная система управления процессом электролиза с выделением на катоде большого (25%) количества урана в виде диоксида.The possibility of purifying uranium and plutonium from Ru, Rh, Pd, Nb, Zr due to their extraction from oxyhalide systems obtained after dissolving spent oxide fuel by chlorination is shown. At the same time, metallic Ru, Rh, Pd are electrochemically released at the cathode together with uranium dioxide. At the same time, niobium and zirconium oxides are transferred chemically (via exchange reactions) to the cathode deposit of uranium dioxide. A significant drawback of this method is the complex control system for the electrolysis process with the release of a large (25%) amount of uranium in the form of dioxide at the cathode.
Наиболее близким к заявленному техническому решению, является способ очистки ядерного топлива на основе диоксида урана (GP patent №1084340 «Process for the Purification of Nuclear Fuels»), растворенного в расплаве хлоридов щелочных. В качестве восстанавливающего агента используется газообразный водород при низкой скорости его подачи в расплав. Осаждение диоксида урана проводят в две или более стадии. На первой стадии в виде диоксида осаждается около 1% урана, при этом продукт осаждения также содержит электроположительные продукты деления. Таким образом проходит очистка оставшегося в расплаве урана от Ru, Rh, Pd, Nb, Zr.Closest to the claimed technical solution is a method for purifying nuclear fuel based on uranium dioxide (GP patent No. 1084340 "Process for the Purification of Nuclear Fuels") dissolved in a melt of alkali chlorides. Hydrogen gas is used as a reducing agent at a low feed rate to the melt. The precipitation of uranium dioxide is carried out in two or more stages. At the first stage, about 1% of uranium precipitates in the form of dioxide, while the precipitation product also contains electropositive fission products. Thus, the remaining uranium in the melt is purified from Ru, Rh, Pd, Nb, Zr.
Основными недостатками данного метода является применение газообразного водорода, который в смеси с кислородом воздуха может давать взрывоопасную смесь, всвязи с чем возникает необходимость соблюдения определенных мер безопасности.The main disadvantages of this method is the use of gaseous hydrogen, which, when mixed with atmospheric oxygen, can produce an explosive mixture, which makes it necessary to comply with certain safety measures.
Задача, на решение которой направлено заявляемое изобретение, заключается в создании способа очистки облученного ядерного топлива в хлоридных расплавах, содержащих продукты растворения оксидного топлива посредством хлорирования, путем поэтапного извлечения электроположительных продуктов деления, отличающийся тем, что извлечение электроположительных продуктов деления осуществляют путем погружения в расплав пластины металлического молибдена и ее выдержки в контакте с расплавом в течение 2-5 часов, с последующей очисткой расплава от растворившегося молибдена.The problem to which the claimed invention is directed, is to create a method for cleaning irradiated nuclear fuel in chloride melts containing products of dissolution of oxide fuel by chlorination, by phased extraction of electropositive fission products, characterized in that the extraction of electropositive fission products is carried out by immersion in a plate melt metal molybdenum and its exposure in contact with the melt for 2-5 hours, followed by purification of the melt from dissolved molybdenum.
Сущность предлагаемого способа состоит в контактировании технологического расплава на основе хлоридов щелочных металлов, содержащего продукты растворения облученного оксидного топлива посредством хлорирования, с металлическим молибденом, погруженным в расплав в виде пластины. Металлический молибден восстанавливает часть урана(VI) до UO2, совместно с этим происходит восстановление ионов рутения(III), родия(III) и палладия (II) до металлического состояния. Ниобий и цирконий, имеющие очень высокое сродство к кислороду, переходят в твердую фазу чисто химическим путем по обменной реакции с UO2 в виде оксидных соединений.The essence of the proposed method consists in contacting a technological melt based on alkali metal chlorides containing the products of dissolution of irradiated oxide fuel by chlorination with metallic molybdenum immersed in a melt in the form of a plate. Metallic molybdenum reduces part of uranium (VI) to UO 2 , and together with this, ions of ruthenium (III), rhodium (III) and palladium (II) are reduced to a metallic state. Niobium and zirconium, which have a very high affinity for oxygen, pass into the solid phase by a purely chemical process through the exchange reaction with UO 2 in the form of oxide compounds.
Образующийся в расплаве в ходе окислительно-восстановительных реакций молибден(III) удаляется за счет перевода его в летучее соединение молибдена (
Итогом этих операций является очистка делящихся материалов (урана и плутония), находящихся в расплаве, от электроположительных ПД.The result of these operations is the purification of fissile materials (uranium and plutonium) in the melt from electropositive PD.
ПримерExample
Взят расплав на основе эвтектической смеси хлоридов натрия и цезия (NaCl-2CsCl), содержащий ионы циркония, ниобия и палладия в различном соотношении при температуре 550°C. Палладий был выбран как самый электроотрицательный элемент из группы платиновых металлов.A melt based on a eutectic mixture of sodium and cesium chlorides (NaCl-2CsCl) containing zirconium, niobium, and palladium ions in various proportions at a temperature of 550 ° C was taken. Palladium was chosen as the most electronegative element from the group of platinum metals.
В ходе проведения экспериментов масса молибденовой пластинки, введенной в расплав, уменьшалась, и на ней образовывался осадок. Качественный анализ осадка, выполненный на рентгенофлуоресцентном спектрометре, показал наличие в нем, помимо молибдена подложки, урана, циркония, ниобия и палладия. Выделившаяся на молибдене твердая фаза, по всей видимости, представляет собой металлический палладий и оксиды урана, ниобия и циркония.During the experiments, the mass of the molybdenum plate introduced into the melt decreased, and a precipitate formed on it. Qualitative analysis of the precipitate, performed on an X-ray fluorescence spectrometer, showed the presence of a substrate, in addition to molybdenum, uranium, zirconium, niobium and palladium in it. The solid phase precipitated on molybdenum, most likely, consists of metallic palladium and oxides of uranium, niobium and zirconium.
В таблице приведены результаты проведенных экспериментов, в частности, данные о начальных и конечных концентрациях в солевой фазе урана и имитаторов ПД (Pd, Nb, Zr), а также время контакта расплава с металлическим молибденом.The table shows the results of the experiments, in particular, data on the initial and final concentrations in the salt phase of uranium and PD simulators (Pd, Nb, Zr), as well as the contact time of the melt with metal molybdenum.
В ходе протекающих реакций в расплаве образуется Мо(III) в виде хлоридного комплекса
Таким образом, как видно из таблицы, существует принципиальная возможность достаточно глубокой очистки технологических хлоридных расплавов, поступающих со стадии растворения ОЯТ от электроположительных ПД при различном начальном соотношении компонентов в одну стадию.Thus, as can be seen from the table, there is a fundamental possibility of a fairly deep purification of technological chloride melts coming from the stage of SNF dissolution from electropositive PDs at different initial component ratios in one stage.
Claims (2)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2012120148/07A RU2499306C1 (en) | 2012-05-15 | 2012-05-15 | Method of cleaning irradiated nuclear fuel |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2012120148/07A RU2499306C1 (en) | 2012-05-15 | 2012-05-15 | Method of cleaning irradiated nuclear fuel |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2012120148A RU2012120148A (en) | 2013-11-20 |
| RU2499306C1 true RU2499306C1 (en) | 2013-11-20 |
Family
ID=49555241
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2012120148/07A RU2499306C1 (en) | 2012-05-15 | 2012-05-15 | Method of cleaning irradiated nuclear fuel |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2499306C1 (en) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2732740C1 (en) * | 2017-12-29 | 2020-09-22 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Method of processing spent nuclear fuel nitride in salt melts |
| WO2025024566A3 (en) * | 2023-07-26 | 2025-04-17 | Abilene Christian University | Extraction of fission products from molten salt via redox reaction with reducting agents |
| US12431253B2 (en) | 2023-06-21 | 2025-09-30 | Abilene Christian University | Fission product extraction system and methods of use thereof |
| US12441626B2 (en) | 2023-07-31 | 2025-10-14 | Abilene Christian University | Methods for the purification of molybdenum-99 with phase transfer agents |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2603844C1 (en) * | 2015-10-01 | 2016-12-10 | Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт высокотемпературной электрохимии Уральского отделения Российской Академии наук | Method of nitride spent nuclear fuel recycling in salt melts |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CA768062A (en) * | 1967-09-26 | European Atomic Energy Community (Euratom) | Process for the purification of nuclear fuels | |
| US4891192A (en) * | 1987-09-01 | 1990-01-02 | Uranium Pechiney | Process for the purification of traces of radioactive elements generated during the storage of uranium resulting from the reprocessing of irradiated nuclear fuels |
| SU1746827A1 (en) * | 1991-01-09 | 1997-02-10 | Научно-исследовательский институт атомных реакторов им.В.И.Ленина | Uranium-plutonium nuclear fuel regenerating method |
-
2012
- 2012-05-15 RU RU2012120148/07A patent/RU2499306C1/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CA768062A (en) * | 1967-09-26 | European Atomic Energy Community (Euratom) | Process for the purification of nuclear fuels | |
| US4891192A (en) * | 1987-09-01 | 1990-01-02 | Uranium Pechiney | Process for the purification of traces of radioactive elements generated during the storage of uranium resulting from the reprocessing of irradiated nuclear fuels |
| SU1746827A1 (en) * | 1991-01-09 | 1997-02-10 | Научно-исследовательский институт атомных реакторов им.В.И.Ленина | Uranium-plutonium nuclear fuel regenerating method |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2732740C1 (en) * | 2017-12-29 | 2020-09-22 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Method of processing spent nuclear fuel nitride in salt melts |
| US12431253B2 (en) | 2023-06-21 | 2025-09-30 | Abilene Christian University | Fission product extraction system and methods of use thereof |
| WO2025024566A3 (en) * | 2023-07-26 | 2025-04-17 | Abilene Christian University | Extraction of fission products from molten salt via redox reaction with reducting agents |
| US12441626B2 (en) | 2023-07-31 | 2025-10-14 | Abilene Christian University | Methods for the purification of molybdenum-99 with phase transfer agents |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2012120148A (en) | 2013-11-20 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2403634C1 (en) | Method of spent fuel regeneration | |
| RU2603844C1 (en) | Method of nitride spent nuclear fuel recycling in salt melts | |
| RU2499306C1 (en) | Method of cleaning irradiated nuclear fuel | |
| JP2016507008A (en) | Room temperature electrodeposition of actinides from ionic liquids | |
| Zuo et al. | Evaluation of noble metals as reactive electrodes for separation of lanthanides from molten LiF-BeF 2 | |
| Jang et al. | Synthetic diversity in the preparation of metallic uranium | |
| CN101252027A (en) | Dissolution of UO in Ionic liquids2、PuO2Or spent fuel process | |
| US9631290B2 (en) | Room temperature electrodeposition of actinides from ionic solutions | |
| EP1240647B1 (en) | Actinide production | |
| Sakamura | Determination of E–pO2− diagram for lanthanum in LiCl melt at 923 K | |
| US20040244533A1 (en) | Actinide production | |
| Aihara et al. | Characterization of the insoluble sludge from the dissolution of irradiated fast breeder reactor fuel | |
| Jeong et al. | An experimental study on an electrochemical reduction of an oxide mixture in the advanced spent-fuel conditioning process | |
| JP4679070B2 (en) | Method for reprocessing spent oxide fuel | |
| EP1570114B1 (en) | Separation of metals | |
| US20130087464A1 (en) | Room temperature electrodeposition of actinides from ionic solutions | |
| Choi et al. | Dilution of Li-Li2O in a metallic fuel produced through oxide reduction using ZrO2-assisted rinsing in molten LiCl | |
| WO2004036595A1 (en) | Method and apparatus for reprocessing spent fuel from light-water reactor | |
| González | Voltammetric analysis of moisture-induced impurities in LiCl-Li2O used for direct electrolytic reduction of UO2 and demonstration of purification process | |
| WO2011144937A1 (en) | Novel reprocessing method | |
| Zavarzin et al. | Electrochemical properties and dissolution of UPd3 in nitric acid solutions | |
| JP7588971B2 (en) | Electrolytic reduction device and electrolytic reduction method | |
| RU2772970C1 (en) | Method for controlled extraction of actinides from metal products of spent nuclear fuel in a chloride melt | |
| Park et al. | Behavior of diffusing elements from an integrated cathode of an electrochemical reduction process | |
| Gonzalez et al. | Reactive Fe anode for electrolytic reduction of solid metal oxide in molten LiCl-Li2O |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20140516 |