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Dissolving plutonium dioxide from used nuclear fuel elements - in nitric acid plutonium dioxide mixtures under oxidising conditions

机译:在氧化条件下将用过的核燃料元件中的二氧化lu溶解在硝酸二氧化lu混合物中

摘要

A method for dissolving plutonium dioxide completely in a dissolving mixt. comprising plutonium dioxide, nitric acid and a catalytically effective amt. of fluoride, is characterised in that oxidising conditions are provided to increase the speed of dissolution, electrolytically or by addn. of silver peroxide Ag2O2. The dissolving mixt. contains and retains dissolved ruthenium. Used in reclaiming radioactive plutonium dioxide from irradiated nuclear fuel elements. The radioactive prod. ruthenium is not driven off during the course of the process to cause radiation hazard. Practically the whole of the normally highly insoluble plutonium dioxide passes into soln. The amt. of fluoride ions in the soln. is reduced compared with prior art.
机译:一种将二氧化lu完全溶解在溶解混合物中的方法。包含二氧化p,硝酸和催化有效的amt。氟化物的特征在于提供氧化条件以通过电解或添加来增加溶解速度。过氧化银Ag2O2。溶解的混合物。包含并保留溶解的钌。用于从辐射的核燃料元件中回收放射性二氧化lu。放射性产品。在此过程中,钌不会被驱除而造成辐射危害。实际上,所有通常高度不溶的二氧化p都进入了soln。 AMT。溶液中的氟离子。与现有技术相比减少了。

著录项

  • 公开/公告号FR2311754A1

    专利类型

  • 公开/公告日1976-12-17

    原文格式PDF

  • 申请/专利权人 US ENERGY RESEARCH DEVELOP ADMIN;

    申请/专利号FR19760013037

  • 发明设计人 OTHAR KIMMER TALLENT;

    申请日1976-04-30

  • 分类号C01G56/00;G21F9/04;

  • 国家 FR

  • 入库时间 2022-08-22 23:50:13

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