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    Automated simultaneous separation system for radionuclides in multiple samples and a method for automatically separating uranium (U) using the same
    4.
    发明授权
    Automated simultaneous separation system for radionuclides in multiple samples and a method for automatically separating uranium (U) using the same 有权
    用于多个样品中的放射性核素的自动同时分离系统以及使用其自动分离铀（U）的方法

    公开(公告)号：US07727403B2

    公开(公告)日：2010-06-01

    申请号：US11919969

    申请日：2006-02-10

    申请人： Cheol-Su Kim ,  Byung-uck Chang

    发明人： Cheol-Su Kim ,  Byung-uck Chang

    IPC分类号： B01D15/08

    CPC分类号： C22B60/0265 ,  C22B60/0291 ,  C22B60/0295 ,  C22B60/04 ,  G21F9/12 ,  G21G1/0005

    摘要： Disclosed herein are an automated simultaneous separation system for radionuclides in multiple samples and a method for automatically separating uranium (U) using the same, which can automatically and simultaneously separate multiple samples. The automated simultaneous separation system includes: a solution distributor (30) for distributing a separation solution in seven directions; independent columns (80) of the same number as that of the samples, the columns (80) containing resin for chemical separation; a 8-channel tubing pump (60) for separately injecting the samples into the columns (80); first and second 3-way solenoid valves (50, 90) mounted at the front end and the rear end of the columns (80), and a digital pump speed controller (70) for freely controlling injection speed of the samples and solutions according to separation steps.

    摘要翻译： 本文公开了一种用于多个样品中的放射性核素的自动同时分离系统，以及使用其自动分离铀（U）的方法，其可以自动并同时分离多个样品。 所述自动同步分离系统包括：用于在七个方向上分配分离溶液的溶液分配器（30） 与样品相同数量的独立柱（80），含有用于化学分离的树脂的柱（80） 用于将样品分别注入柱（80）中的8通道管道泵（60）; 安装在列（80）的前端和后端的第一和第二三通电磁阀（50,90）和数字泵速度控制器（70），用于根据 分离步骤

    Method for dissolving plutonium or a plutonium alloy and converting it into nuclear fuel
    6.
    发明授权
    Method for dissolving plutonium or a plutonium alloy and converting it into nuclear fuel 失效
    溶解钚或钚合金并将其转化为核燃料的方法

    公开(公告)号：US06623712B1

    公开(公告)日：2003-09-23

    申请号：US09719734

    申请日：2000-12-15

    申请人： Jean-Marc Adnet ,  Jacques Bourges ,  Pascal Bros ,  Philippe Brossard

    发明人： Jean-Marc Adnet ,  Jacques Bourges ,  Pascal Bros ,  Philippe Brossard

    IPC分类号： C22B6000

    CPC分类号： G21C19/38 ,  C01G56/004 ,  C22B60/0239 ,  C22B60/04 ,  C23F1/30 ,  G21C19/46 ,  G21F9/30 ,  Y02W30/881 ,  Y02W30/883

    摘要： The present invention relates to a process to dissolve plutonium or a plutonium alloy, by placing it in contact with an aqueous dissolution mixture, wherein said dissolution mixture comprises nitric acid, a carboxylic acid with complexing properties with respect to plutonium, and a compound comprising at least one —NH2 radical such as urea. The invention also relates to a process to convert plutonium or a plutonium alloy into plutonium oxide and to manufacture nuclear fuel from said oxide. The invention particularly applies to the dismantling of plutonium contained in nuclear weapons with a view to its use in civilian nuclear reactors, particularly in the form of MOX fuel.

    摘要翻译： 本发明涉及通过将钚或钚合金与水溶性混合物接触来溶解钚或钚合金的方法，其中所述溶解混合物包含硝酸，相对于钚具有络合性质的羧酸和包含 至少一个-NH 2基团，例如脲。本发明还涉及将钚或钚合金转化成钚氧化物并从所述氧化物制造核燃料的方法。本发明特别适用于用包含在核武器中的钚的拆除 认为其在民用核反应堆中的使用，特别是以MOX燃料的形式。

    Electroseparation of actinide and rare earth metals
    7.
    发明授权
    Electroseparation of actinide and rare earth metals 失效
    锕系元素和稀土金属的电分离

    公开(公告)号：US5582706A

    公开(公告)日：1996-12-10

    申请号：US458527

    申请日：1995-06-02

    申请人： LeRoy F. Grantham ,  Jerold Guon ,  David L. Grimmett ,  Lowell R. McCoy ,  Jeffery J. Roy

    发明人： LeRoy F. Grantham ,  Jerold Guon ,  David L. Grimmett ,  Lowell R. McCoy ,  Jeffery J. Roy

    IPC分类号： C22B60/02 ,  C22B60/04 ,  C25C3/34 ,  G21C19/48

    CPC分类号： C22B60/0213 ,  C22B60/0295 ,  C22B60/04 ,  C25C3/34 ,  G21C19/48 ,  Y02W30/884

    摘要： A pyrochemical process is utilized to recover 99% of the remaining transuranium materials from plutonium-uranium extraction waste. One step of the overall pyrochemical process involves the electrochemical separation of the waste components. A solid anode and a solid cathode are used in this electrochemical separation step to electrorefine in single or multiple steps. The solid anode and solid cathode are selected from certain preferred anodic and cathodic materials. Where multiple electrorefining steps are used to obtain more complete electroseparation, this is achieved by employing in the multiple electrorefining steps both a solid anode, suitably graphite, and a molten metal anode containing a mixture of the actinide and rare earth elements. This results in greater separation than can be realized through electroseparation by use of either anode alone.

    摘要翻译： 利用热化学工艺从铀 - 铀萃取废物中回收99％的剩余的铀钛材料。 整个焦化过程的一个步骤涉及废物组分的电化学分离。 在该电化学分离步骤中使用固体阳极和固体阴极，以单步或多步进行电致精制。 固体阳极和固体阴极选自某些优选的阳极和阴极材料。 当使用多个电解精制步骤来获得更完整的电分离时，这通过在固体阳极，合适的石墨和含有锕系元素和稀土元素的混合物的熔融金属阳极的多个电解精炼步骤中使用来实现。 这导致比通过仅使用任一阳极的电分离可以实现的更大的分离。

    Lithium metal reduction of plutonium oxide to produce plutonium metal
    8.
    发明授权
    Lithium metal reduction of plutonium oxide to produce plutonium metal 失效
    锂金属还原氧化钚生产钚金属

    公开(公告)号：US5118343A

    公开(公告)日：1992-06-02

    申请号：US689423

    申请日：1991-04-23

    申请人： Melvin S. Coops

    发明人： Melvin S. Coops

    IPC分类号： C22B60/04

    CPC分类号： C22B60/04 ,  Y02P10/212

    摘要： A method is described for the chemical reduction of plutonium oxides to plutonium metal by the use of pure lithium metal. Lithium metal is used to reduce plutonium oxide to alpha plutonium metal (alpha-Pu). The lithium oxide by-product is reclaimed by sublimation and converted to the chloride salt, and after electrolysis, is removed as lithium metal. Zinc may be used as a solvent metal to improve thermodynamics of the reduction reaction at lower temperatures. Lithium metal reduction enables plutonium oxide reduction without the production of huge quantities of CaO--CaCl.sub.2 residues normally produced in conventional direct oxide reduction processes.

    摘要翻译： 描述了通过使用纯锂金属将钚氧化物化学还原成钚金属的方法。 锂金属用于将钚氧化物还原成α钚金属（alpha-Pu）。 氧化锂副产物通过升华回收并转化为氯化物盐，电解后作为锂金属除去。 锌可以用作溶剂金属，以在较低温度下提高还原反应的热力学。 锂金属还原可以减少钚氧化，而不会产生通常在常规直接氧化还原过程中产生的大量CaO-CaCl 2残留物。