Патенты автора Корченкин Константин Константинович (RU)

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 области переработки жидких радиоактивных растворов, в частности к отверждению высокоактивных растворов, содержащих бериллий и другие стабильные и радиоактивные элементы. В качестве вещества для иммобилизации бериллия из высокоактивных растворов используют натрий алюмофосфатное стекло, имеющее общую формулу: Na2O-Me(I)2O-BeO-Al2O3-MeXOY-P2O5-BX1OY1-ElX2OY2, где: Me(I) – одновалентные металлы, за исключением натрия; Me – многовалентные металлы, за исключением бериллия и алюминия; El – неметаллы, за исключением фосфора и бора; Х, Х1, Х2, Y, Y1, Y2 – стехиометрические коэффициенты (1, 2, 3, 4, 5, 6, 7); при содержании, мас.%: Na2O + Me(I)2O – от 20 до 27; BeO – от 0,1 до 5; Al2O3 + MeXOY - от 15 до 23; P2O5 + B2O3 - от 50 до 57 (в том числе B2O3 от 0 до 6); ElX2OY2 – от 0 до 10. Изобретение позволяет получить химически стойкое и не пылящее вещество, способное включать бериллий. 4 табл.

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.
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 области переработки жидких радиоактивных отходов от регенерации облученного ядерного топлива
Изобретение относится к области переработки жидких радиоактивных растворов, содержащих радиоактивные изотопы цезия, и может быть использовано в радиохимической промышленности

 


Наверх