Патенты автора Мурзин Андрей Анатольевич (RU)
Способ удаления хлоридов щелочных металлов, хлоридов урана и плутония с поверхности твердых тел // 2770418
Изобретение относится к области радиохимической технологии и может быть использовано на предприятиях, использующих пирохимическую технологию для дезактивации радиохимического оборудования и материалов. Осуществляют выдержку матрицы, содержащую хлориды щелочных металлов и хлориды урана и плутония, в экстракционной ячейке высокого давления в среде сверхкритического или жидкого растворителя в присутствии спирта, краун-эфира и фосфорсодержащего экстрагента и последующий сбор экстрагированных солей металлов. Изобретение позволяет осуществлять способ без использования воды и без образования коррозионноопасных выделений с обеспечением высокой степени их удаления. 4 з.п. ф-лы, 3 табл.
Способ разрушения нитрата аммония // 2776303
Изобретение относится к области радиохимической технологии, а именно к переработке радиоактивных растворов, содержащих соли аммония. Способ разрушения нитрата аммония включает нагрев и смешение раствора с индуктором. В качестве индуктора реакции используют этиленгликоль, который вносят в полном объеме на поверхность раствора, и процесс проводят в присутствии гомогенного ванадиевого катализатора. Изобретение позволяет упростить способ разрушения нитрата аммония. 1 табл.
Изобретение относится к технологии переработки отработанного ядерного топлива, в частности к способам переработки высокоактивного рафината облученного ядерного топлива атомных электростанций. Способ извлечения молибдена, металлов платиновой группы и серебра из азотнокислых растворов включает контактирование азотнокислых рафинатов экстракционного цикла с порошками гексацианоферрата (II) железа (III). Извлечение осуществляют в интервале концентраций азотной кислоты 0,7-5,0 моль/дм3, при молярном отношении гексацианоферрата железа к сумме катионов металлов в рафинате ГЦФ:ΣМе = 1,0-1,5:1, в интервале температур от 20 до 80°С. Обеспечивается одновременное извлечение молибдена, металлов платиновой группы и серебра из рафинатов, с суммарной степенью их извлечения не менее 90%. 3 табл., 3 пр.
Композиция для перевода твердых форм актиноидов и редкоземельных элементов в растворимую форму // 2755814
Изобретение относится к области радиохимической технологии и может быть использовано в производстве уран-плутониевых топливных композиций для возврата актинидов в производство, и для дезактивации радиохимического оборудования и материалов, и извлечения актиноидов из твердых радиоактивных отходов. В изобретении предлагается использовать насыщенную азотной кислотой композицию, состоящую из растворителя, комплексообразователя и активатора. В качестве растворителя предлагается использовать, например, фреон, в качестве комплексообразователя триалкилфосфиноксидные соединения, а в качестве активатора соли Ce(IV). Изобретение позволяет существенно сократить объемы жидких отходов соответствующих производств. 2 з.п. ф-лы.
Изобретение может быть использовано в области переработки жидких хромсодержащих отходов, а также для обезвреживания растворов, содержащих соединения шестивалентного хрома, при химической обработке металлов. Способ включает добавление восстановителя - гидразина, перемешивание и фильтрование выпавшего осадка. При этом процесс восстановления шестивалентного хрома проводят в два этапа, сначала при количестве гидразина 50-70% от стехиометрии и затем путем добавления металлического железа в кислой среде, после чего добавляют раствор желтой кровяной соли и нитрата никеля, проводят нейтрализацию раствора до значения рН 8,0-10,0 и фильтрацию выпавшего осадка гидроксида трехвалентного хрома. После фильтрации полученной пульпы раствор может быть слит в акваторию. Способ обеспечивает экологически безопасную и недорогую технологию обезвреживания хромсодержащих отходов, содержащих радионуклиды, при соблюдении норм сброса очищенных стоков в водоемы рыбохозяйственного назначения. Полученный гидроксид хрома может быть использован как полупродукт для получения других соединений хрома. 2 пр.
Изобретение относится к радиохимической технологии. Способ экстракционного выделения молибдена из радиоактивных растворов включает экстракцию молибдена растворами гидроксамовых кислот, растворенных в смеси не более 30% спирта с парафиновыми углеводородами при соотношении объемов органической и водной фаз менее 0,1. Промывку экстракта молибдена и иода осуществляют малым объемом раствора азотной кислоты с добавлением нитратов металлов из ряда: Hg(II), Cu(II), Ag(I), Pb(II), после чего экстракт промывают раствором азотной кислоты. Реэкстракцию молибдена проводят в раствор азотной кислоты с нагреванием при добавлении разрушаемого водорастворимого комплексообразующего агента до или после такой обработки, в последнем случае с повторной реэкстракцией в тот же раствор. Разрушение гидроксамовой кислоты в экстракте может ускоренно достигаться с помощью индуктора окисления. Конечный реэкстракт молибдена промывают экстрагентом. Изобретение позвоялет повысить концентрирование молибдена с его одновременной очисткой от неэстрагируемых примесей. 6 з.п. ф-лы, 8 пр.
Изобретение относится к технологии обращения с порошкообразной закисью-окисью урана, а именно к способу гранулирования закиси-окиси урана. Способ включает приготовление смеси закиси-окиси урана, диураната аммония, нитрата или ацетата аммония и воды, при весовом отношении закиси-окиси урана и диураната аммония от 1:0.5 до 1:2, содержании нитрата или ацетата аммония 0,2-1 вес. % от количества урансодержащих компонентов и содержании воды 25-40 вес. % от веса сухих компонентов, получением из нее перемешиванием и выдерживанием однородной формовочной массы, формование из полученной массы гранул-сырцов, сушку гранул-сырцов и прокаливание. Изобретение обеспечивает эффективное приготовление прочных, непылящих гранул закиси-окиси урана. 2 з.п. ф-лы, 4 пр.
Изобретение может быть использовано при подготовке растворов отработавшего ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС) к экстракционной переработке, при выделении радионуклидов из радиоактивных растворов облученных урановых мишеней в биомедицинских целях, а также при анализе технологических растворов. Способ экстракционного выделения молибдена из радиоактивных растворов включает его обработку экстрагентом в присутствии комплексообразователя в виде гидроксамовых кислот, его последующую реэкстракцию и регенерацию экстрагента щелочной обработкой. Реэкстракцию молибдена проводят окислительным реагентом с разрушением гидроксамовых кислот. Обработанный щелочным реагентом экстрагент пропускают через сорбент. В качестве окислительного реагента используют реагенты, образующие при нагревании газообразные продукты: растворы азотной кислоты, хлора, брома или двуокиси азота, или раствор нитрита аммония. В качестве сорбента для регенерации экстрагента после щелочной промывки используют оксид меди (I) в смеси с порошком металлической меди или соли металлов из ряда: Ag, Pb, Hg, Bi, Cu, нанесенные на пористый носитель. Изобретение позволяет получить не содержащий посторонних металлов реэкстракт молибдена, очищенного от радиоиода более чем в 10 раз, при циклическом использовании экстрагента. 3 з.п. ф-лы, 10 пр.
Заявленное изобретение относится к способу подготовки карбидного ОЯТ к экстракционной переработке. В заявленном способе предусмотрена автоклавная обработка азотнокислого раствора карбидного ОЯТ. В процессе такой обработки выпадает молибдат циркония, частично захватывающий плутоний. Полученный в результате автоклавной обработки молибденсодержащий осадок подвергают переосаждению, растворяя его в присутствии разрушаемого комплексона. Далее осаждают повторно при разрушении комплексона с возвращением вторичного маточного раствора на стадию растворения ОЯТ. Техническим результатом является возможность получения растворов карбидного ОЯТ, c концентрацией суммы актинидов более 200 г/л при потерях плутония с твердой фазой не более 0,02%, устойчивых к вторичному осадкообразованию и пригодных к экстракционному извлечению актинидов. Способ полностью применим для переработки карбидного ОЯТ тепловых и исследовательских реакторов, реакторов на быстрых нейтронах и других ядерно-энергетических установок. 7 з.п. ф-лы, 7 пр.
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ПРЕПАРАТА МОЛИБДЕН-99 // 2560966
Заявленное изобретение относится к химической технологии производства радиоактивных изотопов медицинского назначения. В заявленном способе предусмотрен процесс выделения молибдена-99 из раствора облученной урановой мишени на стадии концентрирования и аффинажа с целью получения препарата молибден-99. При этом концентрирование молибдена-99 из азотнокислого раствора урановой мишени на неорганическом сорбенте проводят в одну или две стадии, десорбцию молибдена перед этапом аффинажа осуществляют не засоляющим термически разлагаемым реагентом. Далее на этапе аффинажа проводят анионообменную и высокотемпературную очистку или только высокотемпературную очистку препарата, причем в сумме на этапах концентрирования и аффинажа молибдена проводится не менее двух сорбционных стадий. Техническим результатом является повышение химической и радиохимической чистоты препарата молибден-99 при достижении существующих на мировом рынке требований к препарату и сохранения приемлемого технологического выхода. 3 з.п. ф-лы, 3 пр., 2 табл.
Изобретение относится к области производства радиофармацевтических препаратов, в частности к способам переработки облученных урановых мишеней, для выделения осколочного молибдена-99 - материнского радионуклида для зарядки генераторов технеция-99m. Способ экстракционного выделения Mo-99 из облученного высокообогащенного уран-алюминиевого композита включает его растворение в азотной кислоте в присутствии ртути. Затем ведут осаждение иодида ртути в присутствии восстановителя, восстановление в протоке железа(III) до железа(II). Далее проводят совместную экстракцию молибдена и урана в непрерывном режиме с использованием синергетной (эквимолярной) смеси ТБФ и Д2ЭГФК, промывку экстракта концентрированной HNO3, разделение Mo и U сильнокислым раствором перекиси водорода с замывкой реэкстракта от урана оборотным экстрагентом и реэкстракцию урана раствором смеси ДТПА и метиламинкарбоната. Процесс проводят в центробежных экстракторах в циклическом режиме с возвратом реэкстракта Mo в зону экстракции и его расцикловкой по окончании партии исходного раствора. Техническим результатом является то, что коэффициент извлечения Mo превышает суммарно 90%, а коэффициент очистки Mo от радионуклидов более 105. 6 з.п. ф-лы, 1 ил., 4 табл., 2 пр.
Изобретение относится к способам получения смешанного уран-плутониевого ядерного топлива. В заявленном способе раствор нитратов металлов (0,3-5 моль/л HNO3) смешивают с раствором восстановителя и/или комплексообразующего реагента и подают через форсунку аппарата аэрозольной сушки, обеспечивающего прогрев реакционной смеси выше температуры разложения реагентов и образующихся комплексов металлов (>400°С). Количество комплексонов выбирается исходя из условий полного замещения нитрат-иона в координационной сфере металлов. В ряде случаев предварительное смешивание растворов нежелательно из-за сильного газовыделения и/или выпадения осадков. В таких случаях раствор нитратов металлов и раствор реагентов подают в форсунку аппарата раздельно, где они смешиваются до распыления. Для получения оксидов актинидов в низковалентном состоянии и твердых растворов оксидов актинидов на основе диоксида урана в качестве среды в аппарате аэрозольной сушки используют инертные газы или их смеси. Техническим результатом является возможность получения оксидов металлов из нитратных растворов в одну стадию, в том числе получения твердых растворов оксидов актинидов на основе диоксида урана без применения водорода, а также увеличение безопасности и упрощение способа получения оксидов металлов, в том числе и смешанных оксидов актинидов. 6 з. п. ф-лы.
Заявленное изобретение относится к процессам извлечения и концентрирования радионуклидов и может быть использовано в радиохимических технологиях при переработке облученного топлива АЭС. В заявленном способе отделение плутония от урана предусмотрено на стадии реэкстракции с использованием водорастворимых комплексонов - моноамидов дигликолевой кислоты. Техническим результатом является возможность осаждения плутония или смеси уран-плутоний непосредственно из полученного рекэкстракта. 2 з.п. ф-лы, 4 ил.
Изобретение относится к способу разрушения азотсодержащих соединений и фосфорсодержащих соединений и может быть использовано для переработки растворов, образующихся при производстве и переработке ядерного топлива, содержащих соединения восстановленного азота, а также фосфорсодержащие соединения, к которым относятся растворы от регенерации экстрагента и комплексоны, образующие при упаривании среднеактивных хвостовых растворов неразлагаемые остатки, что не позволяет направлять растворы на остекловывание. Предложенный способ включает окислительную обработку азотсодержащих соединений и фосфорсодержащих соединений азотной кислотой при нагревании в автоклаве при концентрации азотной кислоты от 1 до 8 моль/л и температуре 130-220°C в зависимости от прочности соединений. Техническим результатом является разрушение как неорганических, так и органических азотсодержащих и фосфорсодержащих соединений. 3 з.п. ф-лы, 4 пр.
Заявленное изобретение относится к способу подготовки карбидного ОЯТ к экстракционной переработке. Заявленный способ включает подавление действия содержащихся в азотнокислом растворе карбидного топлива комплексообразующих лигандов путем их окисления азотной кислотой в присутствии катализатора, в качестве которого используют поливалентный металл, находящийся в азотнокислом растворе или вводимый в него до или после растворения карбидного ОЯТ, выбранного из ряда: церий, железо, марганец, технеций, ртуть. Далее нагреванием азотнокислого раствора карбидного топлива или проводят такое окисление непосредственно в процессе растворения карбидного топлива в азотной кислоте в присутствии катализатора с последующим растворением в окисленном растворе карбидного топлива оксидного или металлического ОЯТ, или проводят одновременно операции окисления комплексообразующих лигандов и растворения оксидного или металлического ОЯТ в растворе карбидного топлива. В альтернативном решении предлагается проводить аналогичную подготовку карбидного ОЯТ к экстракционной переработке с последующим смешением окисленного раствора карбидного топлива с растворами оксидного или металлического ОЯТ или с прямым введением необходимого количества раствора нитрата циркония или раствора другого многовалентного металла-комплексообразователя. Техническим результатом является устранение необходимости использования сильного окислителя. 2 н. и 11 з.п. ф-лы, 12 пр.
СПОСОБ СЕЛЕКТИВНОГО ИЗВЛЕЧЕНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ ИЗ РАДИОАКТИВНЫХ АЗОТНОКИСЛЫХ РАСТВОРОВ (ВАРИАНТЫ) // 2522544
Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при производстве «реакторного» 99Мо как генератора 99mТc биомедицинского назначения, а также при анализе технологических растворов для предварительного выделения Мо или Мо и Zr при экстракционной переработке растворов технологии отработавшего ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС). Описаны варианты способов селективного экстракционного извлечения значительной части молибдена или совместно молибдена и циркония из радиоактивных растворов с получением экстракта. Перерабатываемый радиоактивный раствор обрабатывают экстрагентом, представляющим собой трудно растворимый в водной фазе спирт, в присутствии экстрагируемого комплексообразователя, в качестве которого могут быть использованы гидроксамовые кислоты с числом углеродных атомов 6-12, что обеспечивает достаточно полное извлечение молибдена и циркония в органическую фазу. Из экстракта выделяют молибден или молибден и цирконий в компактном виде сублимацией или реэкстракцией. Технический результат - получение экстракта, очищенного от альфа- и гамма-радиоактивных примесей более чем в 100 раз, и последующее раздельное выделение радионуклидов из экстракта, совмещенное в заключительной стадии процесса с регенерацией экстрагента. 2 н. и 15 з.п. ф-лы, 2 табл., 12 пр.
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ТЕХНЕЦИЕВЫХ РАСТВОРОВ // 2513724
Изобретение относится к переработке жидких радиоактивных отходов, образующихся в процессе переработки ОЯТ. Описан способ переработки технециевых растворов, включающий осаждение технеция из азотнокислых растворов с концентрацией азотной кислоты или нитрат-иона, не превышающей 3 моль/л, концентрированными водными растворами о-фенантролиновых или α-бипиридильных комплексов двухвалентных переходных металлов, или смешанными комплексами указанных органических соединений, или смешанными комплексами, содержащими о-фенантролин или α-бипиридил с двухосновными аминами. Полученные осадки металлорганических пертехнетатов прокаливают в токе водорода при температуре 600-1200°С как в присутствии легкоплавкого металла или его оксида с температурами плавления 200-800°С, так и без него для получения на их основе устойчивых и пригодных для дальнейшего хранения и переработки матриц. Технический результат - получение технеция в конечной форме, пригодной для дальнейшего хранения и переработки. 4 з.п.ф-лы, 2 табл., 6 пр.
СПОСОБ ДЕЗАКТИВАЦИИ МАТЕРИАЛОВ // 2501106
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, в частности к способам получения смешанного уран-плутониевого ядерного топлива на базе диоксидов UO2 и PuO2, получившего название МОХ (Mixed-Oxide) топлива. Азотнокислый раствор нитратов актинидов смешивается с раствором муравьиной кислоты, полученный раствор высушивается в токе воздуха или инертной атмосфере при температуре до 140°С до твердой смеси формиатов указанных элементов, и затем полученная смесь прокаливается в инертной атмосфере при температурах 400-450°С для разложения формиатов. Изобретение позволяет снизить температуры термической обработки и исключить использование водорода, что приведет к увеличению безопасности и упрощению способа получения смешанных оксидов актинидов. 3 з.п. ф-лы.
Изобретение относится к области переработки отходов радиохимической промышленности и, в частности, к способам утилизации фильтрующих материалов
Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ НИТРАТОВ АКТИНИДОВ // 2446493
Изобретение относится к неорганической химии, в частности к способу получения азотнокислых солей урана и актинидов
Изобретение относится к области радиохимической технологии и может быть использовано для переработки облученного ядерного топлива
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 сверхкритической или субкритической экстракции металлов и может быть использовано для экстракции актинидов
