This proposal deals with laboratory research in the field of separation of individual components of spent fuel by electrochemical methods within the framework of pyrometallurgical spent fuel reprocessing according to the national conception of thetransmutation reactor fuel cycle technology. The objective of the proposed grant is laboratory development of electrolytic separation of low concentrations of selected elements (uranium and important lanthanides) included in the spent fuel from a moltenfluoride salt medium, which corresponds with the assumed transmutation reactor liquid fuel composition. Working out the problem of their continuous separation from the fuel matrix is one of the essential conditions for the realization of a liquid fuelbased transmutation reactor with a compact separation process. (en)
Tento projekt se zabývá laboratorním výzkumem v oblasti separace jednotlivých složek vyhořelého jaderného paliva pomocí elektrochemických metod v rámci pyrometalurgického přepracování vyhořelého paliva dle českého národního konceptu technologiepalivového cyklu transmutačního reaktoru. Cílem navrhovaného grantu je laboratorní vývoj procesu elektroseparace nízkých koncentrací uranu a vybraných prvků obsažených ve vyhořelém palivu z prostředí fluoridové taveniny odpovídající předpokládanémusložení kapalného paliva transmutačního reaktoru. Vyřešení problematiky jejich průběžné separace z palivové matrice je jednou z hlavních podmínek realizace transmutačního reaktoru na bázi kapalného paliva s kompaktním separačním procesem.
The described work is dedicated to research of separation of uranium, thorium and selected fission products from molten fluoride salts media. Realization of separation proces in fluoride media is one of the basic conditions for molten salt reactor operat (en)
Práce se zabývala výzkumem separace uranu, thoria a vybraných štěpných produktů z prostředí roztavených fluoridových solí. Realizace separačního procesu v tomto médiu je jednou ze základních podmínek dlouhodobého provozu solného reaktoru. Tento reaktor j (cs)