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Separación de elementos transuránicos y algunos productos de fisión presentes en los combustibles nucleares irradiados. Programa 2005 52 D M(III) D 1000,0 100,0 10,0 1,0 0,1 0,0 10,0 1,0 0,1 Am/5M Eu/5M Am/10M Eu/10M MZ33 0.001M (NPHE)/HNO (3M) 3 0 50 100 150 200 250 300 350 400 450 500 550 Tiempo de contacto (h) T(h) Fase orgánica: 1E-3 mol/L en NPHE. Fase acuosa: [HNO 3]= 3 mol/L -3 Hidrolisis MZ-58 10 M (NPHE)/ HNO3 0,0 0,1 1,0 10,0 100,0 1000,0 10000,0 T(horas) Fase orgánica: 1E-3 mol/L en NPHE. Fase acuosa: [HNO 3]= 5 y 10 mol/L Am(III) Eu(III) Figura 46. Hidrólisis de Calix[4]CMPO (MZ33). Figura 47. Hidrólisis de Calix[4]CMPO-amida (MZ58).
D M D M 1000 100 10 1 0 1000 100 10 1 0 8. Madic, C., et al., Separation of Long-Lived Radionuclides from High Active Nuclear Waste. C. R. Physique, 2002. 3: p. 797-811. 9. Horwitz, E.P., et al., The TRUEX Process - A Process for the Extraction of the Transuranic Elements from Nitric Acid Wastes Utilizing Modified PUREX Solvent. Solvent Extraction and Ion Exchange, 1985. 3(1&2): p. 75-109. 10. Schulz, W.W. and E.P. Horwitz, The TRUEX Process: Removal/Recovery of TRU Elements from Acidic Waste Solutions. I Chem E Symposium Series, Nº 103, 1987. 11. Schulz, W.W. and E.P. Horwitz, Application of the TRUEX Process to the Decontamination of Nuclear Z-33 Z-37 Z-2 I-Z-33 I-Z-37 I-Z-2 Am(III) 0 1 2 3 4 5 [HNO ] M 3 Z-33 Z-37 Z-2 I-Z-33 I-Z-37 I-Z-2 Eu (III) 0 1 2 3 4 5 [HNO 3] M 1. Separación hidrometalúrgica Figura 48. Variación de D M pre y post irradición de Calix[4]CMPO. Waste Streams. International Solvent Extraction Conference, Munich, Germany, 1986. I: p. 81-89. 12. Schulz, W.W. and E.P. Horwitz, The TRUEX Process and the Management of Liquid TRU Waste. Separation Science and Technology, 1988. 23(12, 13): p. 1355-1372. 13. Morita, Y., S. Tani, and M. Kubota, Proceedings of the Third International Conference on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management, RECORD’- 91, 1991: p. 348. 14. Morita, Y., et al., Proceedings of The International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems, Global’95, 1995: p. 1163. 53
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