Патенты автора Волк Владимир Иванович (RU)

Изобретение относится к радиохимической технологии, в частности к способам разделения нептуния и плутония экстракционными методами при переработке отработавшего ядерного топлива. Способ включает обработку исходного раствора, содержащего плутоний, нептуний реагентом-восстановителем, который восстанавливает плутоний до трехвалентного состояния, а нептуний до четырехвалентного. В качестве реагента-восстановителя используют раствор карбогидразида с концентрацией от 0,3 моль/л и выше. Продолжительность выдержки раствора для восстановления Np(VI) до Np(IV) до начала процесса экстракционного разделения в течение 270-300 минут при температуре 66°С. Изобретение позволяет упростить и повысить безопасность процесса отделения нептуния от плутония в аффинажных операциях технологии переработки отработавшего ядерного топлива. 2 н. и 3 з.п. ф-лы, 2 ил., 3 табл.

Группа изобретений относится к тепло- и массообменным процессам в системах с жидкой и твердой фазами, а именно к способу кристаллизационного выделения и очистки гексагидрата нитрата уранила, который включает кристаллизацию гексагидрата нитрата уранила из концентрированного азотнокислого раствора нитрата уранила, потока питания с составом, отвечающим соотношению [НУ]=78,49-k[HNO3], где [НУ] и [HNO3] - концентрации нитрата уранила и азотной кислоты, мас. %; где 78,49 - концентрация нитрата уранила в кристаллическом гексагидрате нитрата уранила, мас. %; k - коэффициент, определяющий положение рабочей линии процесса кристаллизации и имеющий численное значение от 1,50 до 2,24, предпочтительно от 1,57 до 1,80, разделение кристаллов гексагидрата нитрата уранила и маточного раствора, противоточную промывку кристаллов, сбор кристаллов гексагидрата нитрата уранила в емкость-сборник с одновременным вытеснением из емкости промывного раствора в зону промывки и выгрузку очищенного продукта, причем кристаллизацию гексагидрата нитрата уранила из потока питания, промывку и сбор кристаллов осуществляют в изотермических условиях, при этом исходный, в том числе и безурановый состав промывного раствора отвечает условию семейства рабочих линий 78,49=k1[HNO3], где [HNO3] - содержание азотной кислоты в промывном растворе, мас. % и k1≤k, где k1 - коэффициент, определяющий положение рабочей линии процесса промывки, маточный раствор и отработанный промывной раствор единым потоком направляют на дополнительную кристаллизацию, проводимую при температуре ниже температуры кристаллизации при противоточном движении жидкой и твердой фазы, кристаллы гексагидрата нитрата уранила дополнительной кристаллизации промывают совместно с кристаллами, получаемыми из потока питания, а маточный раствор дополнительной кристаллизации выводят из процесса. Кроме того, описано устройство для кристаллизационного выделения и очистки гексагидрата нитрата уранила, содержащее дополнительный кристаллизатор с лопастной мешалкой и термостатирующей рубашкой, установленный на штуцере вывода маточного и промывного растворов, при этом ось дополнительного кристаллизатора параллельна оси кристаллизатора. Технический результат состоит в упрощении проведения технологического процесса достижением высоких и независимых друг от друга показателей по операционному выходу и очистки продукта и который может быть использован в гидрометаллургических технологиях ядерного топливного цикла на стадиях аффинажа природного или регенерированного урана. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 1 табл, 3 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.

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 процессам растворения облученного ядерного топлива (ОЯТ), конкретно к растворению волоксидированного топлива, состоящего из высокодисперсных частиц. Способ растворения волоксидированного облученного ядерного топлива включает загрузку волоксидированного ОЯТ в корзину-контейнер с перфорированной обечайкой, перемещение корзины-контейнера в аппарат-растворитель, растворение топлива, опорожнение аппарата-растворителя и извлечение корзины-контейнера. Перед загрузкой волоксидированного ОЯТ на наружную поверхность обечайки корзины-контейнера наносят герметизирующий слой из материала, совместимого с ОЯТ и имеющего высокие показатели адгезии к металлической поверхности и внутренней когезии, быстро разрушаемый в начале растворения при контакте с реагентом-растворителем. Изобретение позволяет исключить потери ОЯТ и загрязнения технологических помещений и коммуникаций. 2 з.п. ф-лы, 1 пр.

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к способу изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов на быстрых и тепловых нейтронах. Способ включает подготовку пресс-порошка, содержащего диоксид урана или диоксид урана и диоксид плутония в количестве до 20 мас.% в смеси диоксидов урана и плутония, смешение полученной смеси с сухим связующим, в качестве которого применяют стеарат уранила [UO2(C17H35COO)2], прессование, термическое удаление связующего и спекание таблетированного топлива в газообразной восстановительной среде. Изобретение обеспечивает получение таблетированного топлива с требуемыми характеристиками, упрощение технологического процесса получения топлива, снижение рисков нарушения процесса и исключение чужеродных компонентов в топливной композиции. 1 з.п. ф-лы, 1 табл., 1 пр.

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано в процессе экстракционного аффинажа плутония. Способ экстракционного концентрирования и очистки плутония включает экстракцию плутония из потока питания, промывку экстракта и реэкстракцию плутония, корректировку состава реэкстракта, повторную экстракцию плутония оборотным экстрагентом из откорректированного реэкстракта, повторную реэкстракцию плутония с выводом реэкстракта из процесса в качестве продуктового потока, переработку рафината повторной экстракции на стадии извлечения плутония из потока питания и присоединение органического потока после повторной реэкстракции к промытому экстракту от первой экстракции. Первую экстракцию и промывку экстракта осуществляют при температуре 30-50°С. Реэкстракт, содержащий плутоний (III), перед выводом из цикла обрабатывают в противотоке оборотным экстрагентом при соотношении потоков фаз О:В≥1,4 с присоединением получаемого экстракта к экстракту, поступающему с операции повторной экстракции. Изобретение позволяет повысить очистку плутония от четырехвалентных актиноидов. 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 3 табл.

Изобретение относится к способу извлечения америция из рафинатов от экстракционной переработки плутонийсодержащих азотнокислых растворов, проводимой с целью переочистки плутония. Способ включает подготовку растворов к экстракции, использование фосфиноксида разнорадикального (ФОР) в качестве экстрагента и реэкстракцию америция. Азотнокислый раствор, содержащий америций, нейтрализуют до остаточного содержания кислоты, отвечающего интервалу значений рН=1,5-2,5. Нейтрализацию проводят в две стадии. На первой стадии используют щелочной реагент, предпочтительно гидроксид или карбонат натрия с окончанием первой стадии при достижении рН=0,8-1,0. На второй стадии используют буферный реагент, предпочтительно аминоуксусную кислоту (глицин) в количестве, обеспечивающем в нейтрализованном растворе интервал значений рН=1,5-2,5. Из подготовленного раствора экстрагируют америций раствором ФОР в инертном разбавителе с последующей реэкстракцией америция из органической фазы. Операции экстракции и реэкстракции осуществляют в массообменных сепараторах при прямоточном движении фаз в сепарирующем слое. Техническим результатом является повышение извлечения и концентрирования америция. 2 з.п. ф-лы, 1 табл., 1 пр.

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано в процессах производства смешанного оксидного ядерного топлива и переработки отработавшего ядерного топлива. Сущность изобретения заключается в укрупнении зерна осадка путем интеграции в его состав органического компонента при осаждении пероксидных соединений урана и плутония в присутствии аминокислоты, использовании в восстановительном процессе продуктов термического разложения аминокислоты с полным их удалением в газовую фазу в результате термообработки в газовом потоке, содержащем пары муравьиной кислоты. Изобретение позволяет упростить и повысить безопасность технологического процесса. 11 з.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретение относится к переработке облученного ядерного топлива. Способ переработки облученного ядерного топлива включает волоксидацию топлива, удаление из топлива молибдена, технеция и рутения, растворение топлива. Удаление молибдена, технеция и рутения осуществляют перекисно-щелочной перколяцией. Перколяция включает последовательно проводимые операции обработки волоксидированного топлива водным раствором перекиси водорода, разделения жидкой (Ж) и твердой (Т) фаз, промывки твердой фазы водой, разделения жидкой и твердой фаз, обработки твердой фазы водным раствором гидроксида натрия, разделения жидкой и твердой фаз, промывки твердой фазы водой и разделения жидкой и твердой фаз. Изобретение позволяет повысить извлечение молибдена, технеция и рутения из облученного ядерного топлива до его растворения. 3 з.п. ф-лы, 3 табл.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки облученного ядерного топлива. Способ экстракционного извлечения урана и плутония из водного раствора включает две последовательные стадии противоточной обработки водного потока (потока питания) оборотным экстрагентом, как правило, 30% раствором трибутилфосфата в инертном разбавителе. Первая стадия выполняется в запредельном режиме. Вторая стадия проводится в допредельном режиме (режиме полного извлечения). Экстракт, получаемый на второй стадии экстракции, без вывода из экстракционного аппарата, присоединяют к оборотному экстрагенту, поступающему на первую стадию экстракции, с выполнением условия Cо·(V′о-V′′о)≥1,04·Cв·Vв, при этом V′о≥V′′о, где Со - предельно достижимая концентрация суммы извлекаемых урана и плутония в органическом потоке (емкость экстрагента), V′о и V′′о - величины потоков оборотного экстрагента первой и второй стадий соответственно; Cв - концентрация суммы извлекаемых урана и плутония в водном потоке и Vв - величина водного потока. Техническим результатом является повышение технологической устойчивости процесса и устранение ограничений по его аппаратурному оформлению. 2 н.п. ф-лы, 2 ил., 2 табл. .

Изобретение относится к гидрометаллургической технологии переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), конкретно к осветлению малоконцентрированных суспензий, образующихся при растворении ОЯТ. Способ включает подачу очищаемого потока в корпус фильтра, пропускание потока через неподвижный слой фильтрующей зернистой загрузки, отвод очищенного потока из корпуса и регенерацию фильтрующей загрузки восходящим потоком, при этом фильтрующую зернистую загрузку формируют из равноплотного материала с полидисперсным гранулометрическим составом, преимущественно из коррозионно-стойкого металлосферического порошка, с диапазоном размера частиц 1,0 мм≥d≥0,2 мм и с расположением частиц фильтрующей загрузки с нарастающим сверху вниз размером зерна, а пропускание очищаемого потока осуществляют снизу вверх. Устройство для осветления суспензий фильтрованием содержит вертикальный корпус, в нижней части которого расположен дренажно-распределительный узел, штуцеры для ввода и вывода очищаемого потока, штуцеры для ввода и вывода регенерирующего потока и патрубок для загрузки фильтрующего материала, при этом осесимметричный корпус имеет сечение переменного диаметра, возрастающего по направлению движения потоков, а отношение максимального диаметра верхней части корпуса к минимальному диаметру его нижней части составляет не менее 2,75. В первом частном исполнении устройства нижняя часть корпуса, в которой размещается фильтрующая загрузка, выполнена в виде усеченного конуса, а верхняя часть - в виде цилиндра, при этом отношение полного объема устройства к объему, занимаемому фильтрующей загрузкой, составляет не менее 1,35. Техническим результатом является улучшение качества осветления суспензий, повышение грязеемкости, снижение объема регенерата и повышение полноты регенерации. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 2 ил., 1 табл.

Изобретение относится к способам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) реакторов ВВЭР-1000 с целью локализации трития, являющегося бета-активным излучающим нуклидом, на головных операциях переработки ОЯТ и может быть использовано в атомной энергетике при переработке ОЯТ ядерных реакторов. Способ заключается в двухстадийной окислительной обработке отработавшего ядерного топлива (волоксидации ОЯТ) из диоксида урана и включает на первой стадии термическую обработку фрагментов ОЯТ при температуре 400÷650°C в воздушной среде, дополнительно содержащей углекислый газ, в течение 60-360 мин, после чего предусмотрена вторая стадия - обработка при температуре 350÷450°C в воздушной или обогащенной по кислороду среде, дополнительно содержащей пары воды в количестве, соответствующем точке росы при 30-40°C. При этом обе стадии проводятся при постоянной или периодической механоактивации реакционной массы, причем содержание углекислого газа в газовой смеси первой стадии составляет 4÷10 об.%, время обработки ОЯТ на второй стадии составляет 60-360 мин, выводимый из реакционной камеры газовый поток охлаждают, конденсат отделяют и направляют на получение цементного компаунда, а неконденсируемый газовый поток направляют в систему газоочистки. Техническим результатом является снижение уноса цезия в 10 раз, а также снижение количества тритийсодержащих ТРО более чем в 8 раз при проведении окислительной обработки при одинаковой степени волоксидации. 2 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к обезвоживанию нефти, содержащей механические примеси. Предварительно нагретую водонефтяную эмульсию пропускают через фильтрующий материал, очищаемый при забивке механическими примесями промывкой. В качестве фильтрующего материала используют металлосферический порошок с частицами разного размера, расположенными по высоте в порядке уменьшения скорости их седиментации в пластовой воде снизу вверх и очищаемыми от механических примесей пластовой водой, подаваемой в направлении снизу вверх с обеспечением псевдоожижения порошка. Причем водонефтяную эмульсию пропускают через металлосферический порошок в направлении уменьшения размера частиц порошка под избыточным давлением, а после расслоения профильтрованной эмульсии на обезвоженную нефть и пластовую воду их отделяют. Устройство содержит вертикальный корпус, в нижней части цилиндра которого расположен дренажно-распределительный узел, поддерживающий фильтрующий материал, над которым расположена верхняя часть корпуса, закрытая крышкой со штуцером/штуцерами и выполненная в виде расширяющегося вверх конуса с высотой конусной части и углом конуса, удовлетворяющими условию Vж≤Vтв, где Vж - линейная скорость восходящего потока пластовой воды в расширенной части корпуса и Vтв - минимальная скорость седиментации частиц металлосферического порошка. Изобретения обеспечивают очистку нефти от эмульсионных и механических загрязнений и пластовой воды, а также регенерацию фильтрующего материала в условиях, исключающих его вынос из внутреннего объема устройства. 2 н. и 4 з.п. ф-лы, 2 табл., 2 ил.

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.
Изобретение относится к области регенерации плутония из отработанного ядерного топлива водными методами. Предложен способ реэкстракции плутония из органического раствора трибутилфосфата, содержащего плутоний в четырехвалентном состоянии, в водный азотнокислый раствор осуществляют путем контактирования указанного органического раствора с водным раствором, содержащим азотную кислоту, карбогидразид в качестве восстановителя, переводящего плутоний в трехвалентное состояние, и аминокарбоновую кислоту. В качестве аминокарбоновой кислоты может использоваться глицин с концентрацией от 0,2 до 0,5 моль/л в растворе восстановителя. В растворе восстановителя содержание азотной кислоты поддерживается в диапазоне от 0,25 до 1,5 моль/л. Технический результат - достижение высокой полноты реэкстракции плутония из органического раствора трибутилфосфата (ТБФ) при снижении концентрации восстановителя и увеличении диапазона рабочей концентрации азотной кислоты. 2 з.п. ф-лы, 1 табл., 2 пр.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки отработавшего ядерного горючего, и может быть использовано в технологической схеме переработки ОЯТ. В заявленном изобретении извлечение урана и плутония в раствор трибутилфосфата в инертном разбавителе проводят в две последовательные стадии, первую из которых проводят в запредельном режиме, и образующийся при этом водный поток, содержащий от 15% до 50% суммы извлекаемых элементов, на второй стадии обрабатывают дополнительным потоком оборотного экстрагента в режиме полного извлечения элементов. Органические потоки, полученные после первой обработки и после второй обработки, объединяют и объединенный поток направляют на последующие операции. Техническим результатом является достижение более высоких коэффициентов очистки целевых компонентов от продуктов деления и сокращение объема радиоактивных отходов. 2 з.п. ф-лы, 2 табл.
Изобретение относится к способам экстракционной переработки регенерированного урана с целью очистки от технеция-99, являющегося бета-активным излучателем
Изобретение относится к способам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) с целью выделения и локализации трития и может быть использовано в атомной промышленности при переработке ОЯТ

Изобретение относится к химической технологии, в частности к способу проведения массообмена в системе двух несмешивающихся жидкостей для концентрирования и очистки компонентов и устройству для его осуществления

Изобретение относится к химической технологии, конкретно - к технологии переработки отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано в области переработки отработавшего ядерного топлива для непрерывной очистки нитрата уранила от продуктов деления путем осаждения
Изобретение относится к области регенерации плутония из отработанного ядерного топлива (ОЯТ) водными методами
Изобретение относится к химической технологии, конкретно к технологии экстракционной переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ)

Изобретение относится к области радиохимической технологии и может быть использовано для переработки облученного ядерного топлива

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к области переработки отработанного ядерного топлива
Изобретение относится к способам экстракционной переработки регенерированного урана и может быть использовано в технологических процессах переработки ядерного топлива

Изобретение относится к химической технологии, к способам разделения изотопов, а именно к способам разделения изотопов бора

Изобретение относится к области химического машиностроения, в частности к погружным насосным установкам, и может найти применение в химической, нефтехимической и других областях промышленности для перемешивания и перекачки растворов и суспензий, для их дозированной выдачи и определения плотности суспензий

Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива

 


© Патентный поиск, поиск патентов на изобретения - FindPatent.RU 2012-2024
Политика конфиденциальности
Наверх