Патенты автора Ерин Евгений Александрович (RU)
Изобретение относится к области ядерной техники, в частности к способам аналитического определения массового содержания Ru, Rh, Pd, Mo и Zr в нитридном облученном ядерном топливе. Способ включает осаждение Ru, Rh, Pd, Mo и Zr из раствора нитридного облученного ядерного топлива с последующим определением их массового содержания с использованием атомно-эмиссионного спектрального метода с дуговым источником спектров. Осаждение Ru, Rh, Pd, Mo и Zr осуществляют путем введения в раствор нитридного облученного ядерного топлива раствора соосадителя, состоящего из смеси растворов Zn, Ga и Bi с концентрациями по Zn - 6,5 г/дм3, по Ga - 3,5 г/дм3 и по Bi - 7,9 г/дм3, упаривания его до влажных солей и прокаливания для удаления азотной кислоты с получением осадка, который растворяют в воде в присутствии осадителя в виде карбоната калия и тетрабората натрия, фильтруют и промывают раствором карбоната калия, высушивают на воздухе. Изобретение позволяет одновременно определить содержание Ru, Rh, Pd, Mo и Zr в нитридном облученном ядерном топливе с погрешность определения, не превышающей 25 % относительных. 3 з.п. ф-лы, 1 табл.
Изобретение относится к ядерной технологии, к аналитическому обеспечению технологии замкнутого топливного цикла, в частности к анализу химической чистоты соединений плутония, нептуния, америция и кюрия. Способ совместного определения массового содержания Al, В, Fe, Cr, Pb, Mo, Ni, Ti, Са, Cu, Na, Si в соединениях плутония, нептуния, америция и кюрия заключается в прямом анализе азотнокислых растворов методом атомно-эмиссионной спектроскопии с дуговым источником спектров. При этом концентрация америция или кюрия в анализируемых пробах не более 4 г/дм3, а концентрация плутония или нептуния – не более 2 г/дм3. Обеспечивается возможность определения массового содержания катионных примесных элементов в индивидуальных соединениях актинидов разной формы за короткое время в течение 2-3 ч. 2 з.п. ф-лы, 3 табл.
Изобретение относится к ядерной технологии, преимущественно к аналитическому обеспечению процесса переработки облученного ядерного топлива и выделения минорных актинидов для последующего выжигания. Образец облучённого ядерного материала, содержащего трансурановые элементы, включая облучённое ядерное топливо, растворяют в конической колбе Эрленмейера объемом 500 мл, с дефлегматором высотой не менее 150 мм, который последовательно соединен с тремя ловушками, представляющими собой поглотители Петри. Первый поглотитель Петри предназначен для улавливания отлетающего при растворении исследуемого образца рутения и содержит раствор 0,05 моль/л азотной кислоты, второй и третий поглотители - для улавливания 14С, выделяющегося в виде углекислого газа, содержащие раствор 1 моль/л гидроксида натрия. Объемы раствора во всех поглотителях Петри не менее 30 мл. Растворение образца проводят в 250 мл азотной кислоты с концентрацией 8 моль/л при нагревании до температуры 95-100°С в течение 16 ч и постоянной продувкой объема раствора озоно-воздушной смесью, содержащей 5 мас.% О3, со скоростью 1,2 л×ч-1, после чего полученный раствор охлаждают до температуры окружающей среды. Способ позволяет провести количественное определение в анализируемом образце летучих продуктов деления, включая углерод-14, тритий, изотопы рутения. 4 табл., 1 пр.
Использование: для определения массового содержания урана и плутония в растворах кулонометрическим методом. Сущность изобретения заключается в том, что при постоянной силе тока упаривают аликвоту раствора смешанного уран-плутониевого топлива до влажных солей, для определения плутония часть аликвоты растворяют в 1 моль⋅л-1 HClO4, окисляют Pu4+ до PuO22+ оксидом серебра (II), помещают пробу в электрохимическую ячейку, проводят титрование плутония в инертной атмосфере, при постоянной силе тока электрогенерированными ионами Fe2+, рассчитывают содержание плутония по количеству электричества, затраченному на электрохимическое восстановление Fe3+ до Fe2+ на электроде, вторую часть аликвоты упаренного раствора растворяют в 2 моль⋅л-1 H2SO4, восстанавливают уран и плутоний до U4+ и Pu3+ амальгамой цинка, окисляют уран и плутоний до UO22+ и Pu4+ соответственно, добавляя бихромат калия с избытком, помещают раствор в электрохимичекую ячейку с таким же раствором фонового электролита, как и при определении плутония, проводят титрование избытка бихромата калия электрогенерированными ионами Fe2+, зная общее количество внесенного в рабочий раствор бихромата калия и массу его избытка, определенную во втором титровании, рассчитывают его массу, затраченную на окисление U4+ и Pu3+, зная содержание плутония в растворе, определенное в первой части раствора, из общего количества бихромата калия вычитают часть, затраченную на окисление плутония, а по оставшемуся количеству бихромата калия рассчитывают содержание урана. Технический результат - обеспечение возможности упрощения одновременного определения урана и плутония в смешанном уран-плутониевом топливе. 2 табл.
Изобретение относится к ядерной технологии, в частности к аналитическому обеспечению процесса переработки облученного ядерного топлива, и раскрывает способ совместного спектрофотометрического определения нептуния, америция и плутония. Способ характеризуется тем, что упаривают аликвоту исследуемого образца, содержащую нептуний, америций и плутоний, растворяют сухой остаток в серной кислоте с концентрацией 1-3 моль л-1, в полученный раствор добавляют двухвалентное серебро в виде оксида (AgO), перемешивают, образец помещают в спектрофотометрическую кювету, проводят измерения и рассчитывают концентрацию и количественное содержание указанных элементов в образце по значениям оптической плотности на соответствующих длинах волн: Am(III) - 503 нм, Pu(VI) - 830 нм и Np(VI) - 1223 нм. Изобретение может быть использовано для упрощения определения массового содержания Am, Pu и Np при одновременном повышении оперативности и точности. 1 табл.
