Самсонов Максим Дмитриевич (RU)

Изобретение относится к области охраны окружающей среды от радиоактивного загрязнения и может быть использовано в технологии переработки, обезвреживания жидких высокосолевых радиоактивных отходов (ЖРО), в т.ч. высокоактивных отходов (ВАО), с целью их последующего длительного хранения и/или захоронения. Сущность изобретения: способом стабилизации жидких высокосолевых высокоактивных отходов, харак...

Изобретение относится к способам растворения оксидов актинидов, являющихся основой оксидного ядерного топлива, и может быть использовано для переработки некондиционных топливных сборок тепловыделяющих элементов и сборок, прошедших ядерный топливный цикл в реакторе. Сущность изобретения: растворение некондиционного и отработавшего ядерного топлива характеризуется использованием в качестве растворе...

Изобретение относится к ядерной энергетике и касается технологии получения смешанного диоксида урана и плутония (UO2-PuO2) для изготовления ядерного топлива. Способ получения твердого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана включает взаимодействие нитратных растворов урана и плутония с относительным содержанием их в растворе 95÷70 и 5÷30 мас.% соответственно с гидроксиламином, что при...

Изобретение относится к способу отверждения жидких высокоактивных отходов с целью переведения их в компактный материал, пригодный для долговременного и безопасного хранения. Способ заключается в переведении отходов в гелеобразное состояние и характеризуется тем, что в растворы высокоактивных отходов вводят соли циркония, железа и глицерин до концентрации их в растворах соответственно не менее 0,...

Изобретение относится к области кондиционирования жидких радиоактивных отходов методом цементирования, а именно к составу для отверждения жидких радиоактивных отходов, состоящему из портландцемента и природной минеральной добавки. При этом в качестве природной минеральной добавки используют высококремнеземистый природный материал с содержанием диоксида кремния не менее 80% при следующем соотноше...

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для получения порошка диоксида урана, идущего на изготовление керамических таблеток уранового оксидного ядерного топлива. Способ получения порошка диоксида урана заключается в нагревании смеси раствора уранилнитрата и гидразингидрата, взятого в двухкратном мольном избытке по отношению к уранилнитрату, до температуры 80...

Изобретение относится к радиохимической промышленности и ядерной энергетике, направлено на получение смешанного диоксида (U,Pu)O2 и может быть использовано для изготовления ядерного смешанного уран-плутониевого МОКС-топлива реакторов ВВЭР-1000 и реакторов на быстрых нейтронах (БН-600, БН-800) атомных станций. Способ получения твердого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана включает...

Изобретение относится к средствам переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). В заявленном способе разрушенные при рубке ТВЭЛов таблетки оксидного отработавшего ядерного топлива подвергают растворению при нагревании в водном растворе нитрата железа(III) при мольном отношении железа к урану в топливе, равном 1,5-2,0:1, образовавшийся осадок основной соли железа с нерастворенными продуктами...

Изобретение относится к радиохимической промышленности и ядерной энергетике и направлено на получение смешанного диоксида (U,Pu)O2, которое может быть использовано для изготовления ядерного смешанного уран-плутониевого МОКС-топлива реакторов ВВЭР-1000 и реакторов на быстрых нейтронах (БН-600, БН-800) атомных станций. Способ получения твердого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана в...

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для получения порошка диоксида урана, идущего на изготовление керамических таблеток уранового оксидного ядерного топлива. Способ получения оксидов урана под действием микроволнового излучения осуществляют путем нагревания уранилнитрата. При этом используют твердый уранилнитрат, предварительно обработанный гидразингидрат...

Изобретение относится к области изготовления ядерного оксидного уранового топлива, может быть использовано для определения качества однокомпонентных оксидов урана U3O8 и UO2 в заводских условиях. Способ контроля оксидов урана UO2 и U3O8 на примеси состоит в том, что на одну или несколько навесок образца оксидов урана воздействуют микроволновым излучением в течении 8-12 мин с частотой излучения 2...