Патенты автора Яковлев Николай Геннадьевич (RU)
Изобретение относится к изготовлению стекла для активной части источников ионизирующего излучения на основе цезия-137. В качестве материала активной части ИИИ на основе цезия-137 предлагаются цезийборосиликатные стекла, которые помимо основных компонентов (оксиды цезия, бора и кремния) содержат такие дополнительные компоненты оксиды титана, кальция, лития, цинка в концентрациях, мас.%: Cs2O 40-48; SiO2 39-40; В2О3 6-10; TiO2 0,5-5,0; СаО 0,5-1,5; Li2O 2-3; ZnO 0,5-2. Метод формирования активных частей источников излучения включает смешение сухой соли нитрата цезия-137 и смеси флюсующих компонентов с последующим нагреванием полученной шихты до температуры варки стекла 1100±50°С со скоростью не более 10°/мин. с выдержкой расплава стекломассы в течение 1-2 ч. Готовое стекло измельчается, засыпается в графитовые формы. Формы со стеклом нагреваются до температуры 1100±50°С, формируя активную часть, затем остужаются и передаются на сборку источника излучения. Техническим результатом является создание стекла, обладающего высокой химической устойчивостью, способностью формоваться в графитовых матрицах при относительно невысокой температуре варки стекломассы (1100±50°С). 2 н.п. ф-лы, 5 табл.
Изобретение относится к области химической технологии утилизации высокорадиоактивных растворов, получаемых при переработке облученного ядерного топлива, а именно к составам экстракционно-хроматографических материалов импрегнированного типа для селективного выделения и очистки прометия-147 от сопутствующих РЗЭ из азотнокислых растворов, которые состоят из двух компонентов при следующем содержании: 1-50 мас.% фосфорилподанда - производного 1,5-бис[2-(оксиалкоксифосфорил)-4-(этил)]фенокси-3-оксапентана формулы
,
где R представляет собой алкил C3-C12, и 99-50 мас.% макропористого сферически гранулированного сополимера стирола с дивинилбензолом с размером гранул 40-400 мкм. Технический результат - состав нового высокоэффективного экстракционно-хроматографического материала для селективного выделения и очистки прометия-147 от сопутствующих РЗЭ из азотнокислых растворов. 6 ил., 1 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 области изготовления источников ионизирующего излучения (ИИИ) на основе изотопов цезия и может быть использовано в технологии остекловывания радиоактивных отходов
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
ЦЕЗИЙСОДЕРЖАЩЕЕ РАДИОАКТИВНОЕ ВЕЩЕСТВО // 2284067
Изобретение относится к области переработки жидких радиоактивных растворов, содержащих радиоактивные изотопы цезия, и может быть использовано в радиохимической промышленности
