Патенты автора Двоеглазов Константин Николаевич (RU)
Изобретение относится к способам экстракционной очистки регенерированного урана от технеция и может быть использовано в технологических процессах переработки облученного ядерного топлива, в которых в качестве экстрагента используется трибутилфосфат (ТБФ) в углеводородном разбавителе и где необходима очистка урана от бета-активного технеция-99. Способ экстракционной очистки экстракта урана от технеция включает противоточную промывку экстракта урана, содержащего трибутилфосфат в углеводородном разбавителе, уран и технеций, водным азотнокислым раствором. При этом экстракт урана промывают азотнокислым раствором нитрата уранила, содержащим 300-500 г/л урана и 0,1-0,3 моль/л азотной кислоты. Промывку экстракта урана проводят при соотношении потоков органической и водной фаз О:В не более 5,1:1. Способ обеспечивает увеличение степени очистки экстракта урана от технеция и снижение переноса азотной кислоты с экстрактом. 1 з.п. ф-лы, 2 табл.
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.
Выпарной аппарат // 2755893
Изобретение относится к массообменным процессам кондиционирования растворов от радиохимической переработки отработанного ядерного топлива, в частности растворов, содержащих азотнокислые соли урана, плутония и нептуния. Настоящее изобретение касается выпарного аппарата, который включает вынесенную греющую камеру с электрическим нагревателем, сепаратор с брызгоуловителем и патрубком для отвода пара, соединённый через верхнюю циркуляционную трубу с греющей камерой, нижнюю циркуляционную трубу, соединяющую греющую камеру с сепаратором и снабженную штуцером ввода упариваемого раствора и сливным штуцером. Между греющей камерой и верхней циркуляционной трубой установлен дополнительный сепаратор, который соединен с основным сепаратором при помощи переливной трубы, расположенной параллельно верхней циркуляционной трубе. Диаметр дополнительного сепаратора и переливной трубы больше, чем диаметр верхней циркуляционной трубы. Дополнительный сепаратор оборудован брызгоуловителем, основной сепаратор снабжен штуцером для вывода упаренного раствора или органической фазы с зеркала раствора, а сливной штуцер используют только для опорожнения аппарата. Технический результат – предотвращение капельного уноса ядерного материала с выводным паром и вывод накопленной органической фазы из выпарного аппарата. 10 пр., 1 табл., 1 ил.
Изобретение относится к атомной энергетике, может быть использовано в радиохимической отрасли промышленности для получения порошка смешанных оксидов при переработке ядерного топлива. Устройство периодического действия для СВЧ-обработки материалов, состоящее из СВЧ-генератора, реакционной камеры, представляющей собой цилиндрический корпус, внутри которого установлено перемешивающее устройство с закрепленными лопатками, установленное с возможностью вращения и перемещения вдоль его оси, на корпусе размещены устройство подачи исходного раствора, устройство газоочистки. Реакционная камера зафиксирована с помощью лебедки и установлена на поворотном кронштейне, в нижней части реакционной камеры установлена керамическая вставка, выполненная из материала, обожженного при температуре 1200-1300°С, состоящего из смеси порошка оксида алюминия с СВЧ поглощающим порошком. На верхней части реакционной камеры установлен клапан пересыпной, внутри реакционной камеры установлен измельчитель, вал которого расположен соосно полому валу перемешивающего устройства. СВЧ-генератор герметично соединен с реакционной камерой волноводом СВЧ-энергии, который состоит из трех труб. Технический результат - возможность перемешивания обрабатываемого вещества в процессе СВЧ-нагрева; точное измерение температуры обрабатываемого вещества для определения момента завершения реакции денитрации. 1 з.п. ф-лы, 4 ил.
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ОКСИДОВ УРАНА // 2603359
Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для получения порошка диоксида урана, идущего на изготовление керамических таблеток уранового оксидного ядерного топлива. Способ получения оксидов урана под действием микроволнового излучения осуществляют путем нагревания уранилнитрата. При этом используют твердый уранилнитрат, предварительно обработанный гидразингидратом. Процесс проводят при температуре 600-1000°С в течение 10-30 минут. Изобретение позволяет упростить способ получения оксидов урана за счет использования твердого уранилнитрата в процессе микроволновой термической денитрации при взаимодействии с гидразингидратом с исключением образования водных растворов-отходов при проведении процесса, уменьшить время проведения процесса. 2 з.п. ф-лы, 2 ил., 2 табл., 4 пр.
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 радиохимической промышленности и ядерной энергетике и направлено на получение смешанного диоксида (U,Pu)O2, которое может быть использовано для изготовления ядерного смешанного уран-плутониевого МОКС-топлива реакторов ВВЭР-1000 и реакторов на быстрых нейтронах (БН-600, БН-800) атомных станций. Способ получения твердого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана включает взаимодействие нитратных комплексов урана и плутония с относительным содержанием их в растворе 95-70 и 5-30 мас.% соответственно с гидразингидратом при мольном отношении гидразингидрат : уран, плутоний, равном 2, с получением смешанного аморфного соединения урана и плутония, выдержку смешанного аморфного соединения урана и плутония в маточном растворе при температуре 80-90°C в течение не менее 3,5 часов до получения осадка мелкодисперсного порошка гомогенно смешанного гидратированного диоксида урана и плутония, отделение осадка от маточного раствора и его нагрев до температуры 280-300°C до образования целевого продукта. Изобретение обеспечивает экономически целесообразный, несложный и менее энергоемкий способ получения твердого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана. 1 з.п. ф-лы, 6 ил., 2 пр.
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к переработке высокоактивных отходов, получаемых при переочистке диоксида плутония, используемого при изготовлении смешанного уран-плутониевого топлива. Установка для переработки, отверждения и упаковки высокоактивных отходов включает в себя аппарат-осадитель, патронный фильтр, муфельную печь и вспомогательное оборудование для пробоотбора, взвешивания и контроля параметров. Для обеспечения безопасных условий работы персонала установка размещена в цепочке защитных боксов. Один из боксов, служащий для введения внутрь пустых и выдачи загруженных BAO упаковок снабжен шлюзовым устройством. В качестве упаковок используются стакан и контейнер, предназначенные для хранения и транспортировки диоксида плутония. Технический результат заключается в обеспечении надежной изоляции высокоактивных отходов, в частности америция, для их временного хранения. 2 ил.
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 радиохимической промышленности и ядерной энергетике, направлено на получение смешанного диоксида (U,Pu)O2 и может быть использовано для изготовления ядерного смешанного уран-плутониевого МОКС-топлива реакторов ВВЭР-1000 и реакторов на быстрых нейтронах (БН-600, БН-800) атомных станций. Способ получения твердого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана включает взаимодействие нитратных комплексов урана и плутония с относительным содержанием их в растворе 95-70 и 5-30 мас.% соответственно с гидразингидратом с получением смешанного аморфного соединения урана и плутония, выдержку смешанного аморфного соединения урана и плутония в маточном растворе при температуре 80-90°C в течение не менее 3,5 часов до получения осадка мелкодисперсного порошка гомогенно смешанного гидратированного диоксида урана и плутония, отделение осадка от маточного раствора и его нагрев до температуры 280-300°C до образования целевого продукта. Изобретение обеспечивает экономически целесообразный, несложный и менее энергоемкий способ получения твердого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана. 1 з.п. ф-лы, 6 ил., 2 пр.
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 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 области регенерации плутония из отработанного ядерного топлива (ОЯТ) водными методами
СПОСОБ СТАБИЛИЗАЦИИ ПЛУТОНИЯ В ЧЕТЫРЕХВАЛЕНТНОМ СОСТОЯНИИ В АЗОТНО-КИСЛЫХ РАСТВОРАХ (ВАРИАНТЫ) // 2270172
Изобретение относится к способам стабилизации плутония в четырехвалентном состоянии в азотнокислых растворах
