G21C19/42 - переработка облученного топлива

Способ переработки облученного уран-плутониевого топлива

Использование: переработка уран-плутониевого оксидного топлива в расплавленных солях. Сущность изобретения: электролиз разделения урана и плутония ведут в присутствии тетрахлорида урана и при барботаже инертного газа через расплав. 1 з.п. ф-лы, 1 табл. Изобретение относится к неводным методам регенерации ядерного топлива и может быть использовано при переработке уран-плутониевого оксидног...

1746827

Аппарат для растворения ядерного топлива

Аппарат для растворения ядерного топлива. Использование: техника переработки облученного ядерного топлива, радиохимическое производство. Сущность изобретения: аппарат содержит соединенные трубопроводом вертикальные камеру 1 давления и камеру 2 растворения и устройство 3 для подачи газа. Аппарат снабжен камерой 5 эмульгирования раствора и дополнительной камерой 6 растворения, причем низ к...

1752109

Способ переработки облученных твэлов

Сущность изобретения: за счет вывода сильнокислого и слабокислого промывных растворов на дополнительную экстракционную операцию стабильный цирконий выводится в низкоактивный поток. Содержание азотной кислоты в зоне экстракта более 7,4 моль/ль. 1 ил., 4 табл. СОЮЗ СОВЕТСКИХ СОЦИАЛИСТИЧЕСКИХ РЕСПУБЛИК ГОСУДАРСТВЕННОЕ ПАТЕНТНОЕ ИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ -,:-,™;:,," .:. ",:,,э" ВЕДОМСТВО...

1804652

Устройство для определения неравномерности распределения облученного ядерного топлива в кольцевом аппарате- растворителе

Изобретение относится к атомной промышленности , в частности, к переработке облученного ядерного топлива на регенерационных заводах. Цель изобретения - повышение точности. В нижней части аппарата - растворителя по периметру расположена труба, внутри которой на тросе размещены детекторы с шагом 0,3-0,5 длины контролируемого участка кольцевой зоны. Усреднение показаний детекторов н...

1807527

Способ переработки оружейного высокообогащенного урана и его сплавов в топливный материал для атомных реакторов

Сущность: высокообогащенный уран окисляют кислородом воздуха, после чего производят фторирование элементарным фтором при его избытке выше стехиометрического на 5 - 50%. Полученный гексафторид очищают методом центробежного разделения с последующим смещением с гексафторидом урана 235, содержание которого ниже, чем в топливном материале, путем смещения газовых потоков высоко- и низкообогащен...

2057377

Способ восстановительного разделения нептуния и плутония

Использование: в экстракционных методах переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ), в частности в экстракционных способах разделения актинидных элементов. Сущность изобретения: процесс осуществляется при реэкстракции плутония с помощью урана (IV) в первом цикле экстрационной переработки обученного ядерного топлива. Для обеспечения полноты разделения нептуния от плутония предусмотрен д...

2066489

Аппарат для растворения ядерного топлива

Аппарат для растворения ядерного топлива, содержащий соединенные трубопроводом вертикальные камеру давления и камеру растворения и устройство для подачи газа, отличающийся тем, что аппарат снабжен камерой эмульгирования раствора и дополнительной камерой растворения, причем низ камеры эмульгирования соединен с низом камеры давления трубопроводом, а дополнительная камера растворения установ...

2075250

Устройство для растворения ядерного топлива измельченных тепловыделяющих сборок атомных реакторов

Изобретение относится к устройствам для растворения ядерного топлива предварительно измельченных тепловыделяющих сборок (ТВС) атомных реакторов и может быть использовано на радиохимических заводах по регенерации ядерного топлива отработавших ТВС различных атомных реакторов. Кольцевая реакционная полость устройства для растворения ядерного топлива разделена вертикальными парными перегородк...

2105361

Установка для экстракционной переработки урансодержащих растворов отработавшего ядерного топлива

Использование: в экстракционной технологии извлечения, очистки и концентрирования элементов, в радиохимии и других отраслях народного хозяйства. Сущность изобретения: установка для экстракционной переработки урансодержащих растворов отработавшего ядерного топлива содержит многоступенчатые экстрактор и реэкстрактор цикла экстракции, каждая ступень которых состоит из смесительной и отстойно...

2108841

Установка для экстракционной переработки урансодержащих растворов отработавшего ядерного топлива

Использование: в экстракционной технологии извлечения, очистки и концентрирования элементов, в радиохимии и других отраслях народного хозяйства. Сущность изобретения: установка для экстракционной переработки урансодержащих растворов отработавшего ядерного топлива, содержащая многоступенчатые экстрактор и реэкстрактор цикла экстракции, каждая ступень которых состоит из смесительной и отсто...

2108842

Восстановленная после выгорания в ядерном реакторе смесь изотопов урана

Восстановленная после выгорания в ядерном реакторе смесь изотопов урана предназначена для повторного использования в ядерном реакторе на тепловых нейтронах. Смесь выполнена в виде химического соединения гексафторида урана или в виде порошка из окислов урана с номинальным значением концентрации изотопа уран-235 от 1 до 10%. Смесь отличается низкими номинальными значениями концентраций изот...

2110855

Способ восстановления пригодности выгоревшей в ядерном реакторе смеси изотопов урана

Изобретение относится к изготовлению ядерного топлива. Способ восстановления пригодности выгоревшей в ядерном реакторе смеси изотопов урана для повторного использования в ядерном реакторе состоит в изменении, то есть в повышении или в понижении концентрации делящегося изотопа уран-235 до заданных значений в выгоревшей смеси изотопов урана и в одновременном понижении концентраций таких вре...

2110856

Способ переработки высокообогащенного урана

Изобретение относится к технологии переработки высокообогащенного урана (ВОУ), особенно оружейного, в низкообогащенный уран (НОУ) энергетического назначения путем разбавления ВОУ. Способ включает окисление металлического урана, (фторирование полученных оксидов до гексафторида урана. (Остаточное содержание урана в огарках составляет 10-25% от поданного на фторирование), доочистку гексафтор...

2112744

Способ восстановления пригодности выгоревшего в ядерном реакторе топлива в виде гексафторида смеси изотопов урана к изготовлению ядерного топлива для повторного использования в ядерном реакторе

Способ восстановления пригодности выгоревшего в ядерном реакторе топлива в виде гексафторида смеси изотопов урана к изготовлению ядерного топлива для повторного использования в ядерном реакторе заключается в том, что смешивают три компонента, причем в качестве первого компонента, т.е. исходного материала, используют выгоревшее топливо, к которому добавляют еще два компонента, а именно: ге...

2113022

Устройство для растворения измельченного ядерного топлива

Использование: ядерная промышленность для регенерации отработавшего ядерного топлива. Сущность изобретения: устройство представляет собой вибрационный кольцевой двухъярусный аппарат, внутри которого оболочки измельченного ядерного топлива, пройдя один цикл растворения в первом уровне подвижного ротора, в зависимости, от полноты извлечения ценных элементов, с помощью направляющего элемента...

2128376

Способ трибутилфосфатного экстракционного аффинажа растворов ядерного топлива

Изобретение относится к области радиохимической промышленности и может быть использовано при экстракционном аффинаже растворов, например уранилнитрата, и очистке его от примесей. Технический результат, достигаемый при реализации изобретения, заключается в повышении степени очистки растворов ядерного топлива. Способ трибутилфосфатного экстракционного аффинажа растворов ядерного топлива пре...

2130208

Аппарат для растворения отработавших твэлов и аппарат для обработки твердых частиц жидкостью

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для растворения ядерного топлива в кусках цилиндрической оболочки из стержней отработавшего топлива ядерного реактора. Техническим результатом изобретения является создание безопасного пульсационного аппарата высокой производительности, который не содержит движущихся механических частей и механизмов и обеспечивае...

2136063

Способ экстракционной переработки урансодержащих растворов

Изобретение относится к экстракционным процессам и может быть использовано в технологии переработки ядерного топлива АЭС, обогащенного урана, урансодержащих возвратных изделий, отходов и оборотов. Способ включает экстракцию урана растворами трибутилфосфата (ТБФ) в углеводородном разбавителе и реэкстракцию урана растворами с содержанием карбамида 60-400 г/л. При этом температура проведения...

2170964

Способ подготовки порошков изотопов урана для гомогенизации

Изобретение предназначено для технологии получения порошков оксидов урана, используемых в качестве ядерного топлива, из сырьевых порошков с различной концентрацией содержания урана-235. Способ включает получение порошка с заданным содержанием урана-235 путем смешивания сырьевого порошка изотопов урана с содержанием урана-235 ниже заданного содержания урана-235 и сырьевого порошка изотопов...

2200987

Способ изготовления таблеток ядерного топлива

Изобретение относится к ядерной энергетике и касается технологии изготовления таблеток ядерного топлива путем смешения сырьевых порошков с различной концентрацией содержания урана-235 и повышенным содержанием урана-234 и урана-236, в частности при использовании порошков регенерированного ядерного топлива. Способ включает смешение до требуемой степени однородности и заданного содержания ур...

2202130

Способ пирохимической переработки отработанного ядерного топлива и система индукционного нагрева для осуществления способа пирохимической переработки

Изобретение относится к области переработки отработанного ядерного топлива. Сущность изобретения: способ пирохимической переработки отработанного ядерного топлива включает в себя плавление отработанного ядерного топлива в солевом расплаве, находящемся в тигле. Тигель нагревают путем индукционного нагрева, осуществляют подвод хладагента к тиглю для охлаждения и проводят осаждение ядерного...

2227336

Способ изотопного восстановления регенерированного урана

Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива. Сущность изобретения: способ изотопного восстановления регенерированного урана, заключающийся в повышении содержания изотопа 235U в регенерированном уране до 2,0-7,0 мас.% при снижении абсолютной или относительной концентрации изотопов 232U, 234U и 236U. Прямое обогащение сырьевого уранового регенерата осуществляю...

2236053

Способ и устройство для извлечения твердых осадков и взвесей из жидких сред

Изобретение относится к процессам разделения веществ осадительными или сорбционными методами, а также к способам очистки различных жидкостей (например, расплавленных солей, водных растворов, масел) от твердых осадков и взвесей и может быть использовано, в частности, в атомной энергетике при переработке ядерного топлива пирохимическим осадительным методом в расплавленных солях. Устройство...

2236307

Способ отделения и извлечения редких продуктов ядерного деления из отработавшего ядерного топлива, применение указанных продуктов (варианты)

Изобретение относится к области обращения с отработавшим ядерным топливом. Сущность изобретения: способ отделения и извлечения редких продуктов ядерного деления, содержащихся в отработавшем ядерном топливе, включает в себя стадии электролитического восстановления и анодного окисления. При этом выделяют элементы платиновой группы, серебра, технеция, селена и теллура. Рутений и родий примен...

2242059

Способ изотопного восстановления регенерированного урана

Изобретение относится к технологии рециклирования ядерных энергетических материалов и может быть использовано для возврата урана, выделенного из отработанного ядерного топлива в топливный цикл легководных реакторов. В способе изотопного восстановления регенерированного урана, заключающемся в повышении содержания изотопа 235U в регенерированном уране до 2,0-7,0 мас.% при снижении абсолютно...

2242812

G21C19/42 - переработка облученного топлива

Патенты в этой категории