RU2012103449A - Улучшенный способ переработки отработанного ядерного топлива - Google Patents

Улучшенный способ переработки отработанного ядерного топлива Download PDF

Info

Publication number
RU2012103449A
RU2012103449A RU2012103449/07A RU2012103449A RU2012103449A RU 2012103449 A RU2012103449 A RU 2012103449A RU 2012103449/07 A RU2012103449/07 A RU 2012103449/07A RU 2012103449 A RU2012103449 A RU 2012103449A RU 2012103449 A RU2012103449 A RU 2012103449A
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
plutonium
uranium
neptunium
phase
aqueous phase
Prior art date
Application number
RU2012103449/07A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2537952C2 (ru
Inventor
Жан-Люк ЭМЕН
Франсуа ДРЭН
Франсуа ПОНСЕЛЕ
Бинх ДИНХ
Филипп ПРАДЭЛЬ
Паскаль БАРОН
Мишель МАССОН
Original Assignee
Арева Нс
Коммиссариат Ал'Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Арева Нс, Коммиссариат Ал'Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив filed Critical Арева Нс
Publication of RU2012103449A publication Critical patent/RU2012103449A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2537952C2 publication Critical patent/RU2537952C2/ru

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
    • G21C19/46—Aqueous processes, e.g. by using organic extraction means, including the regeneration of these means
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C01—INORGANIC CHEMISTRY
    • C01G—COMPOUNDS CONTAINING METALS NOT COVERED BY SUBCLASSES C01D OR C01F
    • C01G56/00—Compounds of transuranic elements
    • C01G56/001—Preparation involving a liquid-liquid extraction, an adsorption or an ion-exchange
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
    • Y02W30/00—Technologies for solid waste management
    • Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Inorganic Chemistry (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
  • Extraction Or Liquid Replacement (AREA)

Abstract

1. Способ переработки отработанного ядерного топлива, который включает в себя операции, на которых проводят:a) очистку урана, плутония и нептуния, присутствующих в азотнокислой водной фазе, образующейся при растворении ядерного топлива в азотной кислоте, от примесей актинидов (III) и большей части продуктов деления, которые присутствуют в азотнокислой водной фазе, причем очистка от примесей включает в себя, по меньшей мере, одну операцию совместной экстракции урана в степени окисления VI, плутония в степени окисления IV и нептуния в степени окисления VI, в фазу растворителя, не смешиваемого с водой и содержащего, по меньшей мере, один экстрагент в органическом разбавителе, а также, по меньшей мере, одну операцию промывки фазы растворителя, полученной по завершении совместной экстракции, азотнокислой водной фазой;b) разделение урана, плутония и нептуния, присутствующих в фазе растворителя, полученной по завершении стадии a), на первую и вторую водную фазы, причем первая водная фаза содержит либо плутоний без урана или нептуния, либо смесь плутония и урана без нептуния, либо дополнительно смесь плутония, урана и нептуния, а вторая водная фаза содержит либо смесь урана и нептуния без плутония, либо уран без плутония или нептуния;c) хранение первой водной фазы, полученной по завершении стадии b);d) очистку плутония или смеси плутония и урана, или дополнительно смеси плутония, урана и нептуния, присутствующих в первой водной фазе, полученной по завершении стадии c), от продуктов деления, все еще присутствующих в упомянутой первой водной фазе, причем данная очистка включает в себя, по меньшей мере, однократное добавление урана дл

Claims (36)

1. Способ переработки отработанного ядерного топлива, который включает в себя операции, на которых проводят:
a) очистку урана, плутония и нептуния, присутствующих в азотнокислой водной фазе, образующейся при растворении ядерного топлива в азотной кислоте, от примесей актинидов (III) и большей части продуктов деления, которые присутствуют в азотнокислой водной фазе, причем очистка от примесей включает в себя, по меньшей мере, одну операцию совместной экстракции урана в степени окисления VI, плутония в степени окисления IV и нептуния в степени окисления VI, в фазу растворителя, не смешиваемого с водой и содержащего, по меньшей мере, один экстрагент в органическом разбавителе, а также, по меньшей мере, одну операцию промывки фазы растворителя, полученной по завершении совместной экстракции, азотнокислой водной фазой;
b) разделение урана, плутония и нептуния, присутствующих в фазе растворителя, полученной по завершении стадии a), на первую и вторую водную фазы, причем первая водная фаза содержит либо плутоний без урана или нептуния, либо смесь плутония и урана без нептуния, либо дополнительно смесь плутония, урана и нептуния, а вторая водная фаза содержит либо смесь урана и нептуния без плутония, либо уран без плутония или нептуния;
c) хранение первой водной фазы, полученной по завершении стадии b);
d) очистку плутония или смеси плутония и урана, или дополнительно смеси плутония, урана и нептуния, присутствующих в первой водной фазе, полученной по завершении стадии c), от продуктов деления, все еще присутствующих в упомянутой первой водной фазе, причем данная очистка включает в себя, по меньшей мере, однократное добавление урана для получения в конце стадии d) водного раствора, содержащего либо смесь плутония и урана, либо смесь плутония, урана и нептуния; и
e) совместное превращение в смешанный оксид смеси плутония и урана или смеси плутония, урана и нептуния, присутствующих в водной фазе, полученной по завершении стадии d).
2. Способ по п.1, в котором первая водная фаза, полученная по завершении стадии b), содержит плутоний, но не содержит урана или нептуния, тогда как вторая водная фаза, полученная по завершении стадии b), содержит уран и нептуний, но не содержит плутония.
3. Способ по п.2, в котором на стадии b):
b1) удаляют плутоний, присутствующий в фазе растворителя, полученной по завершении стадии a), при этом плутоний удаляют в степени окисления III с азотнокислой водной фазой, содержащей восстановитель, который восстанавливает плутоний (IV) до плутония (III), а нептуний (VI) до нептуния (IV) без восстановления урана;
b2) удаляют с водной фазой уран и нептуний, присутствующие в фазе растворителя, полученной по завершении стадии b1); и
b3) промывают водную фазу, полученную по завершении стадии b1), для удаления из упомянутой водной фазы части урана и части нептуния, последовавших за плутонием в ходе операции b1), причем водную фазу промывают фазой растворителя того же состава, что и на стадии a).
4. Способ по п.3, в котором на стадии c):
c1) окисляют плутоний (III), присутствующий в водной фазе, полученной по завершении операции b3), до плутония (IV);
c2) концентрируют водную фазу, полученную по завершении операции c1); и
c3) осуществляют хранение сконцентрированной водной фазы, полученной по завершении операции c2).
5. Способ по п.4, в котором на стадии d):
d1) экстрагируют плутоний (IV), присутствующий в водной фазе, полученной по завершении стадии c), при этом плутоний (IV) экстрагируют фазой растворителя того же состава, что и на стадии a);
d2) промывают фазу растворителя, полученную по завершении операции d1), для удаления из упомянутой фазы растворителя продуктов деления, последовавших за плутонием в ходе операции d1), при этом фазу растворителя промывают азотнокислой водной фазой;
d3) выделяют плутоний, присутствующий в промытой фазе растворителя, полученной по завершении операции d2), причем плутоний в степени окисления III выделяют с азотнокислой водной фазой, содержащей восстановитель, который восстанавливает плутоний (IV) до плутония (III); а также добавляют уран (IV) к плутонию.
6. Способ по п.1, в котором первая водная фаза, полученная по завершении стадии b), содержит плутоний и уран, но не содержит нептуния, тогда как вторая водная фаза, полученная по завершении той же упомянутой стадии, содержит уран и нептуний, но не содержит плутония.
7. Способ по п.6, в котором на стадии b):
b1) удаляют плутоний и часть урана, присутствующие в фазе растворителя, полученной по завершении стадии a), при этом плутоний и уран удаляют в степенях окисления III и VI, соответственно, с азотнокислой водной фазой, содержащей восстановитель, который восстанавливает плутоний (IV) до плутония (III), а нептуний (VI) до нептуния (IV) без восстановления урана;
b2) удаляют с водной фазой уран и нептуний, присутствующие в фазе растворителя, полученной по завершении операции b1); и
b3) промывают водную фазу, полученную по завершении операции b1), для удаления из упомянутой водной фазы части нептуния, последовавшей за плутонием и ураном в ходе операции b1), причем водную фазу промывают фазой растворителя того же состава, что и на стадии a);
8. Способ по п.7, в котором на стадии c):
c1) плутоний (III), присутствующий в водной фазе, полученной по завершении операции b3), окисляют до плутония (IV) и, в случае присутствия урана (IV) в упомянутой водной фазе, окисляют уран (IV) до урана VI;
c2) концентрируют водную фазу, полученную по завершении операции c1); и
c3) осуществляют хранение концентрированной водной фазы, полученной по завершении операции c2).
9. Способ по п.8, в котором на стадии d):
d1) совместно экстрагируют плутоний (IV) и уран (VI), присутствующие в водной фазе, полученной по завершении стадии c), при этом плутоний (IV) и уран (VI) совместно экстрагируют фазой растворителя того же состава, что и на стадии a);
d2) промывают фазу растворителя, полученную по завершении операции d1), для удаления из упомянутой фазы растворителя продуктов деления, последовавших за плутонием и ураном в ходе операции d1), при этом фазу растворителя промывают азотнокислой водной фазой;
d3) удаляют плутоний, присутствующий в промытой фазе растворителя, полученной по завершении операции d2), причем плутоний удаляют в степени окисления III с азотнокислой водной фазой, содержащей восстановитель, который восстанавливает плутоний (IV) до плутония (III); и
d4) промывают водную фазу, полученную по завершении операции d3), для удаления из упомянутой водной фазы урана (VI), последовавшего за плутонием (III) в ходе операции d3), при этом водную фазу промывают фазой растворителя того же состава, что и на стадии a), и промывка включает в себя, по меньшей мере, однократное добавление урана (IV) к упомянутой водной фазе.
10. Способ по п.1, в котором первая водная фаза, полученная по завершении стадии b), содержит плутоний, уран и нептуний, тогда как вторая водная фаза, полученная по завершении стадии b), содержит уран, но не содержит плутония или нептуния.
11. Способ по п.10, в котором на стадии b):
b1) выпаривают плутоний, нептуний и часть урана, присутствующие в фазе растворителя, полученной по завершении стадии a), при этом плутоний, нептуний и уран выпаривают в степенях окисления III, V и VI, соответственно, с азотнокислой водной фазой, содержащей восстановитель, который восстанавливает плутоний (IV) до плутония (III), а нептуний (VI) до нептуния (IV) без восстановления урана; и
b2) удаляют уран, присутствующий в фазе растворителя, полученной по завершении операции b1), с водной фазой.
12. Способ по п.11, в котором на стадии c):
c1) окисляют плутоний (III) и нептуний (V), присутствующие в водной фазе, полученной по завершении операции b2), до плутония (IV) и нептуния (VI), соответственно;
c2) концентрируют водную фазу, полученную по завершении операции c1); и
c3) осуществляют хранение концентрированной водной фазы, полученной по завершении операции c2).
13. Способ по п.12, в котором на стадии d):
d1) совместно экстрагируют плутоний (IV), уран (VI) и нептуний (VI), присутствующие в водной фазе, полученной по завершении стадии c), при этом плутоний (IV), уран (VI) и нептуний (VI) совместно экстрагируют фазой растворителя того же состава, что и на стадии a);
d2) промывают фазу растворителя, полученную по завершении операции d1), для удаления из упомянутой фазы растворителя продуктов деления, последовавших за плутонием, ураном и нептунием в ходе операции d1), при этом фазу растворителя промывают азотнокислой водной фазой;
d3) удаляют плутоний и нептуний, присутствующие в промытой фазе растворителя, полученной по завершении операции d1), причем плутоний и нептуний удаляют в степенях окисления III и V, соответственно, с азотнокислой водной фазой, содержащей восстановитель, который восстанавливает плутоний (IV) до плутония (III), а нептуний (VI) до нептуния (V); и
d4) промывают водную фазу, полученную по завершении операции d3), для удаления из упомянутой водной фазы урана (VI), последовавшего за плутонием (III) и нептунием (V) в ходе операции d3), при этом водную фазу промывают фазой растворителя того же состава, что и на стадии a), и промывка включает в себя, по меньшей мере, однократное добавление урана (IV) к упомянутой водной фазе.
14. Способ по п.5, в котором уран (IV) добавляют к плутонию в таком количестве, что водная фаза, полученная в конце стадии d), характеризуется массовым соотношением между ураном и плутонием, соответствующим массовому соотношению между ними в смешанном оксиде, полученном на стадии e).
15. Способ по п.9, в котором уран (IV) добавляют к плутонию в таком количестве, что водная фаза, полученная в конце стадии d), характеризуется массовым соотношением между ураном и плутонием, соответствующим массовому соотношению между ними в смешанном оксиде, полученном на стадии e).
16. Способ по п.13, в котором уран (IV) добавляют к плутонию в таком количестве, что водная фаза, полученная в конце стадии d), характеризуется массовым соотношением между ураном и плутонием, соответствующим массовому соотношению между ними в смешанном оксиде, полученном на стадии e).
17. Способ по п.1, в котором продолжительность стадии c) составляет, по меньшей мере, пятнадцать дней.
18. Способ по п.17, в котором продолжительность стадии c) составляет от одного до двенадцати месяцев.
19. Способ по п.4, в котором водная фаза, сохраняемая в продолжение операции c3), содержит плутоний в количестве от 200 до 250 г/л.
20. Способ по п.8, в котором водная фаза, сохраняемая в продолжение операции c3), содержит смесь плутония и урана в количестве от 200 до 250 г/л.
21. Способ по п.12, в котором водная фаза, сохраняемая в продолжение операции c3), содержит смесь плутония, урана и нептуния в количестве от 200 до 250 г/л.
22. Способ по п.1, в котором фаза растворителя, используемая на стадии а), содержит три-н-бутилфосфат в до декане в объемном отношении, равном 30/70.
23. Способ по п.3, в котором на стадии a) проводят:
- первую совместную экстракцию урана, плутония и нептуния, присутствующих в азотнокислой водной фазе, образующейся при растворении отработанного ядерного топлива, при этом уран, плутоний и нептуний совместно экстрагируют фазой растворителя, содержащей три-н-бутилфосфат в додекане в объемном отношении, равном 30/70;
- первую промывку фазы растворителя, полученной по завершении первой совместной экстракции, для удаления из упомянутой фазы растворителя рутения и циркония, последовавших за ураном, плутонием и нептунием в фазу растворителя, при этом фазу растворителя промывают азотнокислой водной фазой, содержащей от 1 до 3 моль/л азотной кислоты;
- вторую промывку фазы растворителя, полученной по завершении совместной экстракции, для удаления из упомянутой фазы растворителя технеция, последовавшего за ураном, плутонием и нептунием в фазу растворителя, при этом фазу растворителя промывают азотнокислой водной фазой, содержащей от 3 до 5 моль/л азотной кислоты; и
- вторую совместную экстракцию урана, плутония и нептуния, присутствующих в водной фазе, полученной по завершении второй промывки, при этом уран, плутоний и нептуний совместно экстрагируют фазой растворителя того же состава, что и на стадии первой совместной экстракции.
24. Способ по п.23, в котором азотнокислая водная фаза, используемая в ходе операции b1), содержит от 0,05 до 1 моль/л азотной кислоты, тогда как азотнокислая водная фаза, используемая в ходе операции b2), содержит от 0 до 0,05 моль/л азотной кислоты.
25. Способ по п.5, в котором на стадии a) проводят:
- первую совместную экстракцию урана, плутония и нептуния, присутствующих в азотнокислой водной фазе, образующейся при растворении отработанного ядерного топлива, при этом уран, плутоний и нептуний совместно экстрагируют фазой растворителя, содержащей три-н-бутилфосфат в додекане в объемном отношении, равном 30/70;
- первую промывку фазы растворителя, полученной по завершении первой совместной экстракции, для удаления из упомянутой фазы растворителя рутения и циркония, последовавших за ураном, плутонием и нептунием в фазу растворителя, при этом фазу растворителя промывают азотнокислой водной фазой, содержащей от 1 до 3 моль/л азотной кислоты;
- вторую промывку фазы растворителя, полученной по завершении совместной экстракции, для удаления из упомянутой фазы растворителя технеция, последовавшего за ураном, плутонием и нептунием в фазу растворителя, при этом фазу растворителя промывают азотнокислой водной фазой, содержащей от 3 до 5 моль/л азотной кислоты; и
- вторую совместную экстракцию урана, плутония и нептуния, присутствующих в водной фазе, полученной по завершении второй промывки, при этом уран, плутоний и нептуний совместно экстрагируют фазой растворителя того же состава, что и на стадии первой совместной экстракции.
26. Способ по п.25, в котором азотнокислая водная фаза, используемая в ходе операции d2, содержит от 1 до 3 моль/л азотной кислоты, тогда как азотнокислая водная фаза, используемая в ходе операции d3, содержит от 0,05 до 2 моль/л азотной кислоты.
27. Способ по п.7, в котором на стадии a) проводят:
- первую совместную экстракцию урана, плутония и нептуния, присутствующих в азотнокислой водной фазе, образующейся при растворении отработанного ядерного топлива, при этом уран, плутоний и нептуний совместно экстрагируют фазой растворителя, содержащей три-н-бутилфосфат в додекане в объемном отношении, равном 30/70;
- первую промывку фазы растворителя, полученной по завершении первой совместной экстракции, для удаления из упомянутой фазы растворителя рутения и циркония, последовавших за ураном, плутонием и нептунием в фазу растворителя, при этом фазу растворителя промывают азотнокислой водной фазой, содержащей от 1 до 3 моль/л азотной кислоты;
- вторую промывку фазы растворителя, полученной по завершении совместной экстракции, для удаления из упомянутой фазы растворителя технеция, последовавшего за ураном, плутонием и нептунием в фазу растворителя, при этом фазу растворителя промывают азотнокислой водной фазой, содержащей от 3 до 5 моль/л азотной кислоты; и
- вторую совместную экстракцию урана, плутония и нептуния, присутствующих в водной фазе, полученной по завершении второй промывки, при этом уран, плутоний и нептуний совместно экстрагируют фазой растворителя того же состава, что и га стадии первой совместной экстракции.
28. Способ по п.27, в котором азотнокислая водная фаза, используемая в ходе операции b1), содержит от 0,05 до 1 моль/л азотной кислоты, тогда как азотнокислая водная фаза, используемая в ходе операции b2), содержит от 0 до 0,05 моль/л азотной кислоты.
29. Способ по п.9, в котором на стадии a) проводят:
- первую совместную экстракцию урана, плутония и нептуния, присутствующих в азотнокислой водной фазе, образующейся при растворении отработанного ядерного топлива, при этом уран, плутоний и нептуний совместно экстрагируют фазой растворителя, содержащей три-н-бутилфосфат в додекане в объемном отношении, равном 30/70;
- первую промывку фазы растворителя, полученной по завершении первой совместной экстракции, для удаления из упомянутой фазы растворителя рутения и циркония, последовавших за ураном, плутонием и нептунием в фазу растворителя, при этом фазу растворителя промывают азотнокислой водной фазой, содержащей от 1 до 3 моль/л азотной кислоты;
- вторую промывку фазы растворителя, полученной по завершении совместной экстракции, для удаления из упомянутой фазы растворителя технеция, последовавшего за ураном, плутонием и нептунием в фазу растворителя, при этом фазу растворителя промывают азотнокислой водной фазой, содержащей от 3 до 5 моль/л азотной кислоты; и
- вторую совместную экстракцию урана, плутония и нептуния, присутствующих в водной фазе, полученной по завершении второй промывки, при этом уран, плутоний и нептуний совместно экстрагируют фазой растворителя того же состава, что и на стадии первой совместной экстракции.
30. Способ по п.29, в котором азотнокислая водная фаза, используемая в ходе операции d2, содержит от 1 до 3 моль/л азотной кислоты, тогда как азотнокислая водная фаза, используемая в ходе операции d3, содержит от 0,05 до 2 моль/л азотной кислоты.
31. Способ по п.11, в котором на стадии a) проводят:
- первую совместную экстракцию урана, плутония и нептуния, присутствующих в азотнокислой водной фазе, образующейся при растворении отработанного ядерного топлива, при этом уран, плутоний и нептуний совместно экстрагируют фазой растворителя, содержащей три-н-бутилфосфат в додекане в объемном отношении, равном 30/70;
- первую промывку фазы растворителя, полученной по завершении первой совместной экстракции, для удаления из упомянутой фазы растворителя рутения и циркония, последовавших за ураном, плутонием и нептунием в фазу растворителя, при этом фазу растворителя промывают азотнокислой водной фазой, содержащей от 1 до 3 моль/л азотной кислоты;
- вторую промывку фазы растворителя, полученной по завершении совместной экстракции, для удаления из упомянутой фазы растворителя технеция, последовавшего за ураном, плутонием и нептунием в фазу растворителя, при этом фазу растворителя промывают азотнокислой водной фазой, содержащей от 3 до 5 моль/л азотной кислоты; и
- вторую совместную экстракцию урана, плутония и нептуния, присутствующих в водной фазе, полученной по завершении второй промывки, при этом уран, плутоний и нептуний совместно экстрагируют фазой растворителя того же состава, что и на стадии первой совместной экстракции.
32. Способ по п.31, в котором азотнокислая водная фаза, используемая в ходе операции b1), содержит от 0,05 до 1 моль/л азотной кислоты, тогда как азотнокислая водная фаза, используемая в ходе операции b2), содержит от 0 до 0,05 моль/л азотной кислоты.
33. Способ по п.13, в котором на стадии a) проводят:
- первую совместную экстракцию урана, плутония и нептуния, присутствующих в азотнокислой водной фазе, образующейся при растворении отработанного ядерного топлива, при этом уран, плутоний и нептуний совместно экстрагируют фазой растворителя, содержащей три-н-бутилфосфат в додекане в объемном отношении, равном 30/70;
- первую промывку фазы растворителя, полученной по завершении первой совместной экстракции, для удаления из упомянутой фазы растворителя рутения и циркония, последовавших за ураном, плутонием и нептунием в фазу растворителя, при этом фазу растворителя промывают азотнокислой водной фазой, содержащей от 1 до 3 моль/л азотной кислоты;
- вторую промывку фазы растворителя, полученной по завершении совместной экстракции, для удаления из упомянутой фазы растворителя технеция, последовавшего за ураном, плутонием и нептунием в фазу растворителя, при этом фазу растворителя промывают азотнокислой водной фазой, содержащей от 3 до 5 моль/л азотной кислоты; и
- вторую совместную экстракцию урана, плутония и нептуния, присутствующих в водной фазе, полученной по завершении второй промывки, при этом уран, плутоний и нептуний совместно экстрагируют фазой растворителя того же состава, что и на стадии первой совместной экстракции.
34. Способ по п.33, в котором азотнокислая водная фаза, используемая в ходе операции d2, содержит от 1 до 3 моль/л азотной кислоты, тогда как азотнокислая водная фаза, используемая в ходе операции d3, содержит от 0,05 до 2 моль/л азотной кислоты.
35. Способ по п.1, который дополнительно содержит очистку урана, присутствующего во второй водной фазе, полученной по завершении стадии b).
36. Способ по п.1, в котором отработанное ядерное топливо представляет собой урановое оксидное топливо или смешанное уран-плутониевое оксидное топливо.
RU2012103449/07A 2009-07-02 2010-06-29 Улучшенный способ переработки отработанного ядерного топлива RU2537952C2 (ru)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR0954532 2009-07-02
FR0954532A FR2947663B1 (fr) 2009-07-02 2009-07-02 Procede ameliore de traitement de combustibles nucleaires uses
PCT/EP2010/059232 WO2011000844A1 (fr) 2009-07-02 2010-06-29 Procede ameliore de traitement de combustibles nucleaires uses

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2012103449A true RU2012103449A (ru) 2013-08-10
RU2537952C2 RU2537952C2 (ru) 2015-01-10

Family

ID=41692843

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2012103449/07A RU2537952C2 (ru) 2009-07-02 2010-06-29 Улучшенный способ переработки отработанного ядерного топлива

Country Status (7)

Country Link
US (1) US8394346B2 (ru)
EP (1) EP2449559B1 (ru)
JP (1) JP5802660B2 (ru)
CN (1) CN102473467B (ru)
FR (1) FR2947663B1 (ru)
RU (1) RU2537952C2 (ru)
WO (1) WO2011000844A1 (ru)

Families Citing this family (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2960690B1 (fr) * 2010-05-27 2012-06-29 Commissariat Energie Atomique Procede de traitement de combustibles nucleaires uses ne necessitant pas d'operation de desextraction reductrice du plutonium
CN102776372B (zh) * 2012-08-21 2013-10-30 中国原子能科学研究院 铀、钚、镎共萃取的方法
US9567237B2 (en) * 2012-11-16 2017-02-14 Honeywell International Inc. Separation and recovery of molybdenum values from uranium process distillate
FR3015760B1 (fr) * 2013-12-20 2016-01-29 Commissariat Energie Atomique Procede de traitement d'un combustible nucleaire use comprenant une etape de decontamination de l'uranium(vi) en au moins un actinide(iv) par complexation de cet actinide(iv)
CN110068674B (zh) * 2014-06-05 2020-09-08 豪夫迈·罗氏有限公司 可交换的测试元件保持器
CN104018013B (zh) * 2014-06-23 2016-01-27 中国原子能科学研究院 一种通过溶剂萃取制备铀钚共沉淀料液的方法
JP6479398B2 (ja) * 2014-10-10 2019-03-06 三菱重工業株式会社 再処理施設
FR3039696B1 (fr) 2015-07-29 2017-07-28 Commissariat Energie Atomique Procede de traitement en un cycle, exempt d'operation de desextraction reductrice du plutonium, d'une solution aqueuse nitrique de dissolution d'un combustible nucleaire use
FR3039547B1 (fr) 2015-07-29 2017-08-25 Areva Nc Nouveaux n,n-dialkylamides dissymetriques, leur synthese et leurs utilisations
FR3042903B1 (fr) 2015-10-21 2017-12-08 Commissariat Energie Atomique Utilisation d'acides hydroxyiminoalcanoiques comme agents anti-nitreux dans des operations de desextraction reductrice du plutonium
FR3042904B1 (fr) 2015-10-21 2017-12-15 Commissariat Energie Atomique Utilisation d'aldoximes comprenant au moins cinq atomes de carbone comme agents anti-nitreux dans des operations de desextraction reductrice du plutonium
CN110144471B (zh) * 2019-05-15 2020-10-09 中国原子能科学研究院 从核燃料后处理废液中提取锝的方法
WO2024238826A1 (en) * 2023-05-16 2024-11-21 Shine Technologies, Llc Methods and systems of partitioning, transmuting, and recycling used nuclear fuel

Family Cites Families (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4278559A (en) * 1978-02-16 1981-07-14 Electric Power Research Institute Method for processing spent nuclear reactor fuel
GB9603059D0 (en) * 1996-02-14 1996-08-28 British Nuclear Fuels Plc Nuclear fuel processing
GB9722930D0 (en) * 1997-10-31 1998-01-07 British Nuclear Fuels Plc Nuclear fuel reprocessing
JP4441643B2 (ja) * 2001-02-20 2010-03-31 独立行政法人 日本原子力研究開発機構 使用済核燃料から全アクチノイドを分離・貯蔵する方法
FR2862804B1 (fr) * 2003-11-20 2006-01-13 Commissariat Energie Atomique Procede de separation de l'uranium (vi) d'actinides (iv) et/ou (vi)et ses utilisations
FR2870841B1 (fr) 2004-05-28 2007-02-09 Commissariat Energie Atomique Procede de coprecipitation d'actinides a des etats d'oxydation distincts et procede de preparation de composes mixtes d'actinides
FR2880180B1 (fr) * 2004-12-29 2007-03-02 Cogema Perfectionnement du procede purex et ses utilisations
FR2900159B1 (fr) * 2006-04-19 2008-06-13 Commissariat Energie Atomique Separation groupee des actinides a partir d'une phase aqueuse fortement acide
FR2901627B1 (fr) * 2006-05-24 2009-05-01 Commissariat Energie Atomique Procede de retraitement d'un combustible nucleaire use et de preparation d'un oxyde mixte d'uranium et de plutonium

Also Published As

Publication number Publication date
US8394346B2 (en) 2013-03-12
FR2947663A1 (fr) 2011-01-07
RU2537952C2 (ru) 2015-01-10
CN102473467A (zh) 2012-05-23
JP5802660B2 (ja) 2015-10-28
EP2449559A1 (fr) 2012-05-09
US20120128555A1 (en) 2012-05-24
WO2011000844A1 (fr) 2011-01-06
CN102473467B (zh) 2014-10-15
FR2947663B1 (fr) 2011-07-29
JP2012531579A (ja) 2012-12-10
EP2449559B1 (fr) 2014-11-12

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2012103449A (ru) Улучшенный способ переработки отработанного ядерного топлива
RU2008151145A (ru) Способ регенерации отработанного ядерного топлива и получения смешанного уран-плутониевого оксида
JP2012531579A5 (ru)
CN101529528B (zh) 利用在盐析介质中的溶剂化萃取剂从高酸性水相中集中分离锕系元素
US7731870B2 (en) Purex method and its uses
RU2016129581A (ru) Способ переработки отработанного ядерного топлива, включающий стадию очистки урана (vi) от по меньшей мере одного актинида (iv) путем получения комплекса данного актинида (iv)
JP2008525812A5 (ru)
RU2012157573A (ru) Способ переработки отработанного ядерного топлива, не требующий восстановительной реэкстракции плутония
JP2018527561A (ja) 単一のサイクルで、プルトニウムの還元逆抽出を伴う操作を全く必要としない、使用済み核燃料の溶解から生じる硝酸水溶液の処置のための方法
RU2012106520A (ru) Способ селективного извлечения америция из азотнокислой водной фазы
Malmbeck et al. EURO-GANEX, a Process for the Co-separation of TRU
Chung et al. The reduction of Np (VI) by acetohydroxamic acid in nitric acid solution
RU2454742C1 (ru) Способ переработки оят аэс
Zhaowu et al. Uranium/plutonium and uranium/neptunium separation by the Purex process using hydroxyurea
RU2454741C1 (ru) Способ переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций
CN114561561B (zh) 一种从含钚有机相中回收钚的方法
RU2574036C1 (ru) Способ экстракционной переработки отработанного ядерного топлива аэс
RU2200993C2 (ru) Способ переработки облученных ториевых материалов
RU2575028C1 (ru) Способ экстракционного выделения молибдена из радиоактивных растворов
GB945184A (en) Improvements in or relating to plutonium extraction
CN117778766A (zh) 一种锶镅回收流程提取分离次锕系核素的方法
JPH0735894A (ja) 使用済核燃料の再処理方法