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473 条记录 (耗时 0.019 秒)

    Nuclear fuel reprocessing
    31.
    发明授权
    Nuclear fuel reprocessing 失效
    核燃料后处理

    公开(公告)号：US06623710B1

    公开(公告)日：2003-09-23

    申请号：US09530825

    申请日：2000-09-29

    申请人： Emmanuel Gaubert ,  Gavin Paul Towler ,  Andrew Lindsay Wallwork

    发明人： Emmanuel Gaubert ,  Gavin Paul Towler ,  Andrew Lindsay Wallwork

    IPC分类号： C22B6000

    CPC分类号： G21C19/46 ,  Y02W30/883

    摘要： A spent fuel reprocessing method including the steps of partitioning U and Pu(III) in a solvent by solvent extraction and subsequently polishing the solvent in a neptunium rejection operation for removing Np therefrom. The solvent obtained from the neptunium rejection operation (the polished solvent or NpA solvent product) is then recycled to a U/Pu partitioning operation. The method enables a reduction in solvent feed and solvent effluent volumes.

    摘要翻译： 一种乏燃料后处理方法，包括以下步骤：通过溶剂萃取在溶剂中分配U和Pu（III），随后在去除Np的Neptunium排除操作中抛光溶剂。 然后将从Neptunium排除操作获得的溶剂（抛光溶剂或NpA溶剂产物）再循环至U / Pu分配操作。 该方法能够降低溶剂进料和溶剂流出物体积。

    Simulation method of extraction system
    33.
    发明授权
    Simulation method of extraction system 失效
    提取系统的模拟方法

    公开(公告)号：US06336085B1

    公开(公告)日：2002-01-01

    申请号：US09184696

    申请日：1998-11-03

    申请人： Yoshinori Ueda ,  Miyuki Igarashi

    发明人： Yoshinori Ueda ,  Miyuki Igarashi

    IPC分类号： G06G748

    CPC分类号： G21C19/46 ,  B01D11/048 ,  B01D11/0484 ,  G05B17/02 ,  Y02W30/883

    摘要： Abnormal flows in an extractor are simulated, with a flow divider model and a flow merger model being introduced. Overflow state, entrainment occurrence state, and reflux state in the extractor are simulated. Moreover, abnormal flows under a variety of conditions are simulated efficiently by using object-oriented software as the simulation program.

    摘要翻译： 模拟提取器中的异常流量，并引入流量分配器模型和流合并模型。 模拟了溢出状态，夹带发生状态和回流状态。 此外，通过使用面向对象软件作为仿真程序，有效地模拟了各种条件下的异常流量。

    Nuclear fuel reprocessing
    34.
    发明授权
    Nuclear fuel reprocessing 失效
    核燃料后处理

    公开(公告)号：US6093375A

    公开(公告)日：2000-07-25

    申请号：US117863

    申请日：1998-08-07

    申请人： Robin John Taylor ,  Iain Stewart Denniss ,  Andrew Lindsay Wallwork

    发明人： Robin John Taylor ,  Iain Stewart Denniss ,  Andrew Lindsay Wallwork

    IPC分类号： C01G56/00 ,  G21C19/46 ,  B01D11/00

    CPC分类号： C01G56/008 ,  G21C19/46 ,  Y02W30/883

    摘要： A spent fuel reprocessing method includes at least the formation of an aqueous solution and at least one solvent extraction step. Formohydroxarmic acid is used to reduce any Np(VI) to Np(V) and/or to form a complex with Np(IV). As a result, substantially all the neptunium present is retained in the aqueous phase during solvent extraction.

    摘要翻译： PCT No.PCT / GB97 / 00416 Sec。 371日期：1998年8月7日 102（e）日期1998年8月7日PCT 1997年2月14日提交PCT公布。 出版物WO97 / 30456 PCT 日期1997年8月21日废燃料后处理方法至少包括水溶液的形成和至少一个溶剂萃取步骤。 使用氢羟肟酸将任何Np（VI）还原成Np（V）和/或与Np（IV）形成络合物。 结果，在溶剂萃取期间，存在的基本上所有的is素都保留在水相中。

    Process for the reextraction in aqueous solution of the plutonium present in an organic solvent, more particularly usable for splitting uranium and plutonium
    38.
    发明授权
    Process for the reextraction in aqueous solution of the plutonium present in an organic solvent, more particularly usable for splitting uranium and plutonium 失效
    存在于有机溶剂中的钚水溶液中再提取的方法，更特别可用于分离铀和钚

    公开(公告)号：US4983300A

    公开(公告)日：1991-01-08

    申请号：US285768

    申请日：1988-12-16

    申请人： Michel Germain ,  Bruno Gillet ,  Jean-Yves Pasquiou

    发明人： Michel Germain ,  Bruno Gillet ,  Jean-Yves Pasquiou

    IPC分类号： B01D11/04 ,  C01G56/00 ,  C22B60/04 ,  G21C19/46

    CPC分类号： G21C19/46 ,  C01G56/001 ,  C22B60/04 ,  Y02W30/883

    摘要： The invention relates to a process for the reextraction in aqueous solution of the plutonium present in an organic solvent, more particularly usable for uranium-plutonium separation.According to this process the organic solvent is contacted with an acid aqueous solution of uranous salt, e.g. uranous nitrate, and hydroxylamine salt, e.g. hydroxylamine nitrate. Under these conditions, the uranous nitrate acts as a reducing agent for plutonium at valency (III and the hydroxylamine nitrate, which is also a plutonium reducing, agent, stabilizes Pu(III) and U(IV) in aqueous phase.Performances comparable to those of the U(IV)-hydrazone nitrate system are obtained without forming prejudicial hydrazine nitrate decomposition products. (FIG. 2).

    摘要翻译： 本发明涉及在存在于有机溶剂中的钚的水溶液中再提取的方法，更特别可用于铀 - 钚分离。 根据该方法，将有机溶剂与酸性尿素水溶液接触。 硝酸铀和羟胺盐，例如。 硝酸羟胺。 在这些条件下，硝酸铀作为钚的还原剂（III和硝酸羟胺，也是钚还原剂，在水相中稳定Pu（III）和U（IV），性能与那些相当 的铀（IV） - 腙硝酸盐体系，而不会形成有害的硝酸肼分解产物（图2）。

    Separation of uranium from technetium in recovery of spent nuclear fuel
    40.
    发明授权
    Separation of uranium from technetium in recovery of spent nuclear fuel 失效
    在废核燃料回收中将铀与锝分离

    公开(公告)号：US4528165A

    公开(公告)日：1985-07-09

    申请号：US559501

    申请日：1984-06-13

    申请人： Horace A. Friedman

    发明人： Horace A. Friedman

    IPC分类号： C01G99/00 ,  C22B3/32 ,  C22B60/02 ,  G21C19/46 ,  C01G43/00 ,  C01G57/00

    CPC分类号： G21C19/46 ,  C01G99/003 ,  C01G99/006 ,  C22B3/0025 ,  C22B60/026 ,  Y02P10/234 ,  Y02W30/883

    摘要： A method for decontaminating uranium product from the Purex process comprises addition of hydrazine to the product uranyl nitrate stream from the Purex process, which contains hexavalent (UO.sub.2.sup.2+) uranium and heptavalent technetium (TcO.sub.4 -). Technetium in the product stream is reduced and then complexed by the addition of oxalic acid (H.sub.2 C.sub.2 O.sub.4), and the Tc-oxalate complex is readily separated from the uranium by solvent extraction with 30 vol. % tributyl phosphate in n-dodecane.

    摘要翻译： 从Purex工艺中净化铀产品的方法包括向含有六价（UO22 +）铀和七价锝（TcO4-）的Purex工艺的硝酸铀酰产物中加入肼。 产物流中的锝减少，然后通过加入草酸（H 2 C 2 O 4）络合，并且Tc-草酸盐络合物通过溶剂萃取容易地与铀分离，30体积％。 磷酸三丁酯在正十二烷中。