Патенты автора Логунов Михаил Васильевич (RU)
Изобретение относится к области разделения редкоземельных элементов хроматографией, а именно к способу разделения лютеция и иттербия из кислых растворов переработки облученных мишеней иттербия-176 путем ионообменной хроматографии. Способ включает сорбцию на катионите и элюирование лютеция и иттербия раствором комплексона при повышенной температуре с использованием системы, состоящей из, по меньшей мере, двух последовательно соединенных колонн с уменьшающимся диаметром, заполненных сульфокатионитом в медной или никелевой форме. Разделение иттербия и лютеция проводят в присутствии двухвалентного иона стабильного элемента-интеркалятора, выбранного из группы кобальта, свинца или цинка, взятого в количестве в мг-экв, составляющем не менее 80% от общей емкости (в мг-экв) последней колонны. В качестве элюента используют раствор этилендиаминтетрауксусной кислоты или нитрилотриуксусной кислоты. Техническим результатом является повышение степени хроматографического разделения лютеция и иттербия из кислых растворов от переработки мишени иттербия-176. 3 з.п. ф-лы, 6 ил., 1 табл., 6 пр.
СПОСОБ ОЧИСТКИ ЭКСТРАКТА АКТИНИДОВ ПЕРВОГО ЭКСТРАКЦИОННОГО ЦИКЛА PUREX-ПРОЦЕССА ОТ ТЕХНЕЦИЯ // 2686076
Изобретение относится к технологии переработки отработанного ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС). Способ очистки экстракта актинидов первого экстракционного цикла PUREX-процесса от технеция включает экстракцию урана, плутония, нептуния разбавленным три-н-бутилфосфатом и очистку полученного экстракта от основного количества технеция. Экстракция производится в многоступенчатом экстракционном блоке. В ступень питания многоступенчатого экстракционного блока или точку, непосредственно прилегающую к ступени питания подают раствор, содержащий азотную кислоту с концентрацией от 3 до 5 моль/л и пероксид водорода, аналогичный по составу раствор подают в середину промывной зоны этого же экстракционного блока. Объемное отношение потока экстрагента к каждому из указанных растворов составляет от 7 до 15. Общее количество пероксида водорода обеспечивает выполнение мольного отношения в водной фазе зоны экстракции головного блока . Изобретение позволяет предотвратить экстракцию циркония и технеция, поступление технеция с экстрактом урана, плутония, нептуния на последующие технологические операции составляет от 10 % до 50 % от количества технеция, поступающего с раствором топлива. 4 ил., 3 табл., 3 пр.
Изобретение относится к способу экстракционного выделения и разделения плутония и нептуния из азотнокислых растворов, содержащих плутоний, нептуний, технеций и уран. Способ предусматривает подготовку раствора к экстракции путем стабилизации плутония в степени окисления (IV), а нептуния в степени окисления (IV) или (V). Разделение элементов при необходимости проводят на стадии экстракции в многоступенчатых экстракторах. Экстракцию плутония или плутония и нептуния проводят трибутилфосфатом в разбавителе. При стабилизации нептуния в степени окисления (IV) данное состояние нептуния поддерживают и в ходе проведения процесса экстракции и промывки экстракта. Промывку экстракта проводят поочередно крепкой и слабой азотной кислотой, а реэкстракцию плутония или плутония и нептуния осуществляют слабой азотной кислотой в присутствии реагента, образующего с реэкстрагируемыми элементами устойчивые комплексы. Техническим результатом является повышение эффективности выделения и разделения целевых компонентов в одном цикле с возможностью получения как совместных, так и индивидуальных продуктов плутония и нептуния без применения нестабильных экзотических реагентов в технологическом процессе. 3 з.п. ф-лы, 2 ил., 2 табл., 2 пр.
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОНУКЛИДА НИКЕЛЬ-63 // 2629014
Изобретение относится к способу производства радиоактивных изотопов технического назначения. В заявленном способе изготовление стартовой мишени осуществляют из меди естественного изотопного состава или обогащенной по изотопу медь-63, облучение мишени проводят в потоке быстрых нейтронов (в ядерном реакторе на быстрых нейтронах), а переработку облученной медной мишени проводят радиохимическим методом с извлечением и очисткой соединений никеля (смесь изотопов никеля с преобладающим содержанием никеля-63). Техническим результатом является обеспечение возможности крупномасштабного производства изотопа никель-63 с высокой удельной активностью, упрощение аппаратурного оформления технологического процесса за счет организации радиохимической переработки облученной мишени. 2 з.п. ф-лы, 3 табл.
Изобретение относится к области химической технологии выделения и концентрирования радионуклидов из азотнокислых растворов и может быть использовано в экстракционных процессах при переработке жидких радиоактивных отходов. Экстракционная смесь для извлечения актинидов из азотнокислых растворов, включающая экстрагент, состоящий из нейтрального органического соединения, и разбавитель на основе производных фторированных спиртов, отличающаяся тем, что в качестве разбавителя она содержит карбонаты фторированных спиртов. Изобретение позволяет повысить растворимость экстрагента и исключить токсичные компоненты из состава экстракционной смеси. 6 з.п. ф-лы, 31 пр., 32 табл.
Изобретение относится к способу выделения америция из жидких радиоактивных отходов с отделением его от редкоземельных металлов. Способ включает совместную экстракцию америция и редкоземельных металлов из азотнокислого радиоактивного раствора раствором нейтрального органического экстрагента в полярном фторорганическом растворителе, промывку насыщенной металлами органической фазы, селективную реэкстракцию америция. При этом в качестве экстрагента используют N,N,N′,N′-тетраалкиламид дигликолевой кислоты, а в качестве раствора для реэкстракции америция - раствор состава 5-20 г/л комплексона, 5-60 г/л азотсодержащей органической кислоты и 60-240 г/л высаливателя. Техническим результатом является выделение америция из кислых жидких радиоактивных растворов и его отделение от всех редкоземельных металлов в одном экстракционном цикле. 4 з.п. ф-лы, 34 табл., 17 пр.
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.
.
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.
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 процессам извлечения и концентрирования радионуклидов и может быть использовано в радиохимических технологиях при переработке жидких радиоактивных отходов. Заявленная экстракционная смесь состоит из диамида дипиридилдикарбоновой кислоты и полярного фторорганического разбавителя при следующем соотношении компонентов, мол./л: экстрагент - 0,03-0,15; разбавитель - остальное. Техническим результатом является возможность извлечения урана, плутония и америция совместно и отделения их от основной массы редкоземельных элементов и других продуктов деления, а также разделения актинидов на стадии реэкстракции. 1 з.п. ф-лы, 3 ил., 5 табл.
Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива
ЭКСТРАГЕНТ ДЛЯ ИЗВЛЕЧЕНИЯ АКТИНИДОВ В СТЕПЕНИ ОКИСЛЕНИЯ +4 И +6 ИЗ АЗОТНОКИСЛЫХ РАСТВОРОВ // 2400281
Изобретение относится к области химической технологии выделения радионуклидов
Изобретение относится к автоматизированным системам обработки радиолокационной информации
Изобретение относится к области переработки растворов (в том числе радиоактивных растворов, образующихся при производстве и переработке ядерного топлива), содержащих соли аммония, и может быть использовано в радиохимической промышленности
Изобретение относится к применению смеси, содержащей полифторированный спирт-теломер 1,1,7-тригидрододекафторгептанол-1, имеющий химическую формулу Н(CF2CF2) nСН2ОН, где n=3, и полиоксиэтиленгликолевые эфиры синтетических первичных высших жирных спиртов фракции C 12-C14 общей формулы C nH2n+1O(C2H 4O)mH, где n=12÷14, m=2, в качестве разбавителя растворов, содержащих макроциклические соединения, выбранные из группы, включающей: краун-эфиры, имеющие незамещенные ароматические фрагменты; краун-эфиры, имеющие замещенные ароматические фрагменты, содержащие алкильные и/или гидроксиалкильные заместители линейного и/или разветвленного строения; краун-эфиры, имеющие незамещенные циклогексановые фрагменты; краун-эфиры, имеющие замещенные циклогексановые фрагменты, содержащие алкильные и/или гидроксиалкильные заместители линейного и/или разветвленного строения; краун-эфиры, имеющие замещенные фрагменты -O-CHR-CH 2O-, где R - нормальный или разветвленный алкил или гидроксиалкил
Изобретение относится к области радиохимии, а именно к способам выделения америция из растворов смеси америция, кюрия и редкоземельных элементов, и может быть использовано в технологии получения чистого америция, в препаративной химии
Изобретение относится к области химической технологии производства радиоактивных изотопов медицинского назначения
БЛОК КОНТРОЛЯ И УПРАВЛЕНИЯ // 2275669
Изобретение относится к управляющим и регулирующим системам общего назначения и может быть использовано в системах управления компрессорными установками
