Патенты автора Ледовский Сергей Федорович (RU)

Изобретение относится к получению изотопов медицинского назначения, в частности Мо-99. Способ включает подачу в сорбционную колонку облученного раствора, содержащего йод, молибден и другие продукты деления урана, пропускание раствора облученного топлива снизу вверх через сорбционную колонку, подачу десорбирующего раствора на сорбционную колонку, удаление йода из полученного элюата и очистку элюата. Облученный раствор пропускают порциями через сорбционную колонку с возвратом каждой порции в реактор, после чего удаляют остатки облученного раствора из сорбционной колонки дистиллированной водой. После удаления йода элюат подкисляют и высушивают, высушенный продукт подвергается тонкой очистке из кислого раствора на неорганическом сорбенте. Дистиллированную воду с остатками облученного раствора после промывки сорбционной колонки возвращают в реактор. Устройство для выделения молибдена-99 из топлива растворного реактора включает сорбционную систему, содержащую, по меньшей мере, одну сорбционную колонку, средство для подачи в сорбционную колонку раствора облученного топлива, содержащего йод, молибден и другие продукты деления, средство для подачи в сорбционную колонку реагента для десорбции молибдена, средство для удаления йода из элюата, полученного из сорбционной колонки, и средство для очистки элюата. Сорбционная система состоит, по меньшей мере, из двух контуров и средства перемещения сорбционной колонки между этими контурами. Первый контур предназначен для сорбции молибдена, а второй - для десорбции молибдена, при этом контур сорбции сообщен с реактором, а контур десорбции сообщен со средством для подачи реагента для десорбции молибдена и средством для удаления йода из элюата. Техническим результатом является чистота конечного препарата Мо-99, сокращение затрат времени на технологический процесс и увеличение производительности установки, повышение радиационной безопасности. 2 н. и 5 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл., 1 пр.

Изобретение относится к комплексу ядерных растворных реакторов. В данном комплексе предусмотрено одновременное применение трех технологических петель: для ускорения сорбции и десорбции топливного раствора в трех сорбционных колонках. Порядок ускоренной выгрузки нуклидного продукта может обеспечиваться дополнительными или резервными технологическими петлями, предусматриваемыми в составе комплекса. Также возможно применение циркониевого сплава в качестве материала холодильника в активной зоне реактора. Техническим результатом является ускорение выгрузки нуклидного продукта с сокращением его потерь из-за распада, сокращение простоев реакторов, возможность непрерывной работы технологического оборудования и персонала при повышенной частоте процедур выгрузки. 2 н. и 4 з.п. ф-лы, 1 ил.

 


Наверх