Сытник Леонид Васильевич (RU)

Изобретение относится к методам фракционирования долгоживущих радионуклидов при комплексной переработке облученного ядерного топлива (ОЯТ) атомных электростанций (АЭС) и направлено на селективное выделение нептуния из совместного экстракта урана, нептуния, плутония и технеция. Способ выведения нептуния при фракционировании долгоживущих радионуклидов включает экстракцию урана (VI), плутония (IV),...

Изобретение относится к методам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) атомных электростанций (АЭС) и направлено на локализацию циркония в 1 экстракционном цикле путем совместной экстракции урана, нептуния, плутония, технеция и циркония с селективной реэкстракцией последнего. Способ переработки ОЯТ атомных электростанций включает экстракцию урана(VI), плутония(VI), нептуния(VI), технеция(...

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при производстве «реакторного» 99Мо как генератора 99mТc биомедицинского назначения, а также при анализе технологических растворов для предварительного выделения Мо или Мо и Zr при экстракционной переработке растворов технологии отработавшего ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС). Описаны варианты способов...

Заявленное изобретение относится к способу подготовки карбидного ОЯТ к экстракционной переработке. Заявленный способ включает подавление действия содержащихся в азотнокислом растворе карбидного топлива комплексообразующих лигандов путем их окисления азотной кислотой в присутствии катализатора, в качестве которого используют поливалентный металл, находящийся в азотнокислом растворе или вводимый в...

Заявленное изобретение относится к способу получения совместного раствора U и Pu при переработке облученного ядерного топлива АЭС. Заявленный способ включает предварительную экстракцию U, Pu, Np, Тc из азотнокислого раствора 30%-ным раствором трибутилфосфата в алифатическом разбавителе. Отделение Tc и реэкстракция Pu предусмотрены с помощью раствора обедненного или регенерированного урана в форм...