[go: up one dir, main page]

RU93038611A - METHOD FOR TREATING HIGHLY ACTIVE NITROGEN-REFINATES FROM NPP FUEL REGENERATION - Google Patents

METHOD FOR TREATING HIGHLY ACTIVE NITROGEN-REFINATES FROM NPP FUEL REGENERATION

Info

Publication number
RU93038611A
RU93038611A RU93038611/25A RU93038611A RU93038611A RU 93038611 A RU93038611 A RU 93038611A RU 93038611/25 A RU93038611/25 A RU 93038611/25A RU 93038611 A RU93038611 A RU 93038611A RU 93038611 A RU93038611 A RU 93038611A
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
molybdenum
extraction
zirconium
palladium
mol
Prior art date
Application number
RU93038611/25A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU2080666C1 (en
Inventor
А.А. Ахматов
Б.Я. Зильберман
Е.Н. Инькова
Л.В. Сытник
Ю.В. Паленик
Ю.С. Федоров
Original Assignee
Научно-производственное объединение "Радиевый институт им.В.Г.Хлопина"
Filing date
Publication date
Application filed by Научно-производственное объединение "Радиевый институт им.В.Г.Хлопина" filed Critical Научно-производственное объединение "Радиевый институт им.В.Г.Хлопина"
Priority to RU93038611A priority Critical patent/RU2080666C1/en
Priority claimed from RU93038611A external-priority patent/RU2080666C1/en
Publication of RU93038611A publication Critical patent/RU93038611A/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2080666C1 publication Critical patent/RU2080666C1/en

Links

Claims (1)

Изобретение относится к технологии переработки отработавшего ядерного топлива. Оно может быть использовано в технологических схемах экстракционной переработки облученных ядерных материалов или отходов от таких переработок при подготовке их к захоронению, а также в технологии извлечения молибдена. Сущность изобретения состоит в удалении перед коцентрированием рафинатов молибдена, палладия и циркония экстракцией раствором трибутилфосфата в неполярном разбавителе с использованием комплексообразователя кислого характера ограниченно растворимого в водной фазе и распределяющегося между водной и органической фазами. Комплексообразователь и удаляемые элементы извлекаются содовым раствором на стадии подготовки экстрагента к повторному использованию. В качестве комплексообразователя используется очищенная смесь гидроксамовых кислот С7 - С9 (ИМ-50). Извлечение палладия и циркония проводят при концентрации азотной кислоты 1 - 2 моль/л, а молибден 1 - 4 моль/л. Путем промывки экстракта азотной кислотой 2,5 - 5 моль/л можно очистить молибден от палладия и циркония. Предложенный способ позволяет провести экстракцию молибдена, палладия и циркония с использованием оборотного экстрагента 1-го цикла переработки облученного топлива АЭС и возвратить его снова в процесс после реэкстракции указанных элементов.The invention relates to the reprocessing technology of spent nuclear fuel. It can be used in technological schemes for the extraction processing of irradiated nuclear materials or waste from such processing in preparing them for disposal, as well as in molybdenum extraction technology. The essence of the invention consists in removing, before co-concentrating, the raffinates of molybdenum, palladium and zirconium by extraction with a solution of tributyl phosphate in a non-polar diluent using an acidic complexing agent that is partially soluble in the aqueous phase and distributed between the aqueous and organic phases. The complexing agent and the removed elements are extracted with soda solution at the stage of preparation of the extractant for reuse. The complexing agent used is a purified mixture of hydroxamic acids C 7 - C 9 (IM-50). The extraction of palladium and zirconium is carried out at a concentration of nitric acid 1 - 2 mol / l, and molybdenum 1 - 4 mol / l. By washing the extract with nitric acid of 2.5 - 5 mol / l, molybdenum can be purified from palladium and zirconium. The proposed method allows the extraction of molybdenum, palladium and zirconium using recycled extractant of the 1st processing cycle of irradiated NPP fuel and return it back to the process after reextraction of these elements.
RU93038611A 1993-07-27 1993-07-27 Method for processing of active nitrate raffinates produced by regeneration of nuclear fuel RU2080666C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU93038611A RU2080666C1 (en) 1993-07-27 1993-07-27 Method for processing of active nitrate raffinates produced by regeneration of nuclear fuel

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU93038611A RU2080666C1 (en) 1993-07-27 1993-07-27 Method for processing of active nitrate raffinates produced by regeneration of nuclear fuel

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU93038611A true RU93038611A (en) 1996-02-20
RU2080666C1 RU2080666C1 (en) 1997-05-27

Family

ID=20145760

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU93038611A RU2080666C1 (en) 1993-07-27 1993-07-27 Method for processing of active nitrate raffinates produced by regeneration of nuclear fuel

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2080666C1 (en)

Families Citing this family (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2132578C1 (en) * 1997-06-16 1999-06-27 Научно-производственное объединение "Радиевый институт им.В.Г.Хлопина" Method of processing irradiated nuclear fuel on nuclear power plants
RU2163403C2 (en) * 1999-02-23 2001-02-20 Государственное унитарное предприятие Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" Extracting mixture for simultaneous separation of radionuclides from liquid radioactive wastes (alternatives)
RU2164715C2 (en) * 1999-06-23 2001-03-27 Государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" Method for treatment of molybdenum-containing heavy solutions and concentrates of long-living radionuclides produced in recovery of irradiated fissionable fuel at nuclear power plants
RU2165653C1 (en) * 1999-08-09 2001-04-20 Государственное унитарное предприятие Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" Method for extracting transplutonium and rare earth elements from acid solutions and for their separation
RU2200993C2 (en) * 2001-03-13 2003-03-20 Государственное унитарное предприятие Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" Method for recovery of irradiated thorium materials
RU2241678C2 (en) * 2001-04-09 2004-12-10 Открытое акционерное общество "Ульбинский металлургический завод" Method of regenerating organic phase used in uranium extraction process
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
RU2303306C2 (en) * 2005-07-19 2007-07-20 Российская Федерация в лице Федерального агентства по атомной энергии Method for evaporating raffinate produced in recovery of nuclear power station irradiated fuel
RU2454742C1 (en) * 2010-12-23 2012-06-27 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" Method for processing of spent nuclear fuel of nuclear power plants
RU2454741C1 (en) * 2010-12-23 2012-06-27 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" Processing method of irradiated nuclear fuel of nuclear power plants
RU2490735C2 (en) * 2011-11-22 2013-08-20 Российская Федерация, от имени которой выступает Открытое акционерное общество "Государственный научный центр - Научно-исследовательский институт атомных реакторов" Method for preparation of spent nuclear fuel reprocessing solutions containing complexing agents for extraction of multivalent actinides
RU2522544C2 (en) * 2012-06-15 2014-07-20 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" Method of selective extraction of radionuclides from radioactive nitric acid solutions (versions)
RU2529185C1 (en) * 2013-02-12 2014-09-27 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" Method of preparing spent carbide nuclear fuel for extraction processing (versions)
RU2626767C1 (en) * 2016-04-22 2017-08-01 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") Method for evaporating highly active raffinate from processing of spent nuclear fuel
RU2624920C1 (en) * 2016-06-15 2017-07-11 Акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" Method of extraction of molybdene from radioactive solutions

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU93038611A (en) METHOD FOR TREATING HIGHLY ACTIVE NITROGEN-REFINATES FROM NPP FUEL REGENERATION
US5322644A (en) Process for decontamination of radioactive materials
RU2001125151A (en) A method of processing used nuclear fuel
RU2080666C1 (en) Method for processing of active nitrate raffinates produced by regeneration of nuclear fuel
US4059671A (en) Method for increasing the lifetime of an extraction medium used for reprocessing spent nuclear fuel and/or breeder materials
CN1037914C (en) Method for separating actinide elements from concentrated high-radioactive waste liquid
US4981616A (en) Spent fuel treatment method
JPS60227196A (en) Improvement method through which substance inhibiting recovery of uranium and plutonium in fission substance and fission substance to be recovered is separated mutually by reprocessing process
JPS63198897A (en) Method particularly used for reprocessing irradiated nuclear fuel in order to separate technetium existing in organic solvent together with one kind or more of other metal such as zirconium and uranium or plutonium
US3954654A (en) Treatment of irradiated nuclear fuel
Navratil et al. Removal of actinides from selected nuclear fuel reprocessing wastes
RU2522544C2 (en) Method of selective extraction of radionuclides from radioactive nitric acid solutions (versions)
JP3310765B2 (en) High-level waste liquid treatment method in reprocessing facility
JP3567017B2 (en) Regeneration method of decomposed organic solvent used for reprocessing of spent nuclear fuel
US3574532A (en) Wash treatment to restore the degraded d2ehpa-tbp used in fission product extraction
JP2904739B2 (en) Denitrification of spent nuclear fuel solution and high-level radioactive liquid waste by supercritical carbon dioxide extraction
RU2623943C1 (en) Extraction mixture for the recovery of tpe and ree from high-active rafinat of npp snf processing and the method of its use (versions)
DE3877813D1 (en) METHOD FOR LIQUID-LIQUID EXTRACTION OF GALLIUM.
JPH0249195A (en) Method of washing organic solvent and method of deducing volume of waste washing liquid
RU2200993C2 (en) Method for recovery of irradiated thorium materials
JPS63188796A (en) Method of processing decontaminated waste liquor
JP3308045B2 (en) Technetium decontamination method in co-decontamination process of spent nuclear fuel reprocessing
JPH07107560B2 (en) Method for cleaning organic solvent and apparatus using the same
RU2325719C1 (en) Method of spent fuel reprocessing
JP2776897B2 (en) Method and apparatus for treating radioactive ruthenium-containing waste liquid