PatentDB.ru — поиск по патентным документам

Веселов Сергей Николаевич (RU)

Изобретатель Веселов Сергей Николаевич (RU) является автором следующих патентов:

Способ демонтажа дефектных отработавших тепловыделяющих сборок

Способ демонтажа дефектных отработавших тепловыделяющих сборок

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к способам обращения с ядерными отходами, складируемыми на базах сухого хранения (БСХ), и может использоваться при демонтаже дефектных отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС), хранящихся на БСХ атомного подводного флота. Способ демонтажа дефектных отработавших тепловыделяющих сборок содержит удаление защитной пробки, вырезку и извлечение п...

2287194

Способ внутрицикловой регенерации оборотного экстрагента

Способ внутрицикловой регенерации оборотного экстрагента

Изобретение относится к химической технологии, конкретно к технологии экстракционной переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Способ внутрицикловой регенерации оборотного экстрагента включает контактирование потоков оборотного экстрагента и регенерирующего раствора в пористом слое с сообщающимися порами и разделение потоков очищенного экстрагента и отработавшего промывного раствора, прич...

2397002

Способ разделения урана и плутония в экстракционной технологии переработки отработавшего ядерного топлива

Способ разделения урана и плутония в экстракционной технологии переработки отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к химической технологии, конкретно - к технологии переработки отработавшего ядерного топлива. Способ включает противоточную обработку уран-плутониевого экстракта водным раствором восстановителя, восстанавливающего плутоний до слабоэкстрагируемого состояния Pu (III), проводимую в две последовательные стадии. Первую из них проводят при соотношении потоков органической и водной...

2449393

Способ экстракционного извлечения урана и плутония

Способ экстракционного извлечения урана и плутония

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки отработавшего ядерного горючего, и может быть использовано в технологической схеме переработки ОЯТ. В заявленном изобретении извлечение урана и плутония в раствор трибутилфосфата в инертном разбавителе проводят в две последовательные стадии, первую из которых проводят в запредельном режиме, и образующийся при...

2513040

Способ кристаллизационного выделения и очистки гексагидрата нитрата уранила и устройство для его осуществления

Способ кристаллизационного выделения и очистки гексагидрата нитрата уранила и устройство для его осуществления

Изобретение относится к технологии кристаллизационного выделения и очистки продуктов. Заявленный способ кристаллизационного выделения и очистки гексагидрата нитрата уранила включает непрерывную кристаллизацию гексагидрата нитрата уранила из концентрированного азотнокислого раствора нитрата уранила, разделение кристаллов гексагидрата нитрата уранила и маточного раствора, промывку кристаллов, сбор...

2528399


Способ осветления суспензий и устройство для его осуществления

Способ осветления суспензий и устройство для его осуществления

Изобретение относится к гидрометаллургической технологии переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), конкретно к осветлению малоконцентрированных суспензий, образующихся при растворении ОЯТ. Способ включает подачу очищаемого потока в корпус фильтра, пропускание потока через неподвижный слой фильтрующей зернистой загрузки, отвод очищенного потока из корпуса и регенерацию фильтрующей загрузк...

2583811

Способ экстракционного извлечения урана и плутония

Способ экстракционного извлечения урана и плутония

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки облученного ядерного топлива. Способ экстракционного извлечения урана и плутония из водного раствора включает две последовательные стадии противоточной обработки водного потока (потока питания) оборотным экстрагентом, как правило, 30% раствором трибутилфосфата в инертном разбавителе. Первая стадия выполняется...

2593831

Способ переработки облучённого ядерного топлива

Способ переработки облучённого ядерного топлива

Изобретение относится к переработке облученного ядерного топлива. Способ переработки облученного ядерного топлива включает волоксидацию топлива, удаление из топлива молибдена, технеция и рутения, растворение топлива. Удаление молибдена, технеция и рутения осуществляют перекисно-щелочной перколяцией. Перколяция включает последовательно проводимые операции обработки волоксидированного топлива вод...

2603019