Патенты автора Рябков Дмитрий Викторович (RU)
Изобретение относится к области ядерно-химических, в частности радиохимических, технологий на различных стадиях ядерного топливного цикла (ЯТЦ). Способ концентрирования жидких радиоактивных отходов от экстракционной переработки высоковыгоревшего ядерного топлива АЭС включает частичное разрушение азотной кислоты в ходе непрерывного упаривания при подаче в кубовую часть выпарного аппарата циркуляционного типа раствора, содержащего восстановитель. В качестве восстановителя используют смесь формальдегида и муравьиной кислоты. Процесс осуществляют при задержке раствора в кубовой части аппарата с подачей в нее водного раствора смеси формальдегида и муравьиной кислоты или раствора муравьиной кислоты как восстановителя через 3-5 часов после начала процесса с использованием смеси формальдегида и муравьиной кислоты. Изобретение позволяет сократить использование пожарно-взрывоопасного реагента в непрерывном процессе упаривания отходов. 5 з.п ф-лы, 12 пр., 1 ил., 1 табл.
Группа изобретений относится к комплексу для иммобилизации радионуклидов из жидких ВАО. Комплекс для иммобилизации радионуклидов из жидких ВАО включает последовательно расположенные установку для синтеза неселективного сорбента, средства подачи сорбента, блок сорбции, систему отделения высокоактивного осадка от низко- или очень низкоактивного раствора, блок компактирования осадка. Блок компактирования состоит из узла сушки, механического пресса и печи для спекания и перевода осадка в устойчивую керамику. Установка для синтеза сорбента содержит три реакторных сосуда, два из которых имеют фторопластовую футеровку, также снабжена системами подогрева и терморегуляции, по меньшей мере, одним перемешивающим устройством и механизмом слива. Печь для спекания и перевода осадка в устойчивую керамику снабжена системой газоулавливания и приспособлением для продува газом. Блок сорбции и блок компактирования выполнены с возможностью расположения в «горячей камере». Имеется также способ переработки отходов, содержащих технеций, на комплексе иммобилизации радионуклидов из жидких ВАО. Группа изобретений позволяет осуществлять одностадийную иммобилизацию радионуклидов широкой номенклатуры. 2 н. и 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 6 пр.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к получению монофазных порошков солей актинидов, которые являются прекурсорами при создании таблеток ядерного топлива. Способ получения монофазных порошков солей актинидов включает непрерывное дозирование азотнокислого актинидсодержащего раствора и муравьиной кислоты в верхнюю зону цилиндрического обогреваемого реактора. Смешение реагентов происходит в тонкой пленке на теплообменной поверхности, где реакционную смесь непрерывно перемешивают лопастями ротора. Устройство для получения монофазных порошков солей актинидов включает вертикальный роторно-пленочный реактор, снабженный нагревателем, штуцеры для ввода реагентов и для отвода парогазовой фазы. Внутри реактора расположен ротор, выполненный с возможностью вращения, с закрепленными по всей его длине лопастями. Штуцер для ввода реагентов выполнен в виде тройника, а приемный бункер выполнен с возможностью присоединения к корпусу аппарата и снабжен нагревателем. Изобретение позволяет при компактности и простоте устройства получать сухие монофазные порошки солей актинидов за одну стадию, при этом обеспечивает повышение производительности, химической и ядерной безопасности процесса. 2 н. и 4 з.п. ф-лы, 6 ил.
Изобретение относится к области атомной энергетики. Способ переработки битумно-солевых радиоактивных компаундов, включающий их перевод в водно-битумную эмульсию с помощью органического растворителя из ряда предельных углеводородов, последующий риформинг водно-битумной эмульсии на твердой насадке в псевдоожиженном слое в присутствии окислителя при подаче перегретого пара и добавлении суспензии алюмосиликатного минерала, разложение органической фазы и выведение алюмосиликатного минерала, насыщенного радионуклидами, из аппарата риформинга, последующее отверждение выводимой фазы. Изобретение позволяет обеспечить сокращение массы и объема битумно-солевых радиоактивных компаундов для дальнейшего их захоронения. 10 з.п. ф-лы, 2 пр.
Изобретение относится к способу концентрирования радиоактивных отходов. Заявленный способ включает разрушение ионов аммония и/или азотной кислоты по реакции с формалином и ее регенерацию путем абсорбции и ректификации. Перерабатываемые растворы могут образовываться в различных гидрометаллургических технологиях ядерного топливного цикла. При этом переработка происходит в непрерывном режиме в выпарном аппарате с выносной греющей камерой при непрерывном упаривании раствора и естественной циркуляции кубового раствора. Под уровень раствора непрерывно подают формальдегид, вследствие чего происходит реакция разрушения азотной кислоты и/или ионов аммония, затем азотная кислота поглощается из нитрозных газов на орошаемых тарелках и образовавшиеся пары воды конденсируются, а окислы азота абсорбируются, после чего азотная кислота регенерируется по методу ректификации. Техническим результатом является проведение процесса в непрерывном режиме. 9 з.п. ф-лы, 5 ил., 6 пр.
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОБЛУЧЕННОГО ТОПЛИВА АЭС // 2535332
Заявленное изобретение относится к способу переработки облученного топлива АЭС. Заявленный способ включает совместное экстракционное извлечение урана, плутония, нептуния и технеция 30%-ным трибутилфосфатом в углеводородном разбавителе из азотнокислого раствора, промывку экстракта этих элементов раствором азотной кислоты, восстановительную реэкстракцию плутония и нептуния с отмывкой от урана с технецием комплексующим восстановителем - ацетогидроксамовой кислотой, селективную восстановительную реэкстракцию технеция раствором того же восстановителя с гидразином и реэкстракцию урана. При этом реэкстракцию технеция проводят во всем блоке его реэкстракции, дополнительно вводя в процесс уран(IV) в смеси с комплексующим восстановителем и гидразином, а процесс разделения урана и технеция проводят до полного извлечения урана (IV), обеспечив его распространение с экстрактом по блоку при отсутствии в реэкстракте технеция путем регулирования соотношения экстрагента и реэкстракта технеция при его отмывке от урана. Техническим результатам является повышение эффективности реэкстракции технеция. 3 з.п. ф-лы, 1 ил., 5 пр.
Изобретение относится к способу разрушения азотсодержащих соединений и фосфорсодержащих соединений и может быть использовано для переработки растворов, образующихся при производстве и переработке ядерного топлива, содержащих соединения восстановленного азота, а также фосфорсодержащие соединения, к которым относятся растворы от регенерации экстрагента и комплексоны, образующие при упаривании среднеактивных хвостовых растворов неразлагаемые остатки, что не позволяет направлять растворы на остекловывание. Предложенный способ включает окислительную обработку азотсодержащих соединений и фосфорсодержащих соединений азотной кислотой при нагревании в автоклаве при концентрации азотной кислоты от 1 до 8 моль/л и температуре 130-220°C в зависимости от прочности соединений. Техническим результатом является разрушение как неорганических, так и органических азотсодержащих и фосфорсодержащих соединений. 3 з.п. ф-лы, 4 пр.
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОЯТ АЭС // 2454742
Изобретение относится к технологии переработки отработанного ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС)
СПОСОБ РЕГЕНЕРАЦИИ АЗОТНОЙ КИСЛОТЫ // 2372279
Изобретение относится к радиохимической технологии, в частности, к способам регенерации азотной кислоты из хвостовых растворов переработки облученного ядерного топлива с очисткой ее в ходе ректификации от примесей более летучих кислот
Изобретение относится к области обращения с отработавшим ядерным топливом
