Патенты автора Бондин Владимир Викторович (RU)

Изобретение относится к способам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) и предназначено для использования в головных операциях радиохимической технологии переработки ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 с целью отделения трития. Фрагментированное ОЯТ загружают в горизонтальный аппарат-реактор и подвергают окислению в потоке активированной парогазовой фазы. Активацию газового потока осуществляют путем смешения потоков диоксида азота в количестве 15-56 мас.% и кислорода в количестве 41-83 мас.%, насыщенного парами воды в количестве 1,2-9,5 мас.% на зернистом слое каталитически активной насадки. При одновременном воздействии нитрующего и окислительного компонента на реакционную поверхность ОЯТ происходит извлечение топлива из оболочек в результате разнонаправленной трансформации его объема. Изобретение позволяет количественно отделять тритий из находящегося в оболочке ОЯТ в процессе волоксидации. 22 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к технологии синтеза тетракис-(трифторфосфина) никеля, используемого для нанесения покрытий из никеля при осаждении из газовой фазы, и в качестве рабочего газа при газоцентрифужном обогащении изотопов никеля для производства бета-вольтаических источников тока. Способ получения тетракис-(трифторфосфина) никеля включает обезвоживание и разложение оксалата никеля путем его нагревания до температуры 300-350°C в вакууме с остаточным давлением в реакторе синтеза не более 5 Па. Далее проводят взаимодействие образованного порошка никеля с трифторидом фосфора при температуре 100-150°C и давлении 40-60 атм. Изобретение позволяет повысить безопасность процесса получения тетракис-(трифторфосфина) никеля за счет исключения использования газообразного водорода, повысить выход и чистоту продукта по содержанию серы. 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 комплексной переработке железистых редкометальных руд с получением пористого стекломатериала. Технический результат изобретения заключается в расширении сырьевой базы для получения стекломатериала. Шихту состава на основе руды, мас. %: SiO2 - 5,1; CaO - 0,9; Al2O3 - 5,2; MgO - 0,3; Fe2O3 - 54, MnO - 13,1; ZnO - 0,9; SrO - 0,4; P2O5 - 5,1; SO3 - 0,7; TiO2 - 0,9; Y2O3 - 0,3; ZrO2 - 0,06; BaO - 2,6; Nb2O5 - 0,9; La2O3 - 2,0; CeO2 - 3,1; Pr2O3 - 0,32; Nd2O3 - 0,97; ThO2 - 0,1, при содержании углерода до 0,5 мас.% сверх 100% плавят в слабо восстановительной среде при температуре 1300°C и при соотношении SiO2/CaO=5,6. Содержание Na2O в руде доводят до 3 мас.%. Происходит разделение расплава и удаление металлической высокофосфористой части расплава на основе железа. В оставшемся расплаве доводят содержание углерода до 15 мас.% сверх 100% углем для создания сильно восстановительной среды. Соотношение SiO2/CaO доводят до 0,9 известняком, повышают температуру до 1600°C, плавят до образования карбида кремния. Осуществляют разделение расплава на металлическую и силикатную части. Удаляют низкофосфористый чугун и охлаждают силикатную часть расплава термоударом для получения пористого химически активного стекломатериала, обогащенного окислами редкоземельных металлов, эффективного для дальнейшей переработки. 2 пр.
Изобретение относится к способу извлечения металлов, в частности редкоземельных металлов и марганца, из силикатных шлаков. Способ включает измельчение шлака и выщелачивание. Для предотвращения образования нефильтруемых пульп, обусловленных гелеобразованием кремнекислоты, шлак предварительно смешивают с концентрированной кислотой (азотной или соляной), взятой в количествах, необходимых для нейтрализации шлака, пульпу выдерживают в течение 1-2 часов. При этом происходит выщелачивание ценных элементов, а образующаяся кремниевая кислота коагулирует, образуя крупные агломераты. После этого массу дополнительно измельчают и выщелачивают водой. На этой стадии в раствор вымываются все соли, а гели не образуются. Далее раствор отделяют фильтрацией или центрифугированием и перерабатывают известными гидрометаллургическими методами, а твердый силикатный продукт направляют в отвал. Техническим результатом является устранение энергоемкого процесса выпарки при кислотном вскрытии силикатов. 4 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 ядерной технике и технологии, к дезактивации различных материалов, загрязненных радионуклидами. В заявленном способе дезактивацию проводят в две стадии: на первой стадии в разогретую до 110°C камеру дезактивации с загрязненными материалами подают пар, активированный химическими реагентами, на второй стадии охлаждают камеру дезактивации и проводят обработку дезактивируемого материала растворами органических растворителей и комплексообразователей в среде сжиженных газов или низкокипящих растворителей. Способ может включать использование последовательно нескольких циклов обработки, чередуя первую и вторую стадии. Технический результат изобретения заключается в повышении эффективности дезактивации, увеличении коэффициентов очистки в 4-30 раз по сравнению с одностадийным способом дезактивации в сверхкритических флюидах, в уменьшении рабочего давления, объема жидких радиоактивных отходов и сокращении времени дезактивации в 1,5 раза. 2 з.п. ф-лы, 1 ил., 6 табл.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к области переработки отработавшего ядерного топлива
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 неорганической химии, в частности к способу получения азотнокислых солей урана и актинидов

Изобретение относится к переработке жидких радиоактивных отходов (РАО), преимущественно азотнокислых, содержащих щелочные и щелочно-земельные элементы, в том числе соли натрия, радиоизотопы 137Cs и 90Sr

Изобретение относится к способам экстракционной переработки регенерированного урана, его очистке от бета-активного технеция-99 и может быть использовано в атомной промышленности при проведении аффинажа урана

Изобретение относится к области разделения ионов металлов и их изотопов под воздействием электромагнитного поля в диссоциированных растворах и может быть использовано при переработке отработавшего ядерного топлива и руд, содержащих редкоземельные элементы, для очистки промышленных и бытовых стоков
Изобретение относится к области регенерации плутония из отработанного ядерного топлива (ОЯТ) водными методами

Изобретение относится к устройствам для проведения непрерывного противоточного процесса экстракции из твердых материалов сжиженными газами и может быть использовано в лабораторных исследованиях для определения оптимальных режимов экстракции в сжиженных газах

Изобретение относится к устройствам, предназначенным для проведения непрерывного противоточного процесса экстракции из твердых материалов сжиженными и сверхкритическими газами, например для извлечения пищевых, лекарственных и биологически активных веществ из растительного или другого сырья, и может быть использовано в пищевой, фармацевтической и микробиологической промышленности для получения экстрактов
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в технологических схемах переработки металлического урана и ОЯТ на основе металлического урана
Изобретение относится к способам подготовки к регенерации ядерного топлива из облученных тепловыделяющих элементов

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

Изобретение относится к неорганической химии, в частности к способам фторирования оксидов активных элементов, и может быть использовано в атомной промышленности при переработке облученного ядерного топлива, а также в технологии разделения изотопов

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к области переработки отработанного ядерного топлива
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к обработке твердых радиоактивных отходов, и может быть использовано в радиохимической технологии для переработки облученного ядерного топлива

Изобретение относится к сельскому хозяйству
Изобретение относится к области экстракционного выделения металлов и может быть использовано при дезактивации и переработке радиоактивных отходов методом экстракции в сверхкритических или сжиженных газах
Изобретение относится к неорганической химии, в частности к способу получения азотнокислых солей урана и актинидов, и предлагает альтернативный путь преобразования исходных материалов, содержащих оксиды урана и других ядерных материалов в гидратированные нитраты, т.е

Изобретение относится к области экстракции

 


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