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1. 发明申请

WO2011076739A1 PROCEDE D'EXTRACTION LIQUIDE - LIQUIDE POUR LA PURIFICATION DE L'URANIUM ISSU DE LA DISSOLUTION NITRIQUE D'UN CONCENTRE D'URANIUM NATUREL 审中-公开
标题翻译：用于从硝酸铀浓度的硝酸溶解中纯化铀的液体/液体萃取方法
公开(公告)号：WO2011076739A1
公开(公告)日：2011-06-30
申请号：PCT/EP2010/070248
申请日：2010-12-20
申请人： Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives , AREVA NC , MIGUIRDITCHIAN, Manuel , BARON, Pascal , BISEL, Isabelle , DINH, Binh , SOREL, Christian , BERTIN, Jean
发明人： MIGUIRDITCHIAN, Manuel , BARON, Pascal , BISEL, Isabelle , DINH, Binh , SOREL, Christian , BERTIN, Jean
IPC分类号： C22B3/26 , B01D11/04 , C22B60/02 , G21C19/46
CPC分类号： C22B3/0024 , C22B60/0239 , C22B60/026 , G21C19/46 , Y02P10/234 , Y02W30/883
摘要： L' invention se rapporte à un procédé permettant de purifier l'uranium d'un concentré d'uranium naturel. Ce procédé comprend : a) l'extraction de l'uranium présent sous forme de nitrate d' uranyle dans une phase aqueuse A1 résultant de la dissolution du concentré d'uranium naturel dans de l'acide nitrique, au moyen d'une phase organique qui contient un extractant dans un diluant organique; b) le lavage de la phase organique obtenue à l'issue de l'étape a), avec une phase aqueuse A2; et c) la désextraction du nitrate d' uranyle de la phase organique obtenue à l'issue de l'étape b), par circulation de cette phase organique dans un appareil, à contre-courant d'une phase aqueuse A3; et est caractérisé en ce que l' extractant est un N, N -dialkylamide et en ce que le rapport entre les débits auxquels circulent la phase organique obtenue à l'issue de l'étape b) et la phase aqueuse A3 dans l'appareil où se déroule l'étape c) est supérieur à 1. Applications : raffinage des concentrés d'uranium naturel produits par les mines d'uranium.
摘要翻译：本发明涉及一种能够从天然铀精矿中纯化铀的方法。所述方法包括：a）通过在有机稀释剂中含有萃取剂的有机相将天然铀浓缩物在硝酸中溶解而形成的水相A1中提取以硝酸铀酰形式存在的铀; b）用水相A2剥离从步骤a）获得的有机相; 和c）通过在水相A3的相反流动方向将所述有机相流入设备中，从步骤b）获得的有机相中反萃取硝酸铀酰。本发明的特征在于萃取剂是N，N-二烷基酰胺，并且由步骤b）获得的有机相的流速与步骤c）的装置中的水相A3之间的比例更大本发明用于精炼铀矿生产的天然铀浓缩物。

2. 发明申请

WO2011012563A1 PROCEDE DE RECUPERATION SELECTIVE DE L'AMERICIUM A PARTIR D'UNE PHASE AQUEUSE NITRIQUE 审中-公开
标题翻译：从酸性氮相中选择性地回收美洲的方法
公开(公告)号：WO2011012563A1
公开(公告)日：2011-02-03
申请号：PCT/EP2010/060770
申请日：2010-07-26
申请人： COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE ET AUX ENERGIES ALTERNATIVES , AREVA NC , HERES, Xavier , BARON, Pascal , SOREL, Christian , HILL, Clément , BERNIER, Gilles
发明人： HERES, Xavier , BARON, Pascal , SOREL, Christian , HILL, Clément , BERNIER, Gilles
IPC分类号： C22B3/00 , C22B60/02 , G21C19/46 , G21F9/12 , C01G56/00
CPC分类号： C22B60/0295 , C01G56/001 , C01P2006/80 , C22B3/0005 , G21C19/46 , G21F9/125 , Y02P10/234 , Y02W30/883
摘要： L'invention se rapporte à un procédé qui permet de récupérer sélectivement l'américium à partir d'une phase aqueuse nitrique contenant de l'américium, du curium et des produits de fission dont des lanthanides et de l'yttrium, mais qui est exempte d'uranium, de plutonium et de neptunium ou qui ne contient ces trois derniers éléments qu'à l'état de traces. Applications: traitement et recyclage des combustibles nucléaires irradiés, en particulier pour l'épuration en américium des raffinats issus de procédés d'extraction et de purification de l'uranium et du plutonium comme les procédés PUREX et COEX TM .
摘要翻译：本发明涉及一种选择性地从含有ium，ium ium和含镧系元素和钇的裂变产物的含水硝酸相中选择性地回收a的方法，但不含铀，钚和ium，或仅含有痕量的后者。本发明可用于加工和再循环辐照的核燃料，特别是从萃余铀中除去铀和钚的方法，如PUREX和COEXTM方法。

3. 发明申请

WO2007135178A1 PROCESS FOR REPROCESSING A SPENT NUCLEAR FUEL AND OF PREPARING A MIXED URANIUM-PLUTONIUM OXIDE 审中-公开
标题翻译：代替燃料核燃料和制备混合氧化铀的方法
公开(公告)号：WO2007135178A1
公开(公告)日：2007-11-29
申请号：PCT/EP2007/055024
申请日：2007-05-23
申请人： COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE , COMPAGNIE GENERALE DES MATIERES NUCLEAIRES , BARON, Pascal , DINH, Binh , MASSON, Michel , DRAIN, François , EMIN, Jean-Luc
发明人： BARON, Pascal , DINH, Binh , MASSON, Michel , DRAIN, François , EMIN, Jean-Luc
IPC分类号： G21C19/46 , C01G43/01 , C01G56/00
CPC分类号： G21C19/46 , C01G43/003 , C01G43/01 , C01G56/00 , C01G56/001 , Y02W30/883
摘要： The invention relates to a process for reprocessing a spent nuclear fuel and for preparing a mixed uranium-plutonium oxide, which process comprises: a) the separation of the uranium and plutonium from the fission products, the americium and the curium that are present in an aqueous nitric solution resulting from the dissolution of the fuel in nitric acid, this step including at least one operation of coextracting the uranium and plutonium from said solution by a solvent phase; b) the partition of the coextracted uranium and plutonium to a first aqueous phase containing plutonium and uranium, and a second aqueous phase containing uranium but no plutonium; c) the purification of the plutonium and uranium that are present in the first aqueous phase; and d) a step of coconverting the plutonium and uranium to a mixed uranium/plutonium oxide. Applications: reprocessing of nuclear fuels based on uranium oxide or on mixed uranium-plutonium oxide.
摘要翻译：本发明涉及一种用于后处理废核燃料和制备混合铀 - 钚氧化物的方法，该方法包括：a）将铀和钚从裂变产物，ium和ium中分离出来，由于燃料溶解在硝酸中而产生的硝酸水溶液，该步骤包括通过溶剂相从所述溶液中共萃取铀和钚的至少一种操作; b）将共萃取的铀和钚分配到含有钚和铀的第一水相，以及含有铀但不含钚的第二水相; c）净化存在于第一水相中的钚和铀; 和d）将钚和铀同时混合的混合铀/钚氧化物的步骤。应用：基于氧化铀或混合铀 - 钚氧化物的核燃料后处理。

4. 发明申请

WO2011000844A1 PROCEDE AMELIORE DE TRAITEMENT DE COMBUSTIBLES NUCLEAIRES USES 审中-公开
标题翻译：改进燃料核燃料处理方法
公开(公告)号：WO2011000844A1
公开(公告)日：2011-01-06
申请号：PCT/EP2010/059232
申请日：2010-06-29
申请人： AREVA NC , COMMISSARIAT À L'ÉNERGIE ATOMIQUE ET AUX ÉNERGIES ALTERNATIVES , EMIN, Jean-Luc , DRAIN, François , PONCELET, François , DINH, Binh , PRADEL, Philippe , BARON, Pascal , MASSON, Michel
发明人： EMIN, Jean-Luc , DRAIN, François , PONCELET, François , DINH, Binh , PRADEL, Philippe , BARON, Pascal , MASSON, Michel
IPC分类号： G21C19/46 , C01G43/025 , C01G56/00
CPC分类号： G21C19/46 , C01G56/001 , Y02W30/883
摘要： L' invention se rapporte à un procédé de traitement d'un combustible nucléaire usé, qui comprend (a) décontamination de l'uranium, du plutonium et du neptunium présents dans une phase aqueuse nitrique, résultant de la dissolution de ce combustible nucléaire dans HNO 3 , vis-à-vis des actinides (III) et de la majeure partie des produits de fission également présents dans cette phase, cette décontamination comprenant au moins la co-extraction de l'uranium, du plutonium et du neptunium dans une phase solvant; (b) la partition de l'uranium, du plutonium et du neptunium présents dans la phase solvant en une première phase aqueuse contenant soit du plutonium sans U ni Np, soit un mélange Pu+U sans Np, soit un mélange Pu+U+Np, et une deuxième phase aqueuse contenant soit un mélange U+Np sans Pu, soit de l'uranium sans Pu ni Np; (c) l'entreposage de la première phase aqueuse; (d) la purification du plutonium ou du mélange Pu+U ou du mélange Pu+U+Np présent dans la première phase aqueuse vis-à-vis des produits de fission encore présents dans cette phase, cette purification comprenant au moins un ajout d'uranium pour obtenir, à l'issue de cette purification, une solution aqueuse contenant un mélange Pu+U ou Pu+U+Np; et (e) la co-conversion du mélange Pu+U ou du mélange Pu+U+Np ainsi obtenu en un oxyde mixte.
摘要翻译：本发明涉及一种用于处理乏核燃料的方法，其包括（a）对于锕系元素（III）和多数化合物（III），将在所述核燃料中溶解所述核燃料而产生的硝酸水相中发现的铀，钚和钚净化在所述阶段也发现的裂变产物，所述净化包括在溶剂相中至少共同提取铀，钚和ium; （b）将溶剂相中发现的铀，钚和））分离在含有不含U或Np的钚或Pu和U与Np的混合物或Pu，U和Np的混合物的第一水相中，和含有U和Np与Pu的混合物的第二水相，或不含P或Np的铀; （c）储存第一水相; （d）相对于所述相中仍存在的裂变产物，纯化钚或Pu和U的混合物或在第一水相中发现的Pu，U和Np的混合物，所述纯化包括至少一种铀的添加，在所述纯化结束时，为了获得含有Pu和U或Pu，U和Np的混合物的水溶液; 和（e）将所得的Pu和U的混合物或Pu，U和Np的混合物共转化为混合氧化物。

5. 发明申请

WO2009127536A2 PROCÉDÉ DE CONCEPTION D'UN APPAREIL ORTHODONTIQUE 审中-公开
标题翻译：正交设备的设计方法
公开(公告)号：WO2009127536A2
公开(公告)日：2009-10-22
申请号：PCT/EP2009/054006
申请日：2009-04-03
申请人： BARON, Pascal , GUALANO, Christophe , SEMPE, Laurent
发明人： BARON, Pascal , GUALANO, Christophe , SEMPE, Laurent
IPC分类号： A61C7/00
CPC分类号： A61C7/00 , A61C7/002 , A61C7/14 , Y10T29/49568
摘要： L'invention concerne un procédé de réalisation d'un appareil orthodontique (1 ) individualisé, comportant des supports (12) fixés sur des dents (13) d'une arcade dentaire d'un patient et un arc orthodontique (11 ). Chaque support (12) est fixé sur une surface d'une dent (13) de l'arcade dentaire par une embase (121 ) dudit support, et l'arc orthodontique (11 ) est fixé auxdits supports dans un logement (123) d'un verrou (122) de chaque support. Le support est réalisé à partir d'une ébauche (50) comportant au moins deux volumes (51, 52), un volume représentatif d'un volume enveloppe d'une embase et un volume représentatif d'un volume enveloppe d'un verrou.
摘要翻译：
本发明涉及一种方法用于执行包括固定到患者的牙弓的牙齿（13）上的支撑件（12）和正畸牙弓（11）的个性化正畸矫治器（1）。每个支架（12）都固定在一起; 通过所述支架的基座（121）在牙弓的牙齿（13）的表面上固定正牙弓（11）; 所述支撑件位于每个支撑件的闩锁（122）的壳体（123）中。支持实现＆oacute; ＆Agrave; 从具有至少两个体积（51,52）的坯体（50），基体的包络体积的代表性体积和闩锁的体积包络的代表性体积

6. 发明申请

WO2008049807A1 SEPARATION GROUPEE DES ACTINIDES A PARTIR D'UNE PHASE AQUEUSE FORTEMENT ACIDE, UTILISANT UN EXTRACTANT SOLVATANT EN MILIEU RELARGANT 审中-公开
标题翻译：来自高浓度水性组合物的ACTINIDES在分解介质中的分解萃取剂
公开(公告)号：WO2008049807A1
公开(公告)日：2008-05-02
申请号：PCT/EP2007/061287
申请日：2007-10-22
申请人： COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE , MIGUIRDITCHIAN, Manuel , BARON, Pascal
发明人： MIGUIRDITCHIAN, Manuel , BARON, Pascal
IPC分类号： G21C19/44 , G21F9/12 , C22B60/02 , C01F17/00 , C01G56/00 , B01D11/04
CPC分类号： G21C19/44 , B01D11/0488 , C01F17/0006 , C01G56/001 , G21F9/12 , Y02W30/882
摘要： L'invention se rapporte à un procédé permettant de séparer ensemble tous les actinides (III), (IV), (V) et (VI) présents dans une phase aqueuse fortement acide des produits de fission, et en particulier des lanthanides, se trouvant également dans cette phase, en utilisant un extractant solvatant en milieu relargant. Applications : retraitement des combustibles nucléaires irradiés, notamment pour récupérer le plutonium, le neptunium, l'américium, le curium et, éventuellement, l'uranium présent à l'état de traces, de façon groupée mais sélective vis-à-vis des lanthanides, à partir d'une solution de dissolution d'un combustible nucléaire irradié, en aval d'un cycle d'extraction de l'uranium.
摘要翻译：本发明涉及一种将高酸性水相中存在的所有锕系元素（III），（Ⅳ），（Ⅴ）和（Ⅵ）分离在所述相中也存在于所述相中的裂变产物，特别是镧系元素的方法，溶剂萃取剂在盐析介质中。用于处理辐射核燃料的方法，主要用于从铀提取下游的辐射核燃料的溶解溶液中以分组方式，但是选择性地回收镧系元素，用于回收钚，ium，ium，ium ium和任选的铀周期。

7. 发明申请

WO2005052950A2 PROCEDE DE SEPARATION DE L'URANIUM (VI) D'ACTINIDES (IV) ET/OU (VI) ET SES UTILISATIONS 审中-公开
标题翻译：从AC系（Ⅳ）和/或（Ⅵ）中分离铀（Ⅵ）的方法及其用途
公开(公告)号：WO2005052950A2
公开(公告)日：2005-06-09
申请号：PCT/FR2004/050594
申请日：2004-11-17
申请人： COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE , COMPAGNIE GENERALE DES MATIERES NUCLEAIRES , DINH, Binh , LECOMTE, Michaël , BARON, Pascal , SOREL, Christian , BERNIER, Gilles
发明人： DINH, Binh , LECOMTE, Michaël , BARON, Pascal , SOREL, Christian , BERNIER, Gilles
IPC分类号： G21C19/46
CPC分类号： G21F9/06 , C01G43/003 , G21C19/46 , Y02W30/883
摘要： L'invention a pour objet un procédé de séparation de l'uranium (VI) d'un ou plusieurs actinides choisis parmi les actinides (IV) et les actinides (VI) autres que l'uranium (VI), caractérisé en ce qu'il comprend les étapes suivantes a) mettre en contact une phase organique, non miscible à l'eau et contenant ledit uranium et ledit ou lesdits actinides, avec une solution aqueuse acide contenant au moins hétéropolyanion lacunaire et, si ledit actinide ou l'un au moins desdits actinides est un actinide (VI), un agent réducteur capable de réduire sélectivement cet actinide (VI) ; et b) séparer ladite phase organique de ladite solution aqueuse. Applications retraitement des combustibles nucléaires irradiés, traitement de minerais de terres rares, de thorium et/ou d'uranium.
摘要翻译：本发明的目的是提供一种处理本发明主题的方法。用于从一种或多种选自铀（Ⅵ）以外的act系元素（Ⅳ）和act系元素（Ⅵ）的act系元素中分离出铀（Ⅵ），其特征在于：其中它包括以下步骤：a）接触不混溶的有机相; 水和含有所述铀和所述一种或多种锕系元素与酸的水溶液含有至少包括HéT E不完整ropolyanion并且如果所述锕系或锕系元素，所述的至少一个是锕系元素（VI），A Ré剂能够连续还原该act系元素（VI）的导体; 和b）从所述水溶液中分离出所述有机相。辐照核燃料的应用后处理，稀土矿石，钍和/或铀的处理。

8. 发明申请

WO1992004085A1 BOOT SUPPORT PLATE FOR A SKI BINDING 审中-公开
标题翻译： BOOT支持滑板绑定板
公开(公告)号：WO1992004085A1
公开(公告)日：1992-03-19
申请号：PCT/FR1991000705
申请日：1991-09-04
申请人： SALOMON S.A. , CHALLANDE, Christian , BARON, Pascal , THOMAS, Pascal
发明人： SALOMON S.A.
IPC分类号： A63C09/00
CPC分类号： A63C9/001
摘要： A support plate combined with a front binding element of a ski is provided for supporting the forward portion of a ski boot. The support plate comprises a base plate (6) rigidly fastened to the base of the binding element, and a support (7) which is separate from said base plate (6). An antifriction insert (5) is permanently fixed to the support (7), and the support is releasably fixed to the base plate (6) by mutually engaging devices and locking/unlocking devices.
摘要翻译：提供了与滑雪板的前绑带元件组合的支撑板，用于支撑滑雪靴的前部。支撑板包括刚性地紧固到装订元件的基部的基板（6）和与所述基板（6）分离的支撑件（7）。一个抗磨插件（5）永久地固定到支撑件（7）上，并且支撑件通过相互啮合的装置和锁定/解锁装置可释放地固定到基板（6）上。

9. 发明申请

WO2011147871A1 PROCEDE DE TRAITEMENT DE COMBUSTIBLES NUCLEAIRES USES NE NECESSITANT PAS D'OPERATION DE DESEXTRACTION REDUCTRICE DU PLUTONIUM 审中-公开
标题翻译：用于处理不需要减少背压萃取操作的消耗核燃料的方法
公开(公告)号：WO2011147871A1
公开(公告)日：2011-12-01
申请号：PCT/EP2011/058562
申请日：2011-05-25
申请人： COMMISSARIAT À L'ENERGIE ATOMIQUE ET AUX ENERGIES ALTERNATIVES , SAUDRAY, Didier , DINH, Binh , BARON, Pascal , MASSON, Michel , SOREL, Christian , MIGUIRDITCHIAN, Manuel
发明人： SAUDRAY, Didier , DINH, Binh , BARON, Pascal , MASSON, Michel , SOREL, Christian , MIGUIRDITCHIAN, Manuel
IPC分类号： G21C19/46 , C22B3/00 , C22B60/00
CPC分类号： C22B60/04 , C22B3/065 , C22B7/007 , G21C19/46 , Y02P10/234 , Y02W30/883
摘要： L'invention se rapporte à un procédé de traitement de combustibles nucléaires usés qui présente, entre autres avantages, de ne pas nécessiter d'opération de désextraction réductrice du plutonium. Ce procédé trouve notamment application dans le traitement de combustibles d'oxyde d'uranium et de combustibles d'oxyde mixte d'uranium et de plutonium.
摘要翻译：本发明涉及一种处理乏核燃料的方法，其特征在于不需要对钚进行还原反萃的操作。所述方法特别可用于处理铀氧化物燃料和混合铀和钚氧化物燃料。

10. 发明申请

WO2008148863A1 UTILISATION DE L'OXIME DE BUTYRALDEHYDE EN TANT QU'AGENT ANTI-NITREUX DANS UNE OPERATION DE DESEXTRACTION REDUCTRICE DU PLUTONIUM 审中-公开
标题翻译：使用丁二醛作为抗氧化剂，用于减少对钚的反萃取
公开(公告)号：WO2008148863A1
公开(公告)日：2008-12-11
申请号：PCT/EP2008/057035
申请日：2008-06-05
申请人： COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE , DINH, Binh , BARON, Pascal , MOISY, Philippe , VENAULT, Laurent , POCHON, Patrick , BERNIER, Gilles
发明人： DINH, Binh , BARON, Pascal , MOISY, Philippe , VENAULT, Laurent , POCHON, Patrick , BERNIER, Gilles
IPC分类号： G21C19/46
CPC分类号： G21C19/46 , Y02W30/883
摘要： L'invention se rapporte à l'utilisation de l'oxime de butyraldéhyde en tant qu'agent anti-nitreux dans une opération de désextraction du plutonium basée sur une réduction de cet élément, du degré d'oxydation (IV) au degré d oxydation (III). Applications: tout procédé de retraitement de combustibles nucléaires usés dans lesquels l'emploi d'un composé présentant la double propriété d'être extractible en phase organique et d'être capable d'y détruire l'acide nitreux peut être utile et, notamment, à tous ceux de ces procédés, qui comprennent une ou plusieurs opérations de désextraction réductrice du plutonium.
摘要翻译：本发明涉及在氧化态（IV）至氧化态（III）的基础上，将该元素的还原作为反萃取钚操作中的丁酸肟作为抗氧化剂的用途。应用：任何后处理废核燃料的方法，其中使用具有两种性质的化合物可在有机相中萃取并能够破坏其中的亚硝酸盐可能是有用的，特别是所有包括一种或多种减少钚回抽的操作。

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