Ровный Сергей Иванович (RU)

Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива. Сущность изобретения: раствор нитрата уранила упаривают до концентрации по урану 800-1300 г/л и по азотной кислоте 0,5-3,0 моль/л. Кристаллизацию проводят в прямотоке образующихся кристаллов гексагидрата нитрата уранила и маточного раствора при постоянном охлаждении раствора до температуры 15-30°С. Образующиеся кри...

Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов. Сущность изобретения: способ заплавления опасных материалов и/или изделий включает размещение заплавляющего материала, заплавляемых опасных материалов и/или изделий в металлическом контейнере и нагрев СВЧ-энергией. В качестве заплавляющего материала используют сыпучий радиопрозрачный материал, в который погружают заплавляемые опасн...

Изобретение относится к области переработки и утилизации твердых радиоактивных отходов радиохимических предприятий атомной промышленности, в частности к способу иммобилизации йода-129 и извлечению серебра из отработанных сорбентов, которое может быть использовано для изготовления йодного поглотителя. Серебросодержащий сорбент обрабатывают нагретым до 75-80°С щелочным раствором гидразин-нит...

Изобретение относится к области охраны окружающей среды. Сущность изобретения: способ повышения эффективности локализации загрязненных радиоактивными веществами пористых поверхностей, включающий нанесение на загрязненные радиоактивными веществами пористые поверхности пленкообразующих веществ. Подлежащие локализации загрязненные радиоактивными веществами пористые поверхности перед нанесением пленко...

Изобретение относится к области переработки и иммобилизации газообразных радиоактивных отходов радиохимических предприятий атомной промышленности, а именно к области улавливания йода из газоаэрозольного потока с узла рубки-растворения облученного ядерного топлива. Сорбент для улавливания радиоактивного йода состоит из пористой основы, пропитанной солью азотнокислого серебра (AgNO3), в качестве осн...

Изобретение относится к области химической технологии производства радиоактивных изотопов медицинского назначения. Молибден-99 в течение последних 30 лет является наиболее используемым в радиоизотопной диагностике радионуклидом. Сущность изобретения: в качестве сорбента для выделения молибдена-99 из азотнокислого раствора облученной урановой мишени используют неорганический сорбент марки Т-5, а де...

Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов. Сущность изобретения: способ очистки низкоактивных растворов, содержащих радионуклиды, включает подачу раствора в мембранный фильтрующий аппарат, снабженный металлокерамическими мембранами, сбор и дальнейшую переработку концентрата, отвод и сорбционную доочистку фильтрата. Используют плоскорамный мембранный аппарат с тангенциальной...

Изобретение относится к области переработки жидких радиоактивных отходов от регенерации облученного ядерного топлива. Готовят водную суспензию с массовой долей аэросила от 1,0% до 9,0%, выдерживают ее и затем запускают в проточном режиме в герметизируемый элемент термической установки переработки отходов. При герметизации элемента установка продолжает находиться в режиме эксплуатации, а герметик в...

Изобретение относится к цветной металлургии и может быть использовано при получении порошков циркония для изготовления пиротехнических изделий, в частности взрывчатых и воспламеняющихся смесей. В реакционный сосуд загружают послойно подготовленную порошкообразную смесь фтороцирконата калия и хлорида щелочного металла, преимущественно хлорида натрия, в соотношении 1:0,15-0,6, и металлический натрий...

Изобретение относится к области химической технологии и может быть использовано при получении плутония высокой степени чистоты. Способ очистки плутония от урана включает извлечение плутония и урана в раствор трибутилфосфата в инертном разбавителе, промывку экстракта растворами азотной кислоты, реэкстракцию плутония в растворе азотной кислоты с молярной концентрацией 0,20 моль/дм3. Реэкстракцию плу...

Изобретение относится к области радиохимического производства, в частности к технологии изготовления материала активной части источников гамма-излучения на основе изотопов цезия. Предлагается способ синтеза ортофосфата цезия-магния из водных или кислых растворов. Смесь растворов упаривают, сухой остаток подвергают поэтапной термообработке в диапазонах от 500 до 550°С и от 600 до 700...

Изобретение относится к применению смеси, содержащей полифторированный спирт-теломер 1,1,7-тригидрододекафторгептанол-1, имеющий химическую формулу Н(CF2CF2)nСН2ОН, где n=3, и полиоксиэтиленгликолевые эфиры синтетических первичных высших жирных спиртов фракции C12-C14 общей формулы CnH2n+1O(C2H4O)mH, где n=12÷14, m=2, в качестве разбавителя растворов, содержащих макроциклические соединения...

Изобретение относится к области радиохимического производства, в частности к технологии изготовления материала активной части источников гамма-излучения на основе изотопов цезия. Предлагается способ синтеза ортофосфата цезия-магния из сухих солей реагентов, включающий стадии получения шестиводного кристаллогидрата и термообработки гидратированного соединения в температурном диапазоне 500-700�...

Изобретение относится к атомной энергетике и радиохимической промышленности, в частности к способу локализации поверхностных радиоактивных загрязнений при проведении работ по ремонту и демонтажу оборудования, выводу из эксплуатации ядерных объектов. На загрязненную радиоактивными веществами поверхность наносят слой пены, содержащей пленкообразующее вещество, которое непосредственно после нанесения...

Изобретение относится к области переработки облученного ядерного топлива иммобилизации летучих форм радиоактивных и стабильных изотопов из газоаэрозольного потока с узла рубки - растворения перерабатываемого топлива. Сорбент включает пористую, проницаемую, неорганическую основу, сформированную проницаемой, лабиринтной макроструктурой, перемычки которой выполнены из материалов с модифицирующими к...

Изобретение относится к области локализации жидких радиоактивных отходов и предназначено для использования в атомной энергетике и на радиохимических производствах для отверждения радиоактивных растворов и пульп. Композиция для цементирования жидких радиоактивных отходов состоит из портландцемента и природных алюмосиликатных материалов (бентонита, вермикулита, каолина, клиноптилолита). В качестве...

Изобретение относится к области локализации жидких радиоактивных отходов и может быть использовано в атомной энергетике и на радиохимических производствах для отверждения радиоактивных растворов и пульп. Сущность изобретения: композиция для отверждения жидких радиоактивных отходов содержит оксид кальция, золу-уноса ТЭЦ, природные алюмосиликатные материалы и пластифицирующие добавки в следующем с...

Изобретение относится к области химической технологии выделения радионуклидов. Экстрагент для извлечения актинидов в степени окисления +4 и +6 из азотнокислых растворов содержит трибутилфосфат в формалях фторированных спиртов при объемной доле формаля в экстракционной смеси от 50% до 80%. Технический результат: эффективное извлечение актинидов в степени окисления +4 и +6 из азотнокислых растворов...