Патенты автора Бугров Константин Владимирович (RU)

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 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. .
Предлагаемое изобретение относится к области обращения с радиоактивными отходами и облученным ядерным топливом и предназначено для улавливания радиоактивного йода и его соединений из газовой фазы в системах вентиляции и в системах йодной очистки атомных электростанций. Керамический высокопористый блочно-ячеистый сорбент представляет собой пористую основу из корундового блочного высокопористого ячеистого материала с размером ячейки 0,5-1,2 мм, с открытой пористостью от 85 до 90% и с активной подложкой из γ-оксида алюминия, нанесенного в количестве до 6,5 мас.%, пропитанную сорбционно-активным компонентом - азотнокислым серебром - до суммарного содержания AgNO3, равного 8-18 мас.%. Технический результат изобретения - повышение механической прочности в процессах эксплуатации и регенерации сорбента, его химической и коррозионной стойкости в агрессивных средах, увеличение пористости и объемной поверхности. Полученные керамические сорбенты обеспечивают в исследованном интервале температур (170-210оС) и расходов воздушного потока (12-600 л/час) эффективность очистки от CH3 131I с концентрацией в воздухе 3,6-290 мг/м3 в интервале 99,92-99,97%, что соответствует требованиям, предъявляемым к йодным сорбентам по коэффициенту очистки от радиойода, - не менее 103. Приведенные характеристики керамических высокопористых блочно-ячеистых сорбентов позволяют повысить производительность и уменьшить в несколько раз размеры аппаратов газоочистки, продлить срок эксплуатации сорбентов, повысить эффективность использования дорогостоящего серебра. 4 пр.
Изобретение относится к области химической технологии керамических высокопористых ячеистых материалов и предназначено для использования в процессах улавливания паров цезия при остекловывании высокоактивных отходов, высокотемпературной переработке облученного ядерного топлива, в производстве цезиевых источников ионизирующего излучения. Способ получения керамических блочно-ячеистых фильтров-сорбентов для улавливания газообразного радиоактивного цезия включает пропитку полиуретановой матрицы ячеистой структуры шликером, состоящим из инертного наполнителя - электроплавленного корунда, дисперсного порошка оксида алюминия и раствора поливинилового спирта, сушку и обжиг. на полученную корундовую матрицу со средним размером ячейки 0,5-1,5 мм наносят методом многократной пропитки и термообработки в интервале температур 600-700ºС сорбционно-активную композицию из смеси алюмозоля и кремнезоля, взятых в соотношении оксидов алюминия и кремния 30-35:70-65 мас.%, с добавлением 0,3-0,8 мас.% поливинилового спирта по отношению к сухому веществу композиции. Количество композиции составляет 21-45 мас.% от массы матрицы. Керамический блочно-ячеистый фильтр-сорбент радиоактивного цезия имеет открытую пористость 85-90 об.%, предел прочности при сжатии 2,5-4,0 МПа, удельную поверхность сорбционно-активного слоя 300-360 м2/г. В результате процесса хемосорбции на полученных фильтрах-сорбентах образуются устойчивые кристаллические алюмосиликаты цезия: CsAlSiO4 (кальсилит) и CsAlSi2O6 (поллуцит), сорбционная емкость составляет 0,16-0,32 г Cs2O/г фильтра-сорбента. Технический результат изобретения - повышение сорбционной емкости фильтра. 4 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.

Заявленное изобретение относится к способам обработки радиоактивных отходов, а именно к очистке платины в виде лома технологического оборудования, и может быть использовано для очистки вторичной платины от радиоактивного заражения плутонием. Заявленный способ включает нагрев лома вторичной платины с радиоактивными загрязнениями плутония во всем объеме и нерадиоактивными загрязнениями в виде металлических примесей в его поверхностном слое, которые содержатся в большем, чем плутоний, количестве. Перед нагревом лома примеси удаляют средствами гидрометаллургии, не разрушающими поверхность платины. Нагрев лома ведут до его расплавления с образованием радиоактивного конденсированного оксида плутония и совмещают его с индукционной плавкой платины для отделения ее от оксида плутония. Плавку ведут в присутствии флюсующих добавок с образованием расплава платины и шлака, содержащего оксид плутония, при отношении площади зеркала расплава к объему расплава 0,20-0,50 с частотой индукционного электромагнитного поля (20-66) кГц и воздушным дутьем на поверхность расплава при температуре (2049-2073) К в течение (1,0-1,3) ч. Затем шлак отделяют от платины. Техническим результатом является создание условий для облегчения образования оксида плутония и сохранения платины. 6 з.п. ф-лы, 1 табл.
Изобретение относится к области химической технологии производства радиоактивных изотопов медицинского назначения

 


Наверх