RU2767931C1 - Method for extraction purification of uranium extract from technetium - Google Patents
Method for extraction purification of uranium extract from technetium Download PDFInfo
- Publication number
- RU2767931C1 RU2767931C1 RU2021110192A RU2021110192A RU2767931C1 RU 2767931 C1 RU2767931 C1 RU 2767931C1 RU 2021110192 A RU2021110192 A RU 2021110192A RU 2021110192 A RU2021110192 A RU 2021110192A RU 2767931 C1 RU2767931 C1 RU 2767931C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- uranium
- technetium
- extract
- nitric acid
- purification
- Prior art date
Links
Classifications
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C01—INORGANIC CHEMISTRY
- C01G—COMPOUNDS CONTAINING METALS NOT COVERED BY SUBCLASSES C01D OR C01F
- C01G43/00—Compounds of uranium
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22B—PRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
- C22B3/00—Extraction of metal compounds from ores or concentrates by wet processes
- C22B3/20—Treatment or purification of solutions, e.g. obtained by leaching
- C22B3/26—Treatment or purification of solutions, e.g. obtained by leaching by liquid-liquid extraction using organic compounds
- C22B3/40—Mixtures
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22B—PRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
- C22B60/00—Obtaining metals of atomic number 87 or higher, i.e. radioactive metals
- C22B60/02—Obtaining thorium, uranium, or other actinides
- C22B60/0204—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium
- C22B60/0217—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes
- C22B60/0252—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes treatment or purification of solutions or of liquors or of slurries
- C22B60/026—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes treatment or purification of solutions or of liquors or of slurries liquid-liquid extraction with or without dissolution in organic solvents
Landscapes
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- General Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Geology (AREA)
- Manufacturing & Machinery (AREA)
- Materials Engineering (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Metallurgy (AREA)
- Environmental & Geological Engineering (AREA)
- Geochemistry & Mineralogy (AREA)
- Inorganic Chemistry (AREA)
- Extraction Or Liquid Replacement (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к способам экстракционной очистки регенерированного урана от технеция и может быть использовано в технологических процессах переработки облученного ядерного топлива, в которых в качестве экстрагента используется трибутилфосфат (ТБФ) в углеводородном разбавителе и где необходима очистка урана от бета-активного технеция-99.The invention relates to methods for extractive purification of regenerated uranium from technetium and can be used in technological processes for processing irradiated nuclear fuel, in which tributyl phosphate (TBP) in a hydrocarbon diluent is used as an extractant and where purification of uranium from beta-active technetium-99 is necessary.
Проблема в том, что в процессе экстракционной переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) в ряде случаев после разделения урана и плутония регенерированный уран оказывается недостаточно очищен от технеция. Например, в двуцикличной схеме аффинажа U+Pu+Np, включающей общий урановый цикл. То есть остаточное количество технеция не позволяет использовать регенерированный уран для производства нового ядерного топлива. Поэтому возникает задача по очистке регенерированного урана от технеция.The problem is that in the process of extraction reprocessing of irradiated nuclear fuel (SNF), in some cases, after the separation of uranium and plutonium, the regenerated uranium is not sufficiently purified from technetium. For example, in a two-cycle U+Pu+Np refining scheme, including a common uranium cycle. That is, the residual amount of technetium does not allow the use of regenerated uranium for the production of new nuclear fuel. Therefore, the problem arises of cleaning regenerated uranium from technetium.
Известные способы экстракционной очистки урана от технеция с использованием в качестве экстрагента растворов ТБФ в углеводородных разбавителях основаны на переводе технеция из семивалентного состояния, в котором он соэкстрагируется с ураном, в четырехвалентное - слабо экстрагируемое трибутилфосфатом состояние.Known methods of extraction purification of uranium from technetium using TBP solutions in hydrocarbon diluents as an extractant are based on the transfer of technetium from a heptavalent state, in which it is co-extracted with uranium, into a tetravalent state, which is weakly extractable by tributyl phosphate.
При этом, чем более полно восстановлен технеций до четырехвалентного состояния, тем выше экстракционная очистка урана от технеция. Для увеличения степени очистки урана от технеция применяют также комплексообразователи технеция(IV), связывающие его в слабо-экстрагируемое комплексное соединение либо препятствующие его обратному окислению азотной кислотой.At the same time, the more completely technetium is reduced to the tetravalent state, the higher is the extraction purification of uranium from technetium. To increase the degree of purification of uranium from technetium, technetium(IV) complexing agents are also used, which bind it into a weakly extractable complex compound or prevent its reverse oxidation with nitric acid.
Известен способ экстракционной очистки урана от технеция, в котором технеций(VII) в азотнокислом растворе UO2(NO3)2 перед экстракцией урана 30%-ным ТБФ в органическом разбавителе восстанавливают гидразином и восстановленный технеций(IV) закомплексовывают щавелевой кислотой, то есть переводят технеций(VII) в неэкстрагируемую форму [Патент US 4528165 опубл. 09.07.1985]. Недостаток указанного способа состоит в использовании гидразина, который при каталитическом окислении азотной кислотой в присутствии ионов технеция (катализатор) образует азотистоводородную кислоту и ионы аммония. Азотистоводородная кислота образует потенциально-опасные соединения с ионами тяжелых металлов (в частности, с палладием), присутствующими в технологических растворах, что может нарушать гидродинамический режим работы экстракционных аппаратов вследствие образования межфазных соединений. Нитрат аммония, который в конечном итоге накапливается в жидких радиоактивных отходах (ЖРО), препятствует их глубокому упариванию, не позволяя минимизировать их объем.A known method of extraction purification of uranium from technetium, in which technetium (VII) in a nitric acid solution of UO 2 (NO 3 ) 2 before extraction of uranium with 30% TBP in an organic diluent, is reduced with hydrazine and the reduced technetium (IV) is complexed with oxalic acid, that is, it is converted technetium(VII) in non-extractable form [Patent US 4528165 publ. 07/09/1985]. The disadvantage of this method is the use of hydrazine, which during catalytic oxidation with nitric acid in the presence of technetium ions (catalyst) forms hydrazoic acid and ammonium ions. Hydronitric acid forms potentially hazardous compounds with heavy metal ions (in particular, with palladium) present in process solutions, which can disrupt the hydrodynamic operation of extraction apparatus due to the formation of interfacial compounds. Ammonium nitrate, which eventually accumulates in liquid radioactive waste (LRW), prevents their deep evaporation, making it impossible to minimize their volume.
Кроме того, недостатком данного способа является снижение степени извлечения урана(VI) в процессе экстракции из-за связывания урана(VI) в комплексное соединение с оксалат-ионом.In addition, the disadvantage of this method is a decrease in the degree of extraction of uranium(VI) during the extraction process due to the binding of uranium(VI) into a complex compound with an oxalate ion.
Известен «Способ переработки азотнокислого раствора регенерированного урана с очисткой от технеция (варианты)» (патент RU 2430175 опубл. 27.09.2011). По этому способу очистку урана от технеция осуществляют путем перевода технеция в неэкстрагируемое состояние в промывной зоне экстракционного каскада азотнокислым раствором, содержащим восстановитель технеция - карбогидразид. Промывку экстракта урана проводят раствором, содержащим (0,1-0,2) моль/л карбогидразида и (0,05-0,15) моль/л азотной кислоты при соотношении фаз потоков органической и водной фаз, равном 10-15. Отработанный промывной раствор направляют в питающую ступень экстракционного каскада.Known "Method of processing a nitric acid solution of regenerated uranium with purification from technetium (options)" (patent RU 2430175 publ. 27.09.2011). According to this method, the purification of uranium from technetium is carried out by transferring technetium to a non-extractable state in the washing zone of the extraction cascade with a nitric acid solution containing a technetium reducing agent - carbohydrazide. The uranium extract is washed with a solution containing (0.1-0.2) mol/l carbohydrazide and (0.05-0.15) mol/l nitric acid at a phase ratio of the organic and aqueous phase flows equal to 10-15. The spent wash solution is sent to the feed stage of the extraction cascade.
Недостаток данного способа заключается в том, что карбогидразид в процессе его окисления технецием образует ионы аммония, который, как и в предыдущем аналоге, осложнит обращение с ЖРО. Кроме того, перед упариванием растворов, содержащих органические восстановители или гидразин, необходимо проводить их разрушение для обеспечения пожаровзрывобезопасных условий при упаривании.The disadvantage of this method is that carbohydrazide in the process of its oxidation with technetium forms ammonium ions, which, as in the previous analogue, will complicate the handling of LRW. In addition, before evaporation of solutions containing organic reducing agents or hydrazine, it is necessary to carry out their destruction to ensure fire and explosion-safe conditions during evaporation.
Известен способ, взятый за прототип, предусматривающий вытеснительную реэкстракцию технеция азотной кислотой при сильнокислотной промывке экстракта урана, плутония и нептуния [патент ЕР 0270453 опубл. 08.06.1988], осуществляемой при двухзонной промывке. К недостаткам указанного способа следует отнести невысокий коэффициент очистки урана от технеция (примерно 6,0) на операции его сильнокислотной реэкстракции и применение раствора азотной кислоты высокой концентрации (13,6 моль/л HNO3), что приводит к ускорению деградации экстрагента (его нитрованию) и повышает перенос азотной кислоты с экстрактом.A known method, taken as a prototype, provides for the displacement stripping of technetium with nitric acid during strongly acidic washing of the extract of uranium, plutonium and neptunium [patent EP 0270453 publ. 06/08/1988], carried out with a two-zone washing. The disadvantages of this method include the low coefficient of purification of uranium from technetium (about 6.0) in the operation of its strongly acid stripping and the use of a high concentration of nitric acid solution (13.6 mol/l HNO 3 ), which leads to accelerated degradation of the extractant (its nitration ) and increases the transfer of nitric acid with the extract.
Техническим результатом предлагаемого изобретения является увеличение коэффициента очистки экстракта урана от технеция без использования органических восстановителей и растворов с высокой концентрацией азотной кислоты и снижение переноса азотной кислоты с экстрактом.The technical result of the invention is to increase the coefficient of purification of uranium extract from technetium without the use of organic reducing agents and solutions with a high concentration of nitric acid and to reduce the transfer of nitric acid with the extract.
Для достижения технического результата изобретения в способе экстракционной очистки экстракта урана от технеция, включающем противоточную промывку экстракта урана, содержащего трибутилфосфат в углеводородном разбавителе, уран и технеций, водным азотнокислым раствором, экстракт урана промывают азотнокислым раствором нитрата уранила.To achieve the technical result of the invention in the method of extraction purification of uranium extract from technetium, including countercurrent washing of the uranium extract containing tributyl phosphate in a hydrocarbon diluent, uranium and technetium, with an aqueous nitric acid solution, the uranium extract is washed with a nitric acid solution of uranyl nitrate.
Экстракт урана получают экстракцией урана и технеция 30%-ным трибутилфосфатом в углеводородном разбавителе.Uranium extract is obtained by extraction of uranium and technetium with 30% tributyl phosphate in a hydrocarbon diluent.
Промывку экстракта урана проводят раствором, содержащим (300-500) г/л урана и (0,1-0,3) моль/л азотной кислоты при соотношении потоков органической и водной фаз О:В не более 5,1:1.The uranium extract is washed with a solution containing (300-500) g/l of uranium and (0.1-0.3) mol/l of nitric acid at a flow ratio of the organic and aqueous phases O:B of not more than 5.1:1.
Известно, что с увеличением концентрации U(VI) в водном растворе от 0,25 моль/л до 1,0 моль/л коэффициент распределения технеция(VII) (Краспр. Тс) между 30%-ным ТБФ в н-додекане и водным раствором, содержащим 0,5 моль/л HNO3, падает от 1,1 до 0,6 [Розен A.M., Захаркин B.C. Бахрушин А.Ю., Власов B.C. Математическая модель экстракции микроколичеств Tc(VII) трибутилфосфатом // Атомная энергия, Т.63, вып. 3, 1987. - С.177].It is known that with an increase in the concentration of U(VI) in an aqueous solution from 0.25 mol/l to 1.0 mol/l, the distribution coefficient of technetium(VII) (Kraspr. Tc) between 30% TBP in n-dodecane and aqueous solution containing 0.5 mol/l HNO 3 falls from 1.1 to 0.6 [Rosen AM, Zakharkin VS Bakhrushin A.Yu., Vlasov VS Mathematical model of extraction of trace amounts of Tc(VII) with tributyl phosphate // Atomic Energy, T .63, no. 3, 1987. - S.177].
Сведения о коэффициентах распределения технеция(VII) в области более высоких равновесных концентраций урана в водных растворах и более низких концентраций азотной кислоты сведения отсутствуют. Поэтому предварительно определили коэффициенты распределения технеция(VII) в равновесной системе: «30%-ный ТБФ в углеводородном разбавителе - азотнокислый водный раствор нитрата уранила», содержащей [U]=(300-500) г/л и [HNO3]=(0,1-0,3) моль/л. Результаты определений коэффициентов распределения технеция(УП) представлены в таблице 1.There is no information about the distribution coefficients of technetium(VII) in the region of higher equilibrium concentrations of uranium in aqueous solutions and lower concentrations of nitric acid. Therefore, the distribution coefficients of technetium(VII) in the equilibrium system were preliminarily determined: "30% TBP in a hydrocarbon diluent - nitric acid aqueous solution of uranyl nitrate" containing [U]=(300-500) g/l and [HNO 3 ]=( 0.1-0.3) mol/l. The results of determining the distribution coefficients of technetium (CP) are presented in Table 1.
Из данных таблицы 1 видно, что в области более высоких равновесных концентраций урана в водных растворах и более низких концентраций азотной кислоты коэффициенты распределения технеция(VII) существенно ниже 0,6 - значения, приведенного в статье A.M. Розена с сотр.From the data of Table 1 it can be seen that in the region of higher equilibrium concentrations of uranium in aqueous solutions and lower concentrations of nitric acid, the distribution coefficients of technetium(VII) are significantly lower than 0.6 - the value given in the article by A.M. Rosen et al.
Условием осуществления очистки урана от технеция(VII) является обеспечение на каждой ступени противоточного процесса более низкого количества технеция в органической фазе в сравнении с количеством технеция в водной фазе или соблюдение условия:The condition for the purification of uranium from technetium(VII) is to ensure that at each stage of the countercurrent process a lower amount of technetium in the organic phase compared to the amount of technetium in the aqueous phase or compliance with the condition:
Краспр.Тс × (O:В)расчетное < 1,Redsp.Tc × (O:V)calculated < 1,
где Краспр.Тс - коэффициент распределения технеция;where Kraspr.Ts - technetium distribution coefficient;
O:В - соотношение потоков органической и водной фаз, при этомO:B - the ratio of flows of organic and aqueous phases, while
(O:В)расчетное = 1/Краспр.Тс(O:B) calculated = 1 / Kraspr.Ts
(значения (O:В)расчетное приведены в таблице 1).(values (O:B)calculated are given in Table 1).
Из этого выражения и данных таблицы 1 следует, что, используя реэкстрагирующий азотнокислый раствор, содержащий (300-500) г/л урана и (0,1-0,3) моль/л азотной кислоты, проводить очистку урана от технеция(VII) необходимо при соотношении расходов органической к водной фазе О:В не более 5,1.From this expression and the data of Table 1, it follows that, using a stripping nitric acid solution containing (300-500) g/l of uranium and (0.1-0.3) mol/l of nitric acid, purify uranium from technetium(VII) necessary when the ratio of the flow rate of the organic to the aqueous phase O:B is not more than 5.1.
Для демонстрации эффективности заявляемого способа был проведен эксперимент, в котором осуществлена противоточная промывка экстракта водным азотнокислым раствором нитрата уранила на 5 ступенях экстракционного каскада.To demonstrate the effectiveness of the proposed method, an experiment was conducted in which countercurrent washing of the extract with an aqueous nitric acid solution of uranyl nitrate was carried out at 5 stages of the extraction cascade.
В эксперименте на промывку подавался экстракт - 30% ТБФ в углеводородном разбавителе, содержащий: [U]=65,0 г/л, [Tc(VII)]=119,6 мг/л (или 1,84 мг/гU) и [ΗΝO3]=0,05 моль/л.In the experiment, an extract was supplied for washing - 30% TBP in a hydrocarbon diluent containing: [U]=65.0 g/l, [Tc(VII)]=119.6 mg/l (or 1.84 mg/gU) and [ΗΝO 3 ]=0.05 mol/l.
Противотоком органической фазе подавался водный промывной раствор следующего состава: [U]=357 г/л; [HNO3]=0,3 моль/л при отношении фаз O:В, равном 3.The organic phase was countercurrently supplied with an aqueous washing solution of the following composition: [U]=357 g/l; [HNO 3 ]=0.3 mol/l with an O:B phase ratio of 3.
После выхода системы на равновесие проанализировали содержание U и Тс в органической фазе на каждой ступени. Результаты определений представлены в таблице 2 (нумерация ступеней приведена по ходу органической фазы).After the system reached equilibrium, the contents of U and Tc in the organic phase were analyzed at each stage. The results of the determinations are presented in Table 2 (the steps are numbered along the course of the organic phase).
Из данных, представленных в таблице 2, видно, что концентрация урана в экстракте растет от 1 к 5 ступени (от 115,5 г/л до 121,0 г/л), а концентрация технеция падает от 119,6 мг/л (или 1,84 мг/гU) в исходном экстракте до 15,9 мг/л (0,12 мг/гU) в промытом экстракте.From the data presented in Table 2, it can be seen that the concentration of uranium in the extract increases from stage 1 to stage 5 (from 115.5 g/l to 121.0 g/l), while the concentration of technetium decreases from 119.6 mg/l ( or 1.84 mg/gU) in the original extract to 15.9 mg/l (0.12 mg/gU) in the washed extract.
Отсюда коэффициент очистки урана от технеция равен:Hence, the coefficient of purification of uranium from technetium is equal to:
1,84 (мг/гU)/0,12 (мг/гU)=15,3.1.84 (mg/gU)/0.12 (mg/gU)=15.3.
Промытый экстракт содержал ≤ 0,05 моль/л HNO3, что подтверждает отсутствие переноса азотной кислоты с экстрактом и его негативное влияние на последующую реэкстракцию урана.The washed extract contained ≤ 0.05 mol/l HNO 3 , which confirms the absence of transfer of nitric acid with the extract and its negative impact on the subsequent stripping of uranium.
Таким образом, предлагаемый способ в сравнении с прототипом продемонстрировал более высокую эффективность очистки урана от технеция. Использование растворов с низкой концентрацией азотной кислоты снижает деградацию (нитрование) экстрагента и перенос азотной кислоты с экстрактом, что способствует увеличению эффективности последующей реэкстракции урана.Thus, the proposed method in comparison with the prototype showed a higher efficiency of purification of uranium from technetium. The use of solutions with a low concentration of nitric acid reduces the degradation (nitration) of the extractant and the transfer of nitric acid with the extract, which increases the efficiency of subsequent uranium stripping.
Claims (2)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2021110192A RU2767931C1 (en) | 2021-04-12 | 2021-04-12 | Method for extraction purification of uranium extract from technetium |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2021110192A RU2767931C1 (en) | 2021-04-12 | 2021-04-12 | Method for extraction purification of uranium extract from technetium |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2767931C1 true RU2767931C1 (en) | 2022-03-22 |
Family
ID=80819653
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2021110192A RU2767931C1 (en) | 2021-04-12 | 2021-04-12 | Method for extraction purification of uranium extract from technetium |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2767931C1 (en) |
Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4443413A (en) * | 1983-08-31 | 1984-04-17 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Separation of uranium from technetium in recovery of spent nuclear fuel |
| EP0270453A1 (en) * | 1986-12-03 | 1988-06-08 | Commissariat A L'energie Atomique | Process for separating the technetium contained in an organic solvent comprising zirconium and at least one other metal such as uranium or plutonium, especially for use in reprocessing irradiated nuclear fuels |
| JPH0658431B2 (en) * | 1985-06-26 | 1994-08-03 | コミサリヤ・ア・レネルジ・アトミク | A method for preventing the extraction of technetium and / or rhenium, especially when extracting uranium and / or plutonium with an organic solvent |
| RU2184083C2 (en) * | 2000-08-25 | 2002-06-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" | Method of purifying uranium(vi) from technetium(vii) |
| RU2490210C1 (en) * | 2011-12-20 | 2013-08-20 | Открытое акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" | Method of processing nitrate solution of recovered uranium combined with removal of technetium |
| RU2562604C1 (en) * | 2014-02-26 | 2015-09-10 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Method of refining uranium by extraction |
-
2021
- 2021-04-12 RU RU2021110192A patent/RU2767931C1/en active
Patent Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4443413A (en) * | 1983-08-31 | 1984-04-17 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Separation of uranium from technetium in recovery of spent nuclear fuel |
| JPH0658431B2 (en) * | 1985-06-26 | 1994-08-03 | コミサリヤ・ア・レネルジ・アトミク | A method for preventing the extraction of technetium and / or rhenium, especially when extracting uranium and / or plutonium with an organic solvent |
| EP0270453A1 (en) * | 1986-12-03 | 1988-06-08 | Commissariat A L'energie Atomique | Process for separating the technetium contained in an organic solvent comprising zirconium and at least one other metal such as uranium or plutonium, especially for use in reprocessing irradiated nuclear fuels |
| RU2184083C2 (en) * | 2000-08-25 | 2002-06-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" | Method of purifying uranium(vi) from technetium(vii) |
| RU2490210C1 (en) * | 2011-12-20 | 2013-08-20 | Открытое акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" | Method of processing nitrate solution of recovered uranium combined with removal of technetium |
| RU2562604C1 (en) * | 2014-02-26 | 2015-09-10 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Method of refining uranium by extraction |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN101529528B (en) | Concentrated separation of actinides from highly acidic aqueous phases using a solvating extractant in a salting-out medium | |
| US8354085B1 (en) | Actinide and lanthanide separation process (ALSEP) | |
| RU2544716C2 (en) | Method of selective americium removal from nitric water phase | |
| CN101088129B (en) | Improvement of the purex method and uses thereof | |
| CN107851470B (en) | Method for treating aqueous nitric acid solution produced by dissolving spent nuclear fuel | |
| CN101076868B (en) | Method for separating uranium (VI) and actinides (IV)and/or actinides (VI) and application thereof | |
| US3987145A (en) | Ferric ion as a scavenging agent in a solvent extraction process | |
| CN102473467A (en) | Improved method for treating spent nuclear fuel | |
| US10734126B2 (en) | Methods of separating medical isotopes from uranium solutions | |
| CN1130733C (en) | Nuclear fuel reprocessing | |
| JPH0658431B2 (en) | A method for preventing the extraction of technetium and / or rhenium, especially when extracting uranium and / or plutonium with an organic solvent | |
| RU2012075C1 (en) | Method of processing of irradiated fuel of atomic power plants | |
| CN101765890B (en) | Use of butyraldehyde oxime as anti-nitrous agent in an operation for the reducing back-extraction of plutonium | |
| JPH0518076B2 (en) | ||
| RU2767931C1 (en) | Method for extraction purification of uranium extract from technetium | |
| JPH0453277B2 (en) | ||
| US3276850A (en) | Method of selectively reducing plutonium values | |
| RU2229178C2 (en) | METHOD FOR RECOVERING SPENT NUCLEAR FUEL (ALTERNATIVES), Np(VI)-\lang1033\f1 TO\lang1049\f0 -Np(V) REDUCER, Pu(IV)-TO-Pu(III) REDUCER, AND JOINED Np(VI)-TO-Np(V) AND Pu(IV)-TO- (Pu(III) REDUCER | |
| RU2514947C2 (en) | Method for re-extraction of plutonium from organic solution of tributyl phosphate | |
| Govindan et al. | Partitioning of uranium and plutonium by acetohydroxamic acid | |
| RU2430175C1 (en) | Processing method of nitric-acid solution of regenerated uranium with removal of technetium (versions) | |
| RU2545953C2 (en) | Method of extracting molybdenum-99 from solution of irradiated uranium targets | |
| US3836625A (en) | Reprocessing of spent nuclear fuel | |
| JP3159887B2 (en) | Reprocessing of spent nuclear fuel | |
| CN116246812A (en) | A method for retaining plutonium in the sewage solvent of the treatment process after neutral complexing agent elution |