Indexé dans
  • Ouvrir la porte J
  • Le facteur d'impact global (GIF)
  • Initiative d'archives ouvertes
  • VieSearch
  • Société internationale de recherche universelle en sciences
  • Infrastructure nationale des connaissances en Chine (CNKI)
  • CiteFactor
  • Scimago
  • Répertoire des périodiques d'Ulrich
  • Bibliothèque des revues électroniques
  • RechercheRef
  • Répertoire d'indexation des revues de recherche (DRJI)
  • Université Hamdard
  • EBSCO AZ
  • Publions
  • Google Scholar
Partager cette page
Dépliant de journal
Flyer image

Abstrait

Application du laser à l'azote à l'extraction de l'uranium dans la longue durée de vie des déchets liquides hautement radioactifs à l'aide du solvant TBP-kérosène

Gunandjar

Le radionucléide uranium (U) est le radionucléide majeur contenu dans les déchets liquides hautement radioactifs (HLLW) à longue durée de vie générés par le retraitement du combustible nucléaire usé. Les déchets radioactifs doivent être traités pour être prêts à être stockés à long terme. La séparation de l'U à haut rendement réduit considérablement le volume des déchets radioactifs alpha à longue durée de vie à stocker et diminue le niveau de dangerosité des déchets. L'évaluation technologique de la séparation sélective de l'U a été réalisée comme alternative et stratégie pour la gestion future des HLLW. La technologie de séparation sélective de l'U des produits de fission à très haut rendement a été développée par le procédé d'extraction utilisant un solvant TBP-kérosène et augmentant la séparation par exposition à un rayonnement laser à l'azote (N2) à une longueur d'onde de 337,1 nm. Français Dans le processus d'extraction des déchets de simulation contenant U et Zr dans 5 M HNO3 (Zr comme l'un des produits de fission difficile à séparer de U) en utilisant un solvant TBP-kérosène à 30 % et par exposition au rayonnement laser à l'azote, il apparaît que l'augmentation du coefficient de distribution de U (Kd U) peut atteindre 135 % et l'augmentation du facteur de séparation de U et Zr (SF(U/Zr)) est de 189 %. L'augmentation de Kd U en utilisant un laser N2 est supérieure à celle en utilisant un laser CO2 (au nombre d'onde 944 cm-1 ) qui augmente Kd U seulement de 100 %. En Indonésie, une évaluation de l'adaptation de la technologie de séparation par extraction pour le processus de séparation de U en utilisant un solvant TBP-kérosène à 30 % devrait être réalisée comme alternative pour le traitement des DHA générés par la production de radio-isotopes 99Mo et par l'examen post-irradiation du combustible nucléaire.

Avertissement: Ce résumé a été traduit à l'aide d'outils d'intelligence artificielle et n'a pas encore été examiné ni vérifié