Патенты автора Ворошилов Юрий Аркадьевич (RU)

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано в процессе экстракционного аффинажа плутония. Способ экстракционного концентрирования и очистки плутония включает экстракцию плутония из потока питания, промывку экстракта и реэкстракцию плутония, корректировку состава реэкстракта, повторную экстракцию плутония оборотным экстрагентом из откорректированного реэкстракта, повторную реэкстракцию плутония с выводом реэкстракта из процесса в качестве продуктового потока, переработку рафината повторной экстракции на стадии извлечения плутония из потока питания и присоединение органического потока после повторной реэкстракции к промытому экстракту от первой экстракции. Первую экстракцию и промывку экстракта осуществляют при температуре 30-50°С. Реэкстракт, содержащий плутоний (III), перед выводом из цикла обрабатывают в противотоке оборотным экстрагентом при соотношении потоков фаз О:В≥1,4 с присоединением получаемого экстракта к экстракту, поступающему с операции повторной экстракции. Изобретение позволяет повысить очистку плутония от четырехвалентных актиноидов. 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 3 табл.

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 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.

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 химической технологии производства радиоактивных изотопов медицинского назначения
Изобретение относится к области химической технологии выделения радионуклидов
Изобретение относится к области химической технологии производства радиоактивных изотопов медицинского назначения

 


Наверх