Uranium(VI)/Plutonium(IV) Separation from Spent MOX Fuels Using a Single Monoamide Extractant: The PUMAS Process
Rattachement africain : fr. Niveau de preuve : code pays fourni par la source.
Le résumé fourni par la source
In the context of the development of generation IV reactors, solvent extraction process is under development for the reprocessing of spent nuclear fuels. A monoamide extractant was found to be a suitable replacement for TBP. This extractant allows plutonium(IV) back-extraction by changing the acidity instead of the plutonium oxidation state. This paper sum up the methodology and the different hot tests performed in Atalante facility to demonstrate uranium(VI)/plutonium(IV) separation from used MOX fuels using this single monoamide extractant with the so-called PUMAS process.
Ce résumé expose les affirmations des auteurs. BNTIC ne l’interprète pas comme une validation indépendante des résultats.
Le contrôle bibliographique ouvert
DOI retrouvé dans Crossref DOI retrouvé ; titre concordant.
- Titre Crossref
- Uranium(VI)/Plutonium(IV) Separation from Spent MOX Fuels Using a Single Monoamide Extractant: The PUMAS Process
- Date Crossref
- 01/01/2025
- Éditeur
- EDP Sciences
- Type
- journal-article
Ce recoupement confirme des métadonnées liées au DOI. Il ne confirme ni la méthode ni les conclusions de l’étude, et il ne compte pas comme une seconde source scientifique indépendante.
Où se fait cette recherche
-
Université de Montpellier pays non établi dans la noticeUniversité ou école supérieure
-
Commissariat à l'Énergie Atomique et aux Énergies Alternatives pays non établi dans la noticeOrganisme public
-
CEA Marcoule pays non établi dans la noticeOrganisme public
Université de Montpellier, Commissariat à l'Énergie Atomique et aux Énergies Alternatives et CEA Marcoule.
Une affiliation ne permet pas de déduire la nationalité d’un auteur.