G21C19/46 - водные способы — все патенты категории

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

Способ обработки высокоактивных азотнокислых рафинатов от регенерации топлива аэс

Использование: технология переработки отработанного ядерного топлива. Сущность: способ обработки высокоактивных азотно-кислых рафинатов от регенерации топлива АЭС заключается в проведении экстракции молибдена, палладия и циркония из рафинатов, рафинат после экстракции концентрируют для последующего захоронения. В качестве экстрагента используют трибутилфосфат в неполярном растворителе. Эк...

2080666

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

Способ экстракционного извлечения и разделения тпэ и рзэ из азотнокислых растворов

Изобретение относится к технологии переработки отработанного ядерного топлива, а именно выделению из высокоактивных отходов от переработки ядерного топлива АЭС фракций ТПЭ и РЗЭ. Извлечение и разделение ТПЭ и РЗЭ из азотнокислых жидких отходов проводят экстракцией раствором циркониевой соли фосфорорганической кислоты, преимущественно дибутилфосфорной кислоты (ДБФК) в нейтральном фосфорорг...

2106030

Способ очистки урана от плутония

Изобретение относится к области получения соединений для топлива ядерных реакторов, в частности к очистке урана от плутония. Уран и плутоний извлекают в растворы трибутилфосфата в инертном разбавителе. Проводят промывку экстракта, насыщенного по урану, раствором азотной кислоты, содержащим железо (II) и гидразин. Затем проводят вторую промывку экстракта 0,5 моль/л раствором азотной кислот...

2107959

Способ экстракционной переработки урансодержащих растворов

Изобретение относится к технологии переработки ядерного топлива АЭС. Способ включает экстракцию урана из урансодержащих растворов раствором ТБФ в углеводородном разбавителе. Экстракт урана промывают азотнокислым раствором. Реэкстракцию урана осуществляют водными растворами, содержащими карбамид в количестве 60 - 400 г/л. При этом содержание карбамида в реэкстрагирующем растворе и отношени...

2114469

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

Способ переработки облученного ядерного топлива (оят) аэс

Изобретение относится к переработке ОЯТ АЭС и представляет собой способ экстракционной переработки облученного ядерного топлива АЭС с использованием трибутилфосфата в разбавителе. Способ характеризуется экстракцией Zr совместно с U, Pu, Np и Tc, промывкой экстракта в условиях удержания Zr в экстракте, последующей полной реэкстракцией Np, Tc и Zr в азотную кислоту, содержащую гидразин-нитр...

2132578

Способ химической защиты экстракционных систем на основе углеводородных разбавителей в азотнокислой среде

Изобретение относится к экстракционной переработке урановых растворов в азотнокислых средах и позволяет обеспечить безопасные условия ведения экстракционных процессов. Способ повышения безопасности экстракционных процессов при переработке радиоактивных азотнокислых растворов включает введение в экстракционные системы ингибиторов. Сущность изобретения состоит в том, что в способе химическо...

2132715

Способ регенерации экстрагента

Изобретение относится к экстракционной технологии переработки облученного ядерного топлива с использованием в качестве разбавителя трибутилфосфата в разбавителе. Сущность изобретения состоит в том, что в способе регенерации экстрагента трибутилфосфат в разбавителе путем промывки водными растворами органических оснований с последующим разложением отработавших промывных растворов промывку э...

2164360

Способ экстракционного извлечения трансплутониевых и редкоземельных элементов из кислых растворов и их разделения

Изобретение относится к технологии переработки отработанного ядерного топлива. Применяется в комплексных технологических схемах экстракционной переработки облученных ядерных материалов или ранее полученных отходов от таких переработок при подготовке их к захоронению, а также в технологии извлечения и концентрирования редкоземельных элементов (РЗЭ). Технический результат - увеличение факто...

2165653

Способ переработки ядерного топлива, обогащенного делящимся материалом

Изобретение относится к способам переработки ядерного топлива и может быть использовано при переработке урана, обогащенного ураном-235. Способ включает один или более экстракционных циклов с применением трибутилфосфата в органическом разбавителе в качестве экстрагента. При этом производят разбавление оборотным экстрагентом экстракта перед реэкстракцией в соотношении, обеспечивающем равнов...

2171507

Способ переработки отработанного ядерного топлива

Изобретение относится к переработке отработанного ядерного топлива. Способ включает образование водного раствора урана, плутония и нептуния и проведение экстракции растворителем. Для восстановления Np(V1) в Np(V) и/или для образования комплексного соединения с Np(1V) используют формогидроксамовую кислоту. Формогидроксамовую кислоту вводят в водный раствор. В результате весь имеющийся непт...

2182379

Способ выделения церия или берклия из облученных материалов

Изобретение относится к технологии переработки облученных материалов. Церий или берклий экстрагируют Д2ЭГФК. Затем в раствор вводят простой насыщенный спирт до концентрации, обеспечивающей полноту восстановления церия или берклия. Преимущественно в качестве спирта используют октиловый спирт. Реэкстракцию проводят раствором азотной кислоты с концентрацией 2 моль/л. Результат способа - повы...

2186732

Способ подготовки реэкстракта цезия и стронция к ионообменной сорбции

Изобретение относится к переработке радиоактивных растворов, содержащих в своем составе различные радиоактивные компоненты, гидрофобную и/или гидрофильную органику, азотную кислоту. Технический результат: улучшение характеристик ионообменной сорбции цезия, стронция из азотнокислых растворов, повышение качества конечного продукта за счет предварительной подготовки реэкстракта. Сущность изо...

2195031

Способ переработки легированного металлического плутония

Изобретение относится к переработке отходов ядерной техники и предназначено для переработки легированного металлического плутония. Сплав плутоний-галлий растворяют в качестве анода электролизом раствора хлористого аммония. Используют раствор хлористого аммония с концентрацией 3-20 мас.%. Одновременно с растворением сплава происходит осаждение гидроксида плутония. Осадок гидроксида плутони...

2200133

Способ переработки облученных ториевых материалов

Изобретение относится к способам очистки тория, являющегося возвратным компонентом ториевого цикла. По предлагаемому способу облученные образцы растворяют в азотной кислоте и экстрагируют уран-233 по схеме "Интерим" 3-5%-ным раствором трибутилфосфата (ТБФ). Из рафината проводят совместную экстракцию тория, циркония и технеция в 30%-ным ТБФ при концентрации HNO3 4-5 моль/л, отделяют Zr реэ...

2200993

Способ осаждения диоксида технеция из растворов от переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций

Изобретение относится к области радиохимической технологии, а именно к переработке водно-хвостовых азотнокислых растворов, образующихся при регенерации облученного ядерного топлива (ОЯТ) и содержащих технеций. Сущность изобретения заключается в стабилизации технеция в четырехвалентном состоянии путем введения в азотнокислый исходный раствор сильного восстановителя, не образующего комплекс...

2201896

Способ растворения плутония или сплава плутония

Изобретение относится к способу растворения плутония или сплава плутония. Растворение проводят посредством приведения в контакт с водной смесью для растворения, которая содержит азотную кислоту, карбоновую кислоту, проявляющую комплексообразующие свойства в отношении плутония, и соединение, содержащее по меньшей мере один радикал -NH2, такое как мочевина. Изобретение также относится к спо...

2217514

Способ переработки жидких радиоактивных отходов

Изобретение относится к атомной промышленности в части переработки радиоактивных отходов, а именно для утилизации радиоактивных жидких органических и неорганических веществ. Способ включает отделение разбавителя от экстрагента с последующим термическим разложением экстрагента. Отделение экстрагента от разбавителя проводят путем отгонки с острым паром, а термическое разложение осуществляют...

2217824

Способ переработки отработанного ядерного топлива (варианты) , восстановитель np(vi)

Изобретение предназначено для использования в области переработки ядерного топлива. Способ переработки отработанного ядерного топлива включает контакт содержащей Np (VI) органической фазы с оксимом формулы R2C=NOH. Каждое R независимо означает Н или органический заместитель. Способ также включает контакт содержащей U, Pu и Np органической фазы с оксимом формулы R2C=NOH, где каждое R незав...

2229178

Способ переработки урангадолиниевых скрапов

Изобретение относится к переработке урангадолиниевых скрапов для получения соединений урана ядерной чистоты. Скрап растворяют в смеси азотной и плавиковой кислот концентрацией 15-180 г/л. Раствор фильтруют при 60-1000С. Уран экстрагируют из раствора трибутилфосфатом. Экстракт промывают раствором ЭДТА или трилоном Б концентрацией 1-10 г/л. Раствор ЭДТА или трилона Б готовят растворением в...

2237299

Способ очистки нитрата уранила от продуктов деления и устройство для его осуществления

Изобретение относится к области радиохимической промышленности. Сущность изобретения: способ очистки нитрата уранила от продуктов деления включает кристаллизацию гексагидрата нитрата уранила из раствора путем его охлаждения. При этом раствор нитрата уранила предварительно упаривают до концентрации по урану 800-1300 г/л и по азотной кислоте 0,5-3,0 моль/л. Кристаллизацию проводят в прямотоке образу...

2244966

Способ экстракционной переработки высокоактивного рафината пурекс-процесса для отработанного ядерного топлива аэс

Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива. Сущность изобретения: способ экстракционной переработки высокоактивного рафината Пурекс-процесса включает совместное экстрагирование трансплутониевых, редкоземельных элементов, осколочных молибдена и циркония, а также коррозионного железа с помощью раствора 0,1-0,4 моль/л циркониевой соли дибутилфосфорной кислоты в 30% (об...

2249266

G21C19/46 - водные способы

Патенты в этой категории