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Recovery of uranium and plutonium values from aqueous solutions of ammonium fluoride,particularly from zirflex-type waste solutions

机译:从氟化铵水溶液中回收铀和p值,尤其是从Zirflex型废液中回收

摘要

Uranium is recovered from an aqueous NH4F solution containing U and Zr by adding a soluble peroxide, e.g. 30% H2O2, to ppt. U peroxide (UO4.4H2O). The initial solution may be obtained by dissolving a Zr-clad UO2 fuel or a Zr-U alloy in 4-6 M. NH4FsBNH4NO3, and should have a maximum U concn. of 0.001 M. The temperature of pptn. may be 25-60 DEG C., and sufficient peroxide added to make the solution 0.1-3 M. in peroxide.
机译:通过添加可溶的过氧化物,例如硫酸铵,从含有U和Zr的NH4F水溶液中回收铀。 30%H2O2,至ppt。过氧化铀(UO4.4H2O)。初始溶液可以通过将包覆Zr的UO2燃料或Zr-U合金溶解在4-6 M. NH4F sBNH4NO3中获得,并应具有最大的U concn。 0.001M。pptn的温度。可以为25-60℃,并加入足够的过氧化物以使溶液在过氧化物中为0.1-3M。

著录项

  • 公开/公告号GB1061497A

    专利类型

  • 公开/公告日1967-03-15

    原文格式PDF

  • 申请/专利权人 UNITED STATES ATOMIC ENERGY COMMISSION;

    申请/专利号GB19650020663

  • 发明设计人

    申请日1965-05-17

  • 分类号C01B15/04;C01B15/047;C01G56;C22B3/44;C22B60/02;C22B60/04;G21C19/46;

  • 国家 GB

  • 入库时间 2022-08-23 13:56:01

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