ДИНХ Бинх (FR)
Изобретатель ДИНХ Бинх (FR) является автором следующих патентов:

Способ отделения урана ( vi ) от актиноидов ( iv ) и/или ( vi ) и его использование
Изобретение относится к области регенерации облученного ядерного топлива, обработки руд редкоземельных металлов, тория и/или урана. Способ отделения урана (VI) от одного или нескольких актиноидов, выбранных из актиноидов (IV) и актиноидов (VI), отличных от урана (VI), содержит следующие этапы: а) соединение органической фазы, не смешивающейся с водой и содержащей упомянутый уран и упомянутый или...
2352006
Способ регенерации отработанного ядерного топлива и получения смешанного уран-плутониевого оксида
Изобретение относится к способу регенерации отработанного ядерного топлива на основе оксида урана или смешанного уран-плутониевого оксида. Способ регенерации отработанного ядерного топлива и получения смешанного уран-плутониевого оксида, который включает в себя следующие стадии: отделения урана и плутония от продуктов деления, америция и кюрия, которые присутствуют в водном нитратном растворе, об...
2431896
Улучшенный способ переработки отработанного ядерного топлива
Изобретение относится к способу переработки отработанного ядерного топлива. Заявленный способ включает очистку урана, плутония и нептуния, присутствующих в азотнокислой водной фазе, полученной при растворении упомянутого ядерного топлива в HNO3, от примесей актинидов (III) и большей части продуктов деления, также присутствующих в данной фазе, причем указанная очистка от примесей включает в себя,...
2537952
Способ переработки отработанного ядерного топлива, не требующий восстановительной реэкстракции плутония
Изобретение относится к способу переработки отработанного ядерного топлива. Заявленный способ включает очистку урана и плутония, присутствующих в азотнокислой водной фазе, совместную реэкстракцию в азотнокислую водную фазу урана и плутония, разделение урана и плутония, присутствующих в азотнокислой водной фазе, получаемой ранее, селективную экстракцию всего или части урана в степени окисления VI...
2558332