Индексировано в
  • Open J Gate
  • Глобальный импакт-фактор (GIF)
  • Инициатива открытых архивов
  • VieSearch
  • Международное общество универсальных исследований в области наук
  • Китайская национальная инфраструктура знаний (CNKI)
  • CiteFactor
  • Шимаго
  • Справочник периодических изданий Ульриха
  • Библиотека электронных журналов
  • RefSeek
  • Справочник индексации исследовательских журналов (DRJI)
  • Университет Хамдарда
  • ЭБСКО АЗ
  • Паблоны
  • Google Scholar
Поделиться этой страницей
Флаер журнала
Flyer image

Абстрактный

Применение азотного лазера для извлечения урана из длительно хранящихся высокоактивных жидких отходов с использованием растворителя ТБФ-керосин

Гунанджара

Радионуклид урана (U) является основным радионуклидом, содержащимся в длительном периоде существования высокоактивных жидких отходов (ЖРО), образующихся при переработке отработанного ядерного топлива. Радиоактивные отходы должны быть обработаны для подготовки к долгосрочному захоронению. Разделение U с высокой эффективностью значительно снижает объем долгосрочных альфа-радиоактивных отходов, подлежащих захоронению, и снижает уровень опасности отходов. Оценка технологии селективного разделения U была проведена в качестве альтернативы и стратегии для управления ЖРО в будущем. Технология селективного разделения U от продуктов деления с очень высокой эффективностью была разработана с помощью процесса экстракции с использованием растворителя ТБФ-керосин и увеличения разделения путем воздействия лазерного излучения азота (N2) на длине волны 337,1 нм. В процессе экстракции для имитации отходов, содержащих U и Zr, в 5 M HNO3 (Zr как один из продуктов деления, который трудно отделить от U) с использованием 30 % растворителя ТБФ-керосина и путем воздействия излучения азотного лазера показано, что увеличение коэффициента распределения U (Kd U) может достигать 135 %, а увеличение коэффициента разделения U и Zr (SF(U/Zr)) составляет 189 %. Увеличение Kd U с использованием N2-лазера выше, чем с использованием CO2-лазера (при волновом числе 944 см-1), который увеличивает Kd U только на 100 %. В Индонезии следует провести оценку адаптации технологии разделения путем экстракции для разделения U с использованием 30 % растворителя ТБФ-керосина в качестве альтернативы для обработки ВАО, образующихся при производстве радиоизотопа 99Mo и при послерадиационном исследовании ядерного топлива.

Отказ от ответственности: Этот реферат был переведен с помощью инструментов искусственного интеллекта и еще не прошел проверку или верификацию