Патенты автора Лумпов Александр Александрович (RU)
Группа изобретений относится к области радиохимии и радиофармацевтики. Первое изобретение представляет собой композицию для изготовления радиофармпрепарата на основе альфа-излучающих нуклидов, включающую водный раствор соли радионуклида из ряда: радий-223, радий-224, актиний-225 и их дочерние нуклиды, отличающуюся тем, что в качестве водного компонента она содержит воду, обедненную по кислороду-18 с содержанием кислорода-18 от 0,1% до 0,002% и по кислороду-17 с содержанием кислорода-17 от 0,0185% до 0,00037%. Второе изобретение - способ изготовления радиофармпрепарата на основе альфа-излучающих нуклидов: радия-223, радия-224, актиния-225 и их дочерних нуклидов, отличающийся тем, что для изготовления радиофармпрепарата используют указанную композицию. Техническим результатом является снижение плотности нейтронного излучения от композиций на основе альфа-излучающих нуклидов, что позволяет обеспечить безопасные условия хранения, транспортировки и использования в медицинской практике препаратов на основе радия-223, радия-224, актиния-225. 2 н. и 1 з.п. ф-лы, 1 пр.
Способ получения высокочистого радия-223 // 2752845
Изобретение относится к области ядерной медицины и может быть использовано для получения изотопа радий-223 медицинской чистоты. Способ заключается в предварительной глубокой очистке тория-227 от материнского актиния-227 на сильном анионите (АВ-17) за счет элюирования последнего 8 моль/л азотной кислотой, смыве тория-227 с анионита в минимальном объеме элюата, что достигается использованием в качестве элюата 2 моль/л соляной кислоты. Далее переводят торий в раствор 8 моль/л азотной кислоты и выделяют накопленный после определенной выдержки радий-223 на анионите элюированием 8 моль/л азотной кислотой. Техническим результатом является возможность гарантированно не допустить загрязнения препарата радия-223 актинием-227 и минимизировать его загрязнение продуктами деструкции органических носителей.
СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ ТАБЛЕТИРОВАННОГО ТОПЛИВА ДЛЯ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ ЭЛЕМЕНТОВ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ // 2701542
Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к способу изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов на быстрых и тепловых нейтронах. Способ включает подготовку пресс-порошка, содержащего диоксид урана или диоксид урана и диоксид плутония в количестве до 20 мас.% в смеси диоксидов урана и плутония, смешение полученной смеси с сухим связующим, в качестве которого применяют стеарат уранила [UO2(C17H35COO)2], прессование, термическое удаление связующего и спекание таблетированного топлива в газообразной восстановительной среде. Изобретение обеспечивает получение таблетированного топлива с требуемыми характеристиками, упрощение технологического процесса получения топлива, снижение рисков нарушения процесса и исключение чужеродных компонентов в топливной композиции. 1 з.п. ф-лы, 1 табл., 1 пр.
Изобретение относится к способам получения смешанного уран-плутониевого ядерного топлива. В заявленном способе раствор нитратов металлов (0,3-5 моль/л HNO3) смешивают с раствором восстановителя и/или комплексообразующего реагента и подают через форсунку аппарата аэрозольной сушки, обеспечивающего прогрев реакционной смеси выше температуры разложения реагентов и образующихся комплексов металлов (>400°С). Количество комплексонов выбирается исходя из условий полного замещения нитрат-иона в координационной сфере металлов. В ряде случаев предварительное смешивание растворов нежелательно из-за сильного газовыделения и/или выпадения осадков. В таких случаях раствор нитратов металлов и раствор реагентов подают в форсунку аппарата раздельно, где они смешиваются до распыления. Для получения оксидов актинидов в низковалентном состоянии и твердых растворов оксидов актинидов на основе диоксида урана в качестве среды в аппарате аэрозольной сушки используют инертные газы или их смеси. Техническим результатом является возможность получения оксидов металлов из нитратных растворов в одну стадию, в том числе получения твердых растворов оксидов актинидов на основе диоксида урана без применения водорода, а также увеличение безопасности и упрощение способа получения оксидов металлов, в том числе и смешанных оксидов актинидов. 6 з. п. ф-лы.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способам получения смешанного уран-плутониевого ядерного топлива на базе диоксидов UO2 и PuO2, получившего название МОХ (Mixed-Oxide) топлива. Азотнокислый раствор нитратов актинидов смешивается с раствором муравьиной кислоты, полученный раствор высушивается в токе воздуха или инертной атмосфере при температуре до 140°С до твердой смеси формиатов указанных элементов, и затем полученная смесь прокаливается в инертной атмосфере при температурах 400-450°С для разложения формиатов. Изобретение позволяет снизить температуры термической обработки и исключить использование водорода, что приведет к увеличению безопасности и упрощению способа получения смешанных оксидов актинидов. 3 з.п. ф-лы.
Изобретение относится к области переработки отходов радиохимической промышленности и, в частности, к способам утилизации фильтрующих материалов
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ НИТРАТОВ АКТИНИДОВ // 2446493
Изобретение относится к неорганической химии, в частности к способу получения азотнокислых солей урана и актинидов
Изобретение относится к области радиохимической технологии и связано с разработкой способов получения фармацевтических препаратов на основе радиоактивных изотопов
