Патенты автора Обедин Андрей Викторович (RU)
Изобретение относится к области радиохимии и может быть использовано при производстве МОКС-топлива в технологии переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Регенерацию серебра из актиноидсодержащего азотнокислого раствора с концентрацией азотной кислоты 190-380 г/л проводят путем внесения восстановительных агентов, нейтрализации раствора, восстановления серебра до металла, разделения суспензии, промывки осадка и его растворения. В качестве восстановительных агентов используют карбогидразид и аскорбиновую кислоту. Мольное соотношение карбогидразида и аскорбиновой кислоты к содержащемуся в растворе серебру составляет (2,2÷6,1):1 и (0,9÷2,0):1. Восстановление ведут в процессе нейтрализации при температуре 15-25°С 8-15 моль/л раствором гидроксида щелочного металла, который дозируют со скоростью 2-20 об.%/мин до остаточной концентрации азотной кислоты в растворе 130-224 г/л. После нейтрализации полученную суспензию перемешивают 10-30 минут, а затем в донной части аппарата-осадителя проводят седиментацию осадка металлического серебра 60-360 минут. Декантируют 90-92% объема раствора, после чего промывают и растворяют осадок в азотной кислоте с получением азотнокислого раствора регенерата серебра. Изобретение позволяет извлечь серебро из актиноидсодержащих растворов с выходом в регенерат более 84% серебра, при проведении в одном аппарате операции осаждения, декантации маточного и промывного растворов, растворение осадка с получением азотнокислого раствора регенерата серебра. 7 з.п. ф-лы, 32 табл., 8 пр., 1 ил.
Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для очистки рафината от америция, полученного на операции экстракционного аффинажа плутония в производстве смешанного уран-плутониевого топлива. Очистка азотнокислых растворов от америция включает соосаждение оксалата америция из растворов, содержащих соединения сопутствующих металлов, путем введения носителя и щавелевой кислоты, выдержку пульпы для формирования осадка, промывку полученного осадка, отделение осадка от маточного раствора и последующее прокаливание до смеси оксидов, содержащих америций. Перед введением носителя в азотнокислый раствор вводят бессолевой восстановитель, добавляют в качестве носителя уран (IV), который вводят в систему в виде азотнокислого раствора, стабилизированного гидразином, до достижения концентрации урана (IV) в конечной пульпе не менее 1 г/л. Способ позволяет упростить технологический процесс за счет расширения рабочего диапазона содержания азотной кислоты в исходном растворе при проведении операции осаждения, снизить содержание америция в исходном азотнокислом растворе за одну операцию совместного осаждения с оксалатом урана более чем в 9×103 раз и получить смесь оксидов урана и америция, пригодную для использования в составе топлива жидкосолевого реактора. 3 з.п. ф-лы, 1 ил., 2 пр.
Изобретение относится к технологии переработки радиоактивных отходов, в частности отработавших ионообменных смол. Способ переработки отработавших ионообменных смол, включающий обработку смолы окислителем при нагревании, отличающийся тем, что процесс растворения смолы проводят в среде ортофосфорной кислоты с периодическим внесением в реакционную среду окислителя или окислительной смеси при температуре 110-120°С и постоянном перемешивании. Изобретение позволяет полностью разрушить высокомолекулярную структуру ионообменной смолы окислителем или окислительной смесью и получение раствора, сохраняющего агрегатную стабильность при температуре 25-120°С в течение продолжительного периода. 8 з.п. ф-лы, 1 ил.
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к радиохимической переработке облученного ядерного топлива. Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих нитраты одно- и поливалентных катионов, включает упаривание ЖРО до солевого плава, добавление к кубовому остатку реагента, который является восстановителем нитрат-ионов, и термическую обработку кубового остатка с последующей кальцинацией. В качестве реагента-восстановителя используют дициандиамид (цианогуанидин). Изобретение позволяет повысить безопасность проведения процесса путем исключения выделения аммиака в процессе отверждения жидких радиоактивных отходов, уменьшить удельный расход восстанавливающего реагента по отношению к массе нитрата натрия в перерабатываемом растворе. 2 з.п. ф-лы, 1 пр.
Изобретение относится к экстракционной технологии переработки облученного ядерного топлива. Уран, плутоний и сопутствующие элементы экстрагируют из азотнокислого раствора, промывают экстракт, реэкстрагируют плутоний с частью урана, отмывают урановый экстракт от остатков плутония, нептуния и технеция, корректируют реэкстракт плутония по содержанию азотной кислоты и окисляют плутоний (III) до плутония (IV), повторно экстрагируют плутоний с частью урана, промывают экстракт повторной экстракции и повторно реэкстрагируют плутоний. Первую реэкстракцию плутония с частью урана осуществляют водным потоком, содержащим восстановители для плутония (IV) и технеция (VII) при высоком соотношении вплоть до O:В=35. Доочистку уранового экстракта проводят слабокислым раствором комплексона. Отработанный раствор комплексона направляют на промывку уран-плутониевого экстракта, к реэкстракту плутония-технеция добавляют концентрированную азотную кислоту до содержания не менее 3 моль/л и пропускают через колонну каталитического окисления с углеродным катализатором. Прошедший обработку реэкстракт направляют на аффинажный блок. Реэкстракт плутония с частью урана выводят из процесса, а органический поток направляют в головной экстрактор. Изобретение позволяет снизить объем жидких радиоактивных отходов. 5 з.п. ф-лы, 2 ил., 3 табл.
ФИЛЬТР НАСЫПНОЙ ДЛЯ ОСВЕТЛЕНИЯ СУСПЕНЗИЙ // 2727126
Изобретение относится к гидрометаллургической технологии переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), конкретно к осветлению малоконцентрированных суспензий, образующихся при растворении ОЯТ. Устройство для осветления суспензий фильтрованием содержит вертикальный корпус с равноплотной и разноразмерной загрузкой из металлосферического порошка с размером зерна 1,0 мм ≥D зерна ≥0,2 мм и уменьшением размера зерна по направлению движения осветляемого потока снизу вверх, нижнюю часть корпуса, в которой размещена фильтрующая загрузка, выполненную в виде цилиндра, а верхнюю - в виде усеченного конуса, штуцеры для ввода и вывода осветляемого потока, штуцеры для ввода и вывода регенерирующего потока. Фильтр снабжен входной камерой, в которой расположено комбинированное распределительное устройство, состоящее из набора кольцевых элементов с фиксированным расстоянием между элементами и ложного дна, разделяющего фильтрующую нагрузку и полость, образованную кольцевыми элементами. Общее проходное сечение кольцевых элементов превышает общее проходное сечение ложного дна, а расстояние между отдельными кольцевыми элементами меньше размера отдельного канала ложного дна. Технический результат: обеспечение осветления суспензий с восходящим движением осветляемого потока в ламинарном режиме с равномерным распределением потока по сечению фильтра и исключение попадания крупных частиц на распределитель потока. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.
Изобретение относится к области переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ), в частности к процессам переработки азотнокислых растворов. Способ очистки регенерированной азотной кислоты от радиорутения включает выпаривание из рутенийсодержащего раствора азотной кислоты в испарителе, конденсацию паров и получение раствора регенерированной азотной кислоты. Выпаривание проводят в присутствии карбогидразида, обладающего совместно высокими каталитическими и восстановительными свойствами, радикально препятствующего переходу рутения в парогазовую фазу. Изобретение позволяет получение раствора азотной кислоты, очищенного от рутения до предельно допустимого уровня (не более 100 мкг/л), что позволяет повторно использовать регенерированную азотную кислоту в радиохимическом производстве без проведения дополнительных стадий очистки. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.
СМОТРОВОЕ ОКНО ДЛЯ РАДИАЦИОННО-ЗАЩИТНЫХ КАМЕР ПРОИЗВОДСТВА СМЕШАННОГО УРАН-ПЛУТОНИЕВОГО ТОПЛИВА // 2724977
Изобретение относится к области атомной техники, в частности к оборудованию, применяемому при производстве смешанного уран-плутониевого топлива, а именно к устройству смотровых окон для радиационно-защитных камер, и предназначено для защиты персонала от смешанного (гамма и нейтронного) излучения при дистанционном проведении работ. Cмотровое радиационно-защитное окно состоит из металлического корпуса стеклопакета, бессвинцовых флинтовых стекол, состоящих из корпуса блока и стеклопластины, жидкостного блока, снабженного смотровыми стеклами и заполненного иммерсионно-защитной жидкостью. Смотровое радиационно-защитное окно устанавливают в оконный проем стенки защитной камеры. Изобретение позволяет повысить технологичность (уменьшить габаритные размеры, массу и число светоотражающих поверхностей) и обеспечить требуемое светопропускание в видимой области спектра. 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 2 табл.
Изобретение относится к гидрометаллургическим методам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ), в частности изобретение может быть использовано для стабилизации плутония(IV) в азотнокислых растворах при разделении актинидных элементов экстракционными способами. Cпособ получения раствора азотнокислой соли четырехвалентного плутония состоит в электрохимическом восстановлении на катоде раствора азотнокислой соли шестивалентного плутония в электролизере с разделенными анодным и катодным пространствами при температуре 25÷35°С и катодной плотности тока 3÷6 А/дм2. Изобретение позволяет достигать степени восстановления плутония (VI) до плутония (IV) 99,8%.
Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для очистки от америция рафината экстракционного передела производства смешанного уран-плутониевого топлива. Очистка азотнокислых растворов от америция включает соосаждение америция с оксалатом кальция из растворов, содержащих соединения сопутствующих металлов, с последующим прокаливанием до оксидов. Исходный америцийсодержащий раствор нейтрализуют до рН в диапазоне 0,7-1,2, после чего вносят кальцийсодержащий реагент до достижения его концентрации в растворе 1,5-3,5 г/л. В полученный раствор добавляют щавелевую кислоту и/или ее соль, в количестве не менее стехиометрического по отношению к сумме сопутствующих металлов с последующей выдержкой пульпы для формирования осадка. Полученный америцийсодержащий осадок отфильтровывают и промывают 0,5-50 г/л раствором щавелевой кислоты, имеющим рН в диапазоне 1-2. Изобретение позволяет проводить очистку азотнокислого рафината от америция, существенно снизить тепловыделение и активность рафината, подлежащего утилизации, а также получить америцийсодержащий компактный продукт, пригодный после термообработки как для утилизации, так и для дальнейшего извлечения америция. 4 з.п. ф-лы, 1 ил., 2 пр.
Изобретение относится к области получения фторфосфиновых соединений никеля, в частности к способу получения тетракис-(трифторфосфина) изотопно-обогащенного никеля, и может быть использовано в технологии получения бета-вольтаических источников тока. Способ проводят в две стадии c возможностью последовательного их проведения в отдельных аппаратах: на первой стадии осуществляют обезвоживание и разложение оксалата никеля путем нагрева реакционного объема со скоростью подъема температуры 0,3-5,5°С/мин до температуры 370±5°С с дальнейшей выдержкой при температуре 370-390°С и на второй стадии осуществляют взаимодействие полученного порошкообразного металлического никеля с трифторидом фосфора при температуре 100-150°С и давлении 8,1-14,5 МПа. Изобретение обеспечивает увеличение выхода тетракис-(трифторфосфина) никеля, сокращение длительности процесса и увеличение производительности процесса. 4 з.п. ф-лы, 2 пр.
Изобретение относится к способам переработки некондиционной таблетированной продукции производства МОКС-топлива до процесса спекания. Способ растворения некондиционной таблетированной продукции производства МОКС-топлива включает раздельное растворение урана и плутония. Некондиционный материал обрабатывают в токе инертного газа при температуре 400-450°С, проводят извлечение урана в раствор азотной кислоты с концентрацией от 90 до 180 г/л при температуре 81-95°С с последующим отделением образовавшегося азотнокислого раствора нитрата уранила. Ведут вскрытие плутонийсодержащего нерастворимого остатка в присутствии электролитически генерируемого двухвалентного серебра в растворе азотной кислоты с концентрацией от 240 до 360 г/л при температуре 30-40°С. Изобретение позволяет осуществить аффинаж плутониевого потока без проведения предварительных подготовительных операций и возвращать целевые компоненты в технологическую схему. 3 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 пр.
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОНУКЛИДА НИКЕЛЬ-63 // 2654535
Изобретение относится к способу получения радиоактивного изотопа никель-63, используемого в производстве бета-вольтаических источников тока. Способ включает в себя получение из исходного никеля никелевой мишени, обогащенной по никелю-62 до достижения им содержания 98% и более, облучение мишени в реакторе и обогащение облученного продукта в легкую фракцию. К легкой фракции добавляют исходный никель, обогащенный по изотопу никель-62 до достижения им содержания 98% и более, и используют их для изготовления вторичной никелевой мишени. Оставшуюся тяжелую фракцию переводят в металл и используют для изготовления источников бета-излучения, применяемых в бета-вольтаических источниках тока. После облучения раствор никелевой мишени подвергают радиохимической очистке от меди-65 и гамма-активных изотопов, в частности железа-59 и кобальта-60. Технический результат заключается в наиболее полной загрузке ячейки реактора изотопом никеля-62 и увеличении количества получаемого радионуклида никель-63. 1 з.п. ф-лы, 1 табл.
Изобретение относится к технологии кристаллизационного выделения и очистки продуктов. Заявленный способ кристаллизационного выделения и очистки гексагидрата нитрата уранила включает непрерывную кристаллизацию гексагидрата нитрата уранила из концентрированного азотнокислого раствора нитрата уранила, разделение кристаллов гексагидрата нитрата уранила и маточного раствора, промывку кристаллов, сбор и выгрузку промытых кристаллов. При этом завершение процесса кристаллизации и переход кристаллов гексагидрата нитрата уранила в зону промывки осуществляют в изотермических условиях, промытые кристаллы направляют в емкость-сборник, заполненную промывным раствором, вытесняемым кристаллами в зону промывки, после заполнения емкости-сборника кристаллами производят поверхностное оплавление кристаллов на внутренних поверхностях емкости-сборника и запорной арматуры и выгрузку промытых кристаллов. Устройство для кристаллизационного выделения и очистки гексагидрата нитрата уранила содержит вертикальный кристаллизатор и колонну противоточной промывки кристаллов гексагидрата нитрата уранила, причем кристаллизатор и промывная колонна выполнены в виде единой трубы, к нижней части которой присоединен многопозиционный полнопроходный кран, поочередно соединяющий трубу с емкостями-сборниками промытых кристаллов. Техническим результатом является повышение прямого операционного выхода продукта, повышение производительности процесса и достижение требуемых показателей по очистке. 2 н. и 9 з.п. ф-лы, 3 ил., 2 табл.
