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    PROCÉDÉ DE DÉSEXTRACTION D'URANIUM(VI) ET D'UN ACTINIDE(IV) D'UNE SOLUTION ORGANIQUE PAR PRÉCIPITATION OXALIQUE
    1.
    发明公开
    PROCÉDÉ DE DÉSEXTRACTION D'URANIUM(VI) ET D'UN ACTINIDE(IV) D'UNE SOLUTION ORGANIQUE PAR PRÉCIPITATION OXALIQUE 审中-公开

    公开(公告)号：EP4332991A1

    公开(公告)日：2024-03-06

    申请号：EP23189246.4

    申请日：2023-08-02

    申请人： Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives ,  Centre National de la Recherche Scientifique ,  UNIVERSITE DE MONTPELLIER ,  Ecole Nationale Supérieure de Chimie de Montpellier

    发明人： MEYER, Daniel ,  BERTRAND, Muriel ,  BOURGEOIS, Damien ,  DURAIN, Julie

    IPC分类号： G21C19/42 ,  C22B60/04 ,  G21C19/46

    摘要： L'invention se rapporte à un procédé pour désextraire de l'U(VI) et un actinide(IV) d'une solution organique dans laquelle l'U(VI) et l'actinide(IV) sont présents sous la forme de nitrates à des concentrations telles que la concentration du nitrate d'U(VI) est supérieure à la concentration du nitrate d'actinide(IV), et la somme des concentrations des nitrates d'U(VI) et d'actinide(IV) est ≥ 55 g/L, la solution organique comprenant du TBP dans un diluant organique, lequel procédé comprend :
    - au moins une mise en contact de la solution organique avec une solution aqueuse comprenant de 2 mol/L à 6 mol/L d'acide nitrique et de l'acide oxalique à une concentration ≥ 18 g/L dans un rapport volumique O/A ≥ 1, la concentration de l'acide oxalique et le rapport volumique O/A étant choisis de sorte que l'acide oxalique soit en défaut par rapport aux conditions stoechiométriques d'une précipitation complète de l'U(VI) et de l'actinide(IV), moyennant quoi on obtient un précipité qui comprend l'actinide(IV) sous forme d'oxalate et de l'U(VI) sous forme d'oxalate dans un rapport massique U(VI)/actinide(IV) compris entre 0,5 et 5 ; puis
    - une séparation du précipité des solutions organique et aqueuse.
    Elle se rapporte également à un procédé de traitement d'une solution aqueuse issue de la dissolution d'un combustible nucléaire usé dans de l'acide nitrique, dans lequel est mis en oeuvre ce procédé de désextraction.

    Method for corium and used nuclear fuel stabilization processing
    5.
    发明公开
    Method for corium and used nuclear fuel stabilization processing 有权
    StabilisierungsverfahrenfürCorium undfürgebrauchten Kernbrennstoff

    公开(公告)号：EP2657942A1

    公开(公告)日：2013-10-30

    申请号：EP13163951.0

    申请日：2013-04-16

    申请人： GE-Hitachi Nuclear Energy Americas LLC

    发明人： Loewen, Eric P. ,  Berger, John F.

    IPC分类号： G21C19/42 ,  G21C19/44 ,  G21C19/46 ,  G21C19/48

    CPC分类号： G21C19/42 ,  G21C19/44 ,  G21C19/46 ,  G21C19/48 ,  Y02W30/882 ,  Y02W30/883 ,  Y02W30/884

    摘要： A method 220 for stabilizing a nuclear material may include electrolytically reducing 220d the nuclear material in a first molten salt electrolyte of an electroreducer to produce a reduced material. A reducer waste may accumulate in the first molten salt electrolyte as a byproduct of the electroreduction. After the electroreduction, the reduced material may be electrolytically dissolved 230b in a second molten salt electrolyte of an electrorefiner to produce a purified metal product on a refiner cathode assembly of the electrorefiner. As a result of the electrorefining, a first refiner waste may accumulate in the second molten salt electrolyte and a second refiner waste may accumulate in a refiner anode assembly of the electrorefiner. The reducer waste from the electroreducer and the first refiner waste from the electrorefiner may be converted into a ceramic waste form, while the second refiner waste from the electrorefiner may be converted into a metallic waste form.

    摘要翻译： 用于稳定核材料的方法220可以包括电解还原电解质的第一熔盐电解质中的核材料220d以产生还原材料。 还原剂废物可能作为电还原的副产物积累在第一熔盐电解液中。 在电还原之后，还原的材料可以电解溶解在电学纯化器的第二熔盐电解液中230b，以在电学纯化器的精炼机阴极组件上产生纯化的金属产物。 作为电解精炼的结果，第一精炼废物可能积聚在第二熔融盐电解质中，并且第二精炼废物可能积聚在电抛光器的精磨机阳极组件中。 来自电动除菌器的还原剂废物和来自电解精炼机的第一精炼废物可以转化为陶瓷废物形式，而来自电学纯化器的第二精炼废物可以转化为金属废物形式。

    HIGH THROUGHPUT ULTRASONIC CLEANER FOR IRRADIATED NUCLEAR FUEL ASSEMBLIES
    7.
    发明公开
    HIGH THROUGHPUT ULTRASONIC CLEANER FOR IRRADIATED NUCLEAR FUEL ASSEMBLIES 有权
    用于辐照核燃料组件的高通量超声波清洗机

    公开(公告)号：EP1527459A2

    公开(公告)日：2005-05-04

    申请号：EP03755729.5

    申请日：2003-07-29

    申请人： Dominion Engineering, Inc.

    发明人： GROSS, David ,  ARGUELLES, David ,  LIPFORD, Brian

    IPC分类号： G21C19/42

    CPC分类号： G21F9/28

    摘要： A passive assembly for operating a cleaning chamber using a flow diverter assembly (10) is disclosed. The flow diverter assembly (10) includes a movable piece (11) supported by a spring assembly (12) and a fixed outer member (13). The flow diverter assembly (10) is actuated by a fuel assembly (3) when a fuel assembly (3) is inserted into the cleaning chamber (1). The flow diverter assembly (10) acts so that the cleaning chamber (3) is supplied with suction flow (14) whenever there is a fuel assembly in the cleaning chamber (3). When a cleaning chamber (3) is empty, the flow diverter (10) acts to block the suction flow from the filtration system (15). When the cleaning chambers (1) is empty, suction pressure from the pump increases to the point that the flow diverter (10) opens sufficiently to maintain flow through the pumps to prevent the pumps from cavitating.

    摘要翻译： 公开了一种用于使用分流器组件（10）来操作清洁室的无源组件。 分流器组件（10）包括由弹簧组件（12）和固定的外部构件（13）支撑的可动件（11）。 当燃料组件（3）插入清洁腔室（1）时，分流器组件（10）由燃料组件（3）致动。 每当在清洁室（3）中存在燃料组件时，分流器组件（10）就起作用，从而向清洁室（3）供应吸入流（14）。 当清洁室（3）是空的时，分流器（10）用于阻止来自过滤系统（15）的吸入流。 当清洁室（1）是空的时，来自泵的吸入压力增加到分流器（10）充分打开的点以保持流过泵的流量以防止泵空化。