WO2008150188A1 - Method for processing spent nuclear fuel - Google Patents
Method for processing spent nuclear fuel Download PDFInfo
- Publication number
- WO2008150188A1 WO2008150188A1 PCT/RU2007/000400 RU2007000400W WO2008150188A1 WO 2008150188 A1 WO2008150188 A1 WO 2008150188A1 RU 2007000400 W RU2007000400 W RU 2007000400W WO 2008150188 A1 WO2008150188 A1 WO 2008150188A1
- Authority
- WO
- WIPO (PCT)
- Prior art keywords
- nuclear fuel
- processing method
- processing
- carried out
- spent
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Ceased
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
- G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
- G21C19/48—Non-aqueous processes
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
- G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
-
- 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
Definitions
- the present invention relates to a technology for the processing of spent (irradiated) solid nuclear fuel of nuclear reactors - uranium dioxide by metallurgical method for the purpose of its further safe storage,.
- the activity of spent nuclear fuel during long-term storage is determined mainly by the content of long-lived isotopes of xenon, strontium, etc.
- This method does not allow complete removal of cesium during reprocessing of spent nuclear fuel, which leads to high radioactivity of the fuel to be stored.
- the closest in technical essence to the proposed solution is a method for the reduction of metal oxides present in spent nuclear fuel (SNF), including loading into the crucible oxide of spent nuclear fuel and reducing material, melting the mixture and reducing to metallic yp.
- SNF spent nuclear fuel
- RF application • N22004127170, G21 C 19/44, 2004 In the known method, electrolytic separation of spent nuclear fuel is used.
- the problem solved by the invention is the creation of a method for the processing of spent (irradiated) solid nuclear fuel, devoid of the above disadvantages, namely, a metallurgical processing method that reduces the activity of the reprocessed fuel, accelerates the recovery of spent nuclear fuel, and therefore significantly reduces the cost and makes it environmentally safe. storage and transportation.
- the technical result in the present invention is achieved by the creation of a method for processing spent (irradiated) solid nuclear fuel, including loading the oxide of spent nuclear fuel and reducing material, melting the resulting charge and reducing to metal nuclear fuel, characterized in that the slag-diluent is added to the charge, then it is crushed and the resulting homogeneous charge is melted by high-frequency heating in an inert gas medium, and an exothermic reaction with at least one reducing material is used for the reduction process , then carry out the removal of slag saturating it with the most active products.
- the proposed method will allow to separate the active material
- the proposed method allows you to concentrate energy on heating oxide SNF (which determines the energy intensity of the process, since high-frequency heating reduces the energy intensity of deoxidation, since the process itself proceeds with the release of heat).
- the invention is also characterized by the fact that the remaining melt of the uranium-based alloy is subjected to secondary isothermal segregation in a crucible settler, quenched, and then the obtained ingot is divided into at least three parts containing uranium, transuranic and light elements. This allows you to: get metallic uranium with a low content of impurities with a high capture cross section of thermal neutrons;
- Freezing the melt allows you to collect slag, which includes all the elements that need to be removed, in the upper part of the melt, and then remove them.
- the use of calcium metal, or sodium, or magnesium, or alloys based on them as a reducing agent is necessary for the deoxidation of spent nuclear fuel.
- cryolite CaAlFb a diluent of cryolite CaAlFb, because It has a low melting point, and high wetting ability of oxide SNF.
- the melting of a homogeneous charge which is carried out by high-frequency heating in an argon atmosphere at a frequency of 45-450 kHz and subsequent exothermic reaction at a temperature of 1450-1500 0 C for 15-60 minutes, is necessary for the formation of calcium oxide on the surface of SNF, which is extremely refractory and its can be separated.
- Spent nuclear fuel (SNF) fuel pellets are crushed by co-grinding (wet grinding) with metal or a reducing material and a slag-thinner in the ratio:
- the resulting mixture is dried in an inert gas atmosphere at a temperature of 60-90 0 C for 15-30 minutes.
- the dried mass of the mixture is fed into the crucible and deoxidized by high-frequency heating in an atmosphere of inert gas, for example, argon at a frequency of 45-450 kHz until a molten metal and slag are formed. After the subsequent exothermic reaction of the melt at a temperature of 1450-1500 0 C for 15-60 minutes, slag saturated with active gases and elements with a low melting point is removed.
- inert gas for example, argon
- a metal reducing agent for example, calcium metal takes away oxygen from uranium dioxide UOg and decomposition products, except platinum, and a slag-diluent, for example, CaAlFb cryolite, sharply reduces the melting point of the newly formed oxides of the metal reducing agent CaO and floats the reactive charge.
- a slag-diluent for example, CaAlFb cryolite
- the resulting slag is removed together with the most active decay products that have saturated it and placed in a container for burial or storage.
- the melt remaining in the crucible is poured into an isothermal settling crucible and kept therein at a temperature of 1,150–1300 ° C for 24–120 minutes with a temperature change along the length of the crucible of 0.1–0.2 ° C and fluctuation of the magnetic field voltage of 7– 1 OTe.
- the ingot After cooling the ingot in a settling crucible, it is exposed to X-ray diffraction to reveal the delamination boundaries and is divided into three parts, uranium, transuranic and light elements.
- the subsequent process of refining or extraction of individual elements can be carried out by traditional methods for weakly active materials.
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
Abstract
Description
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО METHOD FOR PROCESSING WASTE NUCLEAR
ТОПЛИВА. Область техникиFUEL. Technical field
Предлагаемое изобретение относится к технологии переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива ядерных реакторов - диоксида урана металлургическим способом с целью его дальнейшего безопасного хранения, .The present invention relates to a technology for the processing of spent (irradiated) solid nuclear fuel of nuclear reactors - uranium dioxide by metallurgical method for the purpose of its further safe storage,.
Активность отработавшего ядерного топлива при длительном хранении определяется в основном содержанием долгоживущих изотопов ксенона, стронция и т.д.The activity of spent nuclear fuel during long-term storage is determined mainly by the content of long-lived isotopes of xenon, strontium, etc.
Предшествующий уровень техники.The prior art.
Известен способ переработки отработанного ядерного топлива, заключающийся в однократном окислении UОг на воздухе при температуре ~400°C в UзОs и восстановлении ее в среде водорода до UОг при температуре ~600°C до металлического урана (L.F.Grапthаm, R.G.Clark, R.С.Ноуt, J.R.Мillеr, AIROX Drу Руrосhеmiсаl Рrосеssiпg Меthоd, 1980, Аmеriсап Сhеmiсаl Sосiеtу, 0-8412-0527-2/80/47-117- 219$05.00/0),There is a method of processing spent nuclear fuel, which consists in a single oxidation of UOg in air at a temperature of ~ 400 ° C in UзОs and its reduction in hydrogen medium to UOg at a temperature of ~ 600 ° C to metallic uranium (LFGrptam, RGClark, R.С. Nout, JRMiller, AIROX Dr Rurochemisal Rocessi Metgod, 1980, Américap Chemisal Societu, 0-8412-0527-2 / 80 / 47-117- 219 $ 05.00 / 0),
Этот способ не позволяет полностью удалить цезий при переработке ОЯТ, что приводит к высокой радиоактивности топлива, подлежащего хранению.This method does not allow complete removal of cesium during reprocessing of spent nuclear fuel, which leads to high radioactivity of the fuel to be stored.
Наиболее близким по технической сущности к предлагаемому решению является способ восстановления оксидов металла, присутствующих в отработанном ядерном топливе (ОЯТ), включающий загрузку в тигель оксида отработанного ядерного топлива и материала- восстановителя, расплавление полученной смеси и восстановление до металлического ypaнa.( опуб заявка РФ •N22004127170, G21 С 19/44 ,2004г.) В известном способе используют электролитическое разделение ОЯТ.The closest in technical essence to the proposed solution is a method for the reduction of metal oxides present in spent nuclear fuel (SNF), including loading into the crucible oxide of spent nuclear fuel and reducing material, melting the mixture and reducing to metallic yp. (Publ. RF application • N22004127170, G21 C 19/44, 2004) In the known method, electrolytic separation of spent nuclear fuel is used.
Недостатками известного изобретения являются :The disadvantages of the known invention are:
- нет возможности получать более чистый металлический уран свободный от активных примесей.- there is no way to get more pure metallic uranium free from active impurities.
- нельзя значительно снизить активность переработанного топлива, что не позволит существенно удешевить и сделать экологически безопасным его хранение и транспортировку.- it is impossible to significantly reduce the activity of reprocessed fuel, which will not allow to significantly reduce the cost and make its storage and transportation environmentally safe.
-процесс переработки (восстановления) отработанного ядерного топлива путем электролитического разделения на элементы подразумевает необходимость изменять катодный ток под каждый извлекаемый элемент, что снижает производительность процесса.- the process of processing (restoring) spent nuclear fuel by electrolytic separation into elements implies the need to change the cathode current for each element to be recovered, which reduces the productivity of the process.
Для получения электролита, не перенасыщенного ОЯТ, необходима высокая концентрация растворителя, который тоже надо утилизировать, что в свою очередь также затрудняет и удорожает процесс восстановления.To obtain an electrolyte that is not oversaturated with SNF, a high concentration of solvent is necessary, which must also be disposed of, which in turn also makes the recovery process more difficult and expensive.
Раскрытие сущности предлагаемого изобретения. Задачей, решаемой предлагаемым изобретением, является создание способа переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива, лишенного выше указанных недостатков, а именно, металлургического способа переработки, позволяющего снижать активность переработанного топлива, ускорять процесс восстановления ОЯТ, а значит существенно удешевить и сделать экологически безопасным его хранение и транспортировку. Технический результат в предлагаемом изобретение достигают созданием способа переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива, включающий загрузку оксида отработанного ядерного топлива и материала-восстановителя, расплавление полученной шихты и восстановление до металлического ядерного топлива, отличающийся тем, что в шихту добавляют шлак-разжижитель, затем ее размельчают и расплавление полученной гомогенной шихты ведут путем высокочастотного нагрева в среде инертного газа, а для процесс восстановления используют экзотермическую реакцию, по-крайней мере, с одним материалом-восстановителем, затем проводят удаление шлака с насытившими его наиболее активными продуктами.Disclosure of the essence of the invention. The problem solved by the invention is the creation of a method for the processing of spent (irradiated) solid nuclear fuel, devoid of the above disadvantages, namely, a metallurgical processing method that reduces the activity of the reprocessed fuel, accelerates the recovery of spent nuclear fuel, and therefore significantly reduces the cost and makes it environmentally safe. storage and transportation. The technical result in the present invention is achieved by the creation of a method for processing spent (irradiated) solid nuclear fuel, including loading the oxide of spent nuclear fuel and reducing material, melting the resulting charge and reducing to metal nuclear fuel, characterized in that the slag-diluent is added to the charge, then it is crushed and the resulting homogeneous charge is melted by high-frequency heating in an inert gas medium, and an exothermic reaction with at least one reducing material is used for the reduction process , then carry out the removal of slag saturating it with the most active products.
Предлагаемый способ позволят отделять активный материалThe proposed method will allow to separate the active material
ОЯТ и резко сократить его (до Зoбъeм.%), нуждающегося в захоронение.SNF and drastically reduce it (to Zobyem.%), In need of disposal.
Предлагаемый способ позволяет сконцентрировать энергию на нагреве оксидного ОЯТ (что определяет энергоемкость процесса, поскольку высокочастотный нагрев снижает энергоемкость раскисления, т.к. сам процесс идет с выделением тепла). Изобретение характеризуется также тем ,чтo оставшийся расплав сплава на основе урана подвергают в тигле-отстойнике вторичной изотермической ликвации, резкому охлаждению, а затем полученный слиток разделяют ,пo крайней мере, на три части , содержащие уран, трансурановые и легкие элементы. Это позволяет: получить металлический уран с низким содержанием примесей с высоким сечением захвата тепловых нейтронов;The proposed method allows you to concentrate energy on heating oxide SNF (which determines the energy intensity of the process, since high-frequency heating reduces the energy intensity of deoxidation, since the process itself proceeds with the release of heat). The invention is also characterized by the fact that the remaining melt of the uranium-based alloy is subjected to secondary isothermal segregation in a crucible settler, quenched, and then the obtained ingot is divided into at least three parts containing uranium, transuranic and light elements. This allows you to: get metallic uranium with a low content of impurities with a high capture cross section of thermal neutrons;
-отделить тяжелые трансурановые элементы для их дальнейшего использования. -отделить легкие элементы, среди которых находятся палладий, молибден и т.д.)-select heavy transuranic elements for their further use. - Separate light elements, among which are palladium, molybdenum, etc.)
Намораживание расплава позволяет собрать шлак, в состав которого входят все нуждающиеся в удаление элементы, в верхней части расплава, а затем их удалить. Использование в качестве материала-восстановителя или металлический кальций, или натрий, или магний, или сплавы на их основе необходимо для раскисления ОЯТ.Freezing the melt allows you to collect slag, which includes all the elements that need to be removed, in the upper part of the melt, and then remove them. The use of calcium metal, or sodium, or magnesium, or alloys based on them as a reducing agent is necessary for the deoxidation of spent nuclear fuel.
В предлагаемом изобретение используют в качестве шлака - разжижителя криолита СаАlFб, т.к. он обладает низкой температурой плавления, и высокой смачивающей способностью оксидного ОЯТ.In the present invention, it is used as slag — a diluent of cryolite CaAlFb, because It has a low melting point, and high wetting ability of oxide SNF.
Расплавление гомогенной шихты, которое ведут путем высокочастотного нагрева в атмосфере аргона при частоте 45-450 кГц и последующая экзотермическая реакция при температуре 1450- 15000C в течение 15-60 минут, необходимо для образования на поверхности ОЯТ оксида кальция, являющегося чрезвычайно тугоплавким и его можно отделить.The melting of a homogeneous charge, which is carried out by high-frequency heating in an argon atmosphere at a frequency of 45-450 kHz and subsequent exothermic reaction at a temperature of 1450-1500 0 C for 15-60 minutes, is necessary for the formation of calcium oxide on the surface of SNF, which is extremely refractory and its can be separated.
Изотермическая ликвация с изменением температуры по длине тегля-отстойника 0,1-0,2 0C и колебанием напряжения магнитного поля 7-10TЭ позволяет проводить ее без взаимного растворения компонентов друг в друге, что в дальнейшем позволяет разделение слитка на несколько самостоятельных частейIsothermal segregation with a temperature change along the length of the settling tank 0.1-0.2 0 C and a voltage fluctuation of the magnetic field of 7-10 TE allows it to be carried out without the mutually dissolving the components in each other, which subsequently allows the ingot to be divided into several independent parts
При проведении патентных исследований не обнаружены решения идентичные заявленному металлургическому способу переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива, а, следовательно, предложенное решение, соответствует критерию « нoвизнa».When conducting patent research, no solutions were found that are identical to the declared metallurgical method for processing spent (irradiated) solid nuclear fuel, and, therefore, the proposed solution meets the “new” criterion.
Считаем, что сущность изобретения не следует явным образом из известных решений, а, следовательно, предлагаемое изобретение соответствует критерию ((изобретательский уровень)).We believe that the essence of the invention does not follow explicitly from the known solutions, and, therefore, the present invention meets the criterion ((inventive step)).
Считаем, что сведений, изложенных в материалах заявки достаточно для практического осуществления изобретения.We believe that the information set forth in the application materials is sufficient for the practical implementation of the invention.
Лучший пример выполнения способа переработки отработанного ядерного топлива Рассмотрим пример выполнения предлагаемого способа.The best example of the method of processing spent nuclear fuel Consider an example of the proposed method.
Топливные таблетки отработанного ядерного топлива (ОЯТ) измельчают совместным помолом (мокрым помолом) с металлом или материалом-восстановителем и шлаком- разжижителем в соотношении:Spent nuclear fuel (SNF) fuel pellets are crushed by co-grinding (wet grinding) with metal or a reducing material and a slag-thinner in the ratio:
70 вec% ОЯТ70 wt% SNF
ЗОвес % металл-восстановитель Ювес % шлак-разжижитель в течение 50- 60 минут в шаровых мельницах с добавлением ацетона или четыреххлористого углерода до дисперсности менее lмм. Мокрый помол позволяет получать гомогенную шихту с большей активной поверхностью.ZOves% metal reducing agent Juves% slag-diluent for 50-60 minutes in ball mills with the addition of acetone or carbon tetrachloride to a dispersion of less than lmm. Wet grinding allows you to get a homogeneous mixture with a larger active surface.
Затем проводят высушивание полученной шихты в атмосфере инертного газа при температуре 60-90 0C в течение 15-30минyт.Then the resulting mixture is dried in an inert gas atmosphere at a temperature of 60-90 0 C for 15-30 minutes.
Высушенную массу шихты подают в тигель и раскисляют ее высокочастотным нагревом в атмосфере инертного газа ,нaпpимep, аргона при частоте 45-450 кГц до образования расплава металла и шлака. После последующей экзотермической реакции расплава при температуре 1450-15000C в течение 15-60 минут, шлак, насыщенный активными газами и элементами с низкой температурой плавления удаляют.The dried mass of the mixture is fed into the crucible and deoxidized by high-frequency heating in an atmosphere of inert gas, for example, argon at a frequency of 45-450 kHz until a molten metal and slag are formed. After the subsequent exothermic reaction of the melt at a temperature of 1450-1500 0 C for 15-60 minutes, slag saturated with active gases and elements with a low melting point is removed.
В результате нагрева металл-восстановитель, например, металлический кальций отбирает кислород у диоксида урана UОг и продуктов распада, кроме платинидов, а шлак -разжижитель, например, криолит СаАlFб резко снижает температуру плавления вновь образованных оксидов металла-восстановителя CaO и всплывая накрывает реагирующую шихты. При нагреве и появлении расплава на основе урана из него начинают вскипать легко летучие элементы (ксенон, цезий, стронций иод и др.), которые насыщают поверхностный слой шлака.As a result of heating, a metal reducing agent, for example, calcium metal takes away oxygen from uranium dioxide UOg and decomposition products, except platinum, and a slag-diluent, for example, CaAlFb cryolite, sharply reduces the melting point of the newly formed oxides of the metal reducing agent CaO and floats the reactive charge. Upon heating and the appearance of a melt based on uranium, easily volatile elements (xenon, cesium, strontium iodine, etc.) begin to boil from it, which saturate the surface layer of slag.
После прекращения кипения расплава металла образуется граница шлак-металл.After the boiling of the molten metal ceases, a slag-metal boundary forms.
Образовавшийся шлак удаляют вместе насытившими его наиболее активными продуктами распада и помещают в контейнер для захоронения или хранения.The resulting slag is removed together with the most active decay products that have saturated it and placed in a container for burial or storage.
Оставшийся в тигле расплав сливают в изотермический тигель- отстойник и выдерживают в нем при температуре 1 150-13000C в течение 24-120 минут с изменением температуры по длине тигля 0,1- 0,2 0C и колебанием напряжения магнитного поля 7-1 ОТэ.The melt remaining in the crucible is poured into an isothermal settling crucible and kept therein at a temperature of 1,150–1300 ° C for 24–120 minutes with a temperature change along the length of the crucible of 0.1–0.2 ° C and fluctuation of the magnetic field voltage of 7– 1 OTe.
В результате ликвации в расплаве происходит расслоение по атомным весам и температурам плавления на элементы с атомным весом меньшим, чем у урана (молибден, техций, палладий и т.д.) и с большим атомным весом (трансурановые элементы).As a result of segregation in the melt, separation occurs according to atomic weights and melting points into elements with an atomic weight lower than that of uranium (molybdenum, technium, palladium, etc.) and with a large atomic weight (transuranium elements).
После охлаждения слитка в тигле-отстойнике его подвергают просвечиванию с помощью рентгена для выявления границ расслоения и расчленяют по ним на три части, уран, трансурановые и легкие элементы.After cooling the ingot in a settling crucible, it is exposed to X-ray diffraction to reveal the delamination boundaries and is divided into three parts, uranium, transuranic and light elements.
Последующий процесс рафинирования или экстракции отдельных элементов может быть проведен традиционными методами для слабоактивных материалов .The subsequent process of refining or extraction of individual elements can be carried out by traditional methods for weakly active materials.
Промышленная применимость. В результате проведенных экспериментов установлено, что предлагаемый способ переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива с заданными свойствами может быть получен только при указанном содержание компонентов и приведенных режимах. В случае, если параметры хотя одного из режимов способа указанных в примере выполнения предлагаемого изобретения выходят за указанные пределы, то технический результат в изобретении не будет достигнут.Industrial applicability. As a result of the experiments, it was found that the proposed method for reprocessing spent (irradiated) solid nuclear fuel with desired properties can be obtained only with the specified content of components and the given modes. In the event that the parameters of at least one of the modes of the method specified in the exemplary embodiment of the invention go beyond the specified limits, the technical result in the invention will not be achieved.
Это позволяет сделать вывод о том, что указанные параметры режимов способа переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива относятся к существенным признакам данного изобретения. This allows us to conclude that these parameters of the modes of processing the spent (irradiated) solid nuclear fuel are essential features of this invention.
Claims
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2007120888 | 2007-06-05 | ||
| RU2007120888A RU2340021C1 (en) | 2007-06-05 | 2007-06-05 | Method of spent nuclear fuel recycling |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| WO2008150188A1 true WO2008150188A1 (en) | 2008-12-11 |
Family
ID=40093895
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| PCT/RU2007/000400 Ceased WO2008150188A1 (en) | 2007-06-05 | 2007-07-20 | Method for processing spent nuclear fuel |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2340021C1 (en) |
| WO (1) | WO2008150188A1 (en) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2383070C1 (en) * | 2009-01-30 | 2010-02-27 | Евгений Викторович Бурлаков | Method for metallurgical processing spent (exposed) solid nuclear fuel |
| RU2711214C1 (en) * | 2019-07-12 | 2020-01-15 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Spent fuel reprocessing method of fuel assemblies of nuclear reactor |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB981044A (en) * | 1961-06-22 | 1965-01-20 | Euratom | Method of treating partly used nuclear fuels |
| GB1194624A (en) * | 1967-05-19 | 1970-06-10 | Euratom | Oven for Processing Irradiated Nuclear Fuels |
| WO2001041152A2 (en) * | 1999-12-03 | 2001-06-07 | British Nuclear Fuels Plc | Actinide production |
| RU2004127170A (en) * | 2002-02-28 | 2005-05-10 | Бритиш Нуклеа Фюэлс Плс (GB) | DEVICE FOR RESTORING METAL OXIDES INTO A METAL FORM AND METHOD OF RESTORING USING THIS DEVICE |
| RU2253916C1 (en) * | 2004-06-28 | 2005-06-10 | Российский научный центр "Курчатовский институт" | Mode of processing irradiated nuclear fuel |
-
2007
- 2007-06-05 RU RU2007120888A patent/RU2340021C1/en not_active IP Right Cessation
- 2007-07-20 WO PCT/RU2007/000400 patent/WO2008150188A1/en not_active Ceased
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB981044A (en) * | 1961-06-22 | 1965-01-20 | Euratom | Method of treating partly used nuclear fuels |
| GB1194624A (en) * | 1967-05-19 | 1970-06-10 | Euratom | Oven for Processing Irradiated Nuclear Fuels |
| WO2001041152A2 (en) * | 1999-12-03 | 2001-06-07 | British Nuclear Fuels Plc | Actinide production |
| RU2004127170A (en) * | 2002-02-28 | 2005-05-10 | Бритиш Нуклеа Фюэлс Плс (GB) | DEVICE FOR RESTORING METAL OXIDES INTO A METAL FORM AND METHOD OF RESTORING USING THIS DEVICE |
| RU2253916C1 (en) * | 2004-06-28 | 2005-06-10 | Российский научный центр "Курчатовский институт" | Mode of processing irradiated nuclear fuel |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2340021C1 (en) | 2008-11-27 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Vaden et al. | Engineering-scale liquid cadmium cathode experiments | |
| Conocar et al. | Promising pyrochemical actinide/lanthanide separation processes using aluminum | |
| US20130296629A1 (en) | Method of treating radioactive metal waste using melt decontamination | |
| US5082603A (en) | Method of treatment of high-level radioactive waste | |
| Cai et al. | Direct electrochemical reduction of solid vanadium oxide to metal vanadium at low temperature in molten CaCl2-NaCl | |
| US3721549A (en) | Preparation of metal ingots from the corresponding metal oxides | |
| US5185104A (en) | Method of treatment of high-level radioactive waste | |
| KR101284081B1 (en) | The method for manufacturing of Titanium ingot with low oxygen concentration using metal calcium and Vacuum melting | |
| Sohn et al. | Electrolytic recovery of high purity Zr from radioactively contaminated Zr alloys in chloride salts | |
| RU2340021C1 (en) | Method of spent nuclear fuel recycling | |
| Carlson et al. | Preparation and Refining of Yttrium Metal by Y‐Mg Alloy Process | |
| RU2079909C1 (en) | Method of nuclear fuel pyrochemical regeneration | |
| RU2159473C1 (en) | Method for recovering radionuclide-containing metal wastes | |
| Kruger | Preparation and some properties of arc-cast plutonium monocarbide | |
| JPH05188186A (en) | Method for separating and recovering depleted uranium from spent nuclear fuel | |
| RU2383070C1 (en) | Method for metallurgical processing spent (exposed) solid nuclear fuel | |
| Iizuka et al. | Development of treatment process for anode residue from molten salt electrorefining of spent metallic fast reactor fuel | |
| US3485594A (en) | Molten iron method of recovering nuclear material from composite bodies | |
| JPH07209483A (en) | Reprocessing method of spent fuel | |
| US2930738A (en) | Regeneration of reactor fuel elements | |
| RU2790544C1 (en) | Method for remelting structural materials of shells of spent fuel rods and structural materials of spent fuel assemblies | |
| Carmack et al. | Electroslag remelt processing of irradiated vanadium alloys | |
| KR100832233B1 (en) | Method for manufacturing metal ingot of metal powder or metal dendrites using lithium metal | |
| Pylypenko et al. | Magnesium-thermal method of sponge zirconium obtaining | |
| McDeavitt et al. | Defining a metal-based waste form for IFR pyroprocessing wastes |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| 121 | Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application |
Ref document number: 07852023 Country of ref document: EP Kind code of ref document: A1 |
|
| NENP | Non-entry into the national phase |
Ref country code: DE |
|
| 122 | Ep: pct application non-entry in european phase |
Ref document number: 07852023 Country of ref document: EP Kind code of ref document: A1 |