Патенты автора Потапов Алексей Михайлович (RU)
Способ определения электропроводности сложных многокомпонентных смесей расплавленных солей // 2788597
Изобретение относится к физической химии и может быть использовано для определения электропроводности сложных многокомпонентных смесей расплавленных солей, применяемых в качестве среды многих технологических процессов. Способ определения электропроводности сложных многокомпонентных смесей расплавленных солей включает разбиение многокомпонентной смеси на бинарные или тройные смеси компонентов расплавленных солей, каждую из этих смесей изготавливают, измеряют электропроводность и аддитивным сложением значений измеренной электропроводности каждой изготовленной бинарной или тройной смеси компонентов определяют электропроводность многокомпонентной смеси расплавленных солей. Техническим результатом является повышение точности определения электропроводности реальных многокомпонентных смесей расплавленных солей с сильным взаимодействием компонентов, не близких к идеальным, с возможностью замены компонентов расплава на имитаторы. 7 ил.
Изобретение относится способу извлечения актинидов из анодного остатка операции электролитического рафинирования отработавшего ядерного топлива и может быть использовано в создании технологии замкнутого ядерного топливного цикла реакторов на быстрых нейтронах. Способ включает конверсию металлических урана и актинидов в хлориды путем химического растворения в расплаве эвтектической смеси LiCl-KCl, в который порционно вводят хлорирующий агент. Причем переработку анодного остатка ведут в аппарате с использованием атмосферы инертного газа, в качестве хлорирующего агента используют хлорид свинца, переработку анодного остатка ведут при температуре 500-700°С в том же аппарате, что и операцию электролитического рафинирования отработавшего ядерного топлива. Техническим результатом является повышение степени извлечения актинидов из анодного остатка операции электролитического рафинирования отработавшего ядерного топлива без дополнительной переработки анодного остатка вне аппарата рафинирования. 1 ил.
Изобретение может быть использовано для получения солевых композиций на основе LiF-BeF2, которые могут быть применены в качестве рабочих жидкостей при эксплуатации жидкосолевых реакторов (ЖСР). Способ включает плавление смеси солей, содержащей фторид лития и фторид свинца, взятые в количестве, соответствующем эвтектическому составу получаемой композиции. Смесь плавят при температуре 550-900°С, выдерживают не менее 30 минут. В полученный расплав добавляют металлический бериллий в количестве, большем количества свинца, содержащегося во фториде свинца, и выдерживают в расплаве до содержания остаточного свинца в соли не более 0,001 мас. %. Изобретение позволяет сократить количество стадий процесса получения солевой композиции на основе LiF-BeF2, исключить неэкологичное получение фторида бериллия, расширить сырьевую базу за счет использования отходов бериллия. 1 з.п. ф-лы.
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано в технологии переработки отработавшего нитридного ядерного топлива, в частности, в технологиях замкнутого ядерного топливного цикла. Способ включает высокотемпературную обработку фрагментов тепловыделяющих элементов с отработавшим нитридным ядерным топливом в окислительной атмосфере, в ходе которой фрагменты тепловыделяющих элементов с отработавшим нитридным ядерным топливом нагревают до 800°С и выдерживают в реакторе при этой температуре в атмосфере азота. После выдержки в атмосфере азота фрагменты тепловыделяющих элементов с отработавшим нитридным ядерным топливом нагревают от 800°С до температуры не менее 1000°С, выдерживают при этой температуре в условиях разряжения, охлаждают до температуры не менее 400°С, извлекают оболочки из реактора. Отработавшее нитридное топливо, прошедшее окислительную обработку в атмосфере азота и выдержку в условиях разряжения, выдерживают в реакторе в атмосфере аргон-кислород при температуре не менее 400°С. Изобретение позволяет удалять летучие продукты деления из отработавшего нитридного ядерного топлива, отделять оболочки тепловыделяющих элементов от перерабатываемого топлива и удалять их из цикла переработки. 1 табл.
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано в технологии переработки отработавшего нитридного ядерного топлива, в частности в технологиях замкнутого ядерного топливного цикла. Способ включает фрагментацию, выдержку фрагментов тепловыделяющих элементов с отработавшим нитридным ядерным топливом в атмосфере азота при температуре не менее 500°С в реакторе. Затем охлаждение до температуры 100-300°С в атмосфере азота. Атмосферу в реакторе меняют с азота на инертный газ, нагревают фрагменты тепловыделяющих элементов с отработавшим нитридным ядерным топливом до температуры не менее 1000°С и выдерживают при данной температуре. Способ позволяет отделить компоненты нитридного ядерного топлива от фрагментов тепловыделяющих элементов, сократить содержание побочных компонентов на дальнейших этапах переработки нитридного ядерного топлива, перевести плотные спеченные образцы нитридного топлива в микродисперсный порошок, что позволит существенно ускорить дальнейшие операции переработки топлива известными способами. 1 табл., 1 ил.
Изобретение относится к пирохимической переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и может быть использовано в процессе переработки металлического продукта операции электролитического рафинирования отработавшего ядерного топлива, содержащего актиниды и благородные металлы, путем включения в технологию замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) реакторов на быстрых нейтронах. Способ включает конверсию металлических урана и актинидов в хлориды путем химического растворения в хлоридном расплаве, в который порционно вводят хлорирующий агент, при этом в течение всего процесса извлечения актинидов из металлических продуктов ведут контроль расплава на содержание в нем хлорирующего агента и продукта извлечения актинидов, а также измеряют окислительно-восстановительный потенциал хлоридного расплава. Когда добавление свежей порции хлорирующего агента не приводит к смещению потенциала в отрицательную область, завершают процесс перехода урана из ядерного топлива в хлоридный расплав. Изобретение позволяет оперативно контролировать полноту конверсии актинидов из металлического продукта. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.
Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к способам переработки отработавшего ядерного топлива, и может быть использовано в технологии переработки отработавшего ядерного топлива в схеме замкнутого ядерного топливного цикла, извлеченного из тепловыделяющих элементов. Способ переработки нитридного отработавшего ядерного топлива в солевых расплавах включает его хлорирование в расплаве смеси хлоридов щелочных и/или щелочноземельных металлов, содержащей дихлорид кадмия. Хлорирование ведут в аппарате для переработки нитридного отработавшего ядерного топлива с использованием атмосферы инертного газа. В аппарате имеется нагреваемая зона, в которой размещен реактор с хлоридным расплавом и погруженным в него нитридным отработавшим ядерным топливом, а также расположенная под реактором холодная зона. В процессе хлорирования зону аппарата с реактором нагревают до температуры выше 700°С, нитридное отработавшее ядерное топливо выдерживают в расплаве до полного хлорирования, при этом холодную зону аппарата используют для кристаллизации образующегося при хлорировании металлического кадмия. Изобретение позволяет повысить степень конверсии нитридного ОЯТ в хлоридном расплаве до 100%. 1 з.п. ф-лы, 3 ил, 1 табл.
Способ отделения нитридного ядерного топлива от оболочки фрагментов тепловыделяющих элементов // 2732721
Изобретение относится к способу отделения отработавшего нитридного ядерного топлива от оболочки фрагментов тепловыделяющего элемента и может быть использовано в технологии переработки отработавшего нитридного ядерного топлива в составе технологии замкнутого ядерного топливного цикла. Фрагменты тепловыделяющих элементов вместе с оболочкой нагревают до температуры не менее 500 °С и выдерживают в газовой атмосфере, причем выдержку нагретых фрагментов тепловыделяющих элементов осуществляют в атмосфере азота. Техническим результатом является исключение присутствия химически агрессивного газа в процессе отделения нитридного ядерного топлива от оболочки фрагментов тепловыделяющих элементов, упрощение аппаратурного оформления способа, сокращение побочных компонентов на дальнейших этапах переработки нитридного ядерного топлива, также перевод плотных спеченных образцов нитридного топлива в микродисперсный порошок, что позволяет ускорить дальнейшие операции переработки топлива. 3 ил., 1 табл.
Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности, к технологии переработки отработавшего нитридного ядерного топлива и может быть использовано преимущественно в замкнутом ядерном топливном цикле (ЗЯТЦ). Способ включает конверсию компонентов нитридного топлива в хлориды при температуре не выше 750°С, путем химического растворения в хлоридном расплаве LiCl. Нитридные делящиеся материалы отделяют от продуктов деления, включающих нитрид ZrN при соотношении молей PbCl2 к сумме молей компонентов нитридного топлива 1,2-3. После завершения конверсии остаточный хлорирующий реагент удаляют путем его восстановления металлическим литием или актинидом. Изобретение позволяет полностью отделить нитридные делящиеся материалы от продуктов деления на первичной стадии их конверсии в хлориды, исключить дополнительные операции повторной переработки нитридного ядерного топлива и удалить остаточный хлорирующий реагент из расплава LiCl. 1 ил.
Способ переработки тепловыделяющих элементов // 2707562
Изобретение относится к ядерной энергетике. Способ переработки тепловыделяющих элементов с нитридным отработавшим ядерным топливом включает растворение их фрагментов до получения электролитного раствора, содержащего соединения актинидов, пригодного для их выделения. Растворение тепловыделяющих элементов с отработавшим ядерным топливом осуществляют хлорированием в хлоридном расплаве, содержащем хлорид PbCl2. Хлорирование ведут при температуре от 400 до 750°С. Изобретение позволит исключить стадию отделения оболочек ТВЭЛов от нитридного ОЯТ и обеспечить степень конверсии ОЯТ в хлориды актиноидов (в частности, хлорид UCl3) до 100% 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.
Установка для очистки галогенидных солей // 2696474
Изобретение относится к области химической технологии и может быть использовано для получения особо чистых галогенидных солей методом зонной перекристаллизации, применяемых, в частности, при пирохимической переработке ядерного топлива, химическом и электрохимическом синтезе элементов и соединений в получаемых солях. Установка содержит узел зонной перекристаллизации соли 1; систему подачи инертного газа, включающую блок подачи и очистки инертного газа 14, форвакуумный насос 15 и стационарную печь 16 перчаточного бокса 7; оборудование для осуществления вспомогательных действий с очищаемой солью, помещенное в перчаточный бокс 7 с инертным газом и содержащее измельчитель солей 8, весы аналитические 9, контейнер для хранения солей 10, нишу для хранения солей 11, реторту для сушки и переплавки солей; при этом узел зонной перекристаллизации соли 1 содержит контейнер с очищаемой солью 2, помещенный в кварцевую трубу 3, торцевые крышки 4 для герметизации контейнера 2, нагреватель 5, оснащенный устройством 6 для его перемещения вдоль кварцевой трубы 3, а перчаточный бокс 7 оснащен шлюзом 13, причем перчаточный бокс 7 и шлюз 13 выполнены с возможностью размещения в каждом из них узла перекристаллизации 1 и соединены между собой, а также с системой подачи инертного газа таким образом, что имеют единое газовое пространство. Технический результат заключается в минимизации контакта очищаемой соли с отличной от инертного газа атмосферой для всех операций очистки галогенидной соли, включая загрузку исходной соли в контейнер с очищаемой солью и выгрузку очищенной соли. 1 ил.
Изобретение относится к способам переработки нитридного отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Способ переработки нитридного отработавшего ядерного топлива в солевых расплавах включает катодное восстановление ионов урана, подготовку электролита в аппарате для переработки нитридного отработавшего ядерного топлива. Подготовку электролита проводят в атмосфере инертного газа непрерывным анодным растворением нитридного отработавшего ядерного топлива с их последующим электрохимическим восстановлением на жидком металлическом катоде в расплавленном хлоридном электролите при температуре не выше 500°С. Изобретение позволяет повысить ток электролиза, сократить время начала выделения компонентов ОЯТ на жидком металлическом катоде. 5 ил., 4 пр.
СИЛОИЗМЕРИТЕЛЬНОЕ УСТРОЙСТВО // 2296306
Изобретение относится к средствам измерений и контроля силовых воздействий
Изобретение относится к сварочной технике, в частности к устройству для наплавки изношенной поверхности деталей, имеющих форму вращения, и может быть использовано для восстановления опорных катков, колес гусеничных машин, кранов и других деталей различных диаметров
УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОПРЕДЕЛЕНИЯ УРОВНЯ ЖИДКОСТИ // 2286552
Изобретение относится к приборостроению и контрольно-измерительной технике для автомобильной промышленности и может использоваться для измерения уровня жидкости, преимущественно в резервуарах закрытого типа, например топлива в баке
Изобретение относится к сварочному производству, в частности к устройству для наплавки деталей, имеющих форму тел вращения, и может быть использовано при изготовлении и ремонте опорных катков, колес гусеничных машин, кранов и других изделий
