Патенты автора Петров Юрий Юрьевич (RU)
Изобретение относится к области ядерной энергетики. Способ экстракционной переработки высокоактивных отходов с фракционированием радионуклидов включает их нейтрализацию. Фракционирование ТПЭ и РЗЭ с выведением цезиево-стронциевой фракции, последующую экстракцию урана, плутония, нептуния, циркония и/или технеция и их разделение в рамках модифицированного Пурекс-процесса проводят в едином экстракционном цикле с использованием общего экстрагента с концентрацией не менее 40% по объему. Экстракцию нитратов РЗЭ и ТПЭ проводят из кубового остатка упаривания высокоактивного рафината Пурекс-процесса или рафината извлечения плутония из отходов рефабрикации топлива, содержащего плутоний, понижение кислотности которого до остаточного содержания 0,1-2,0 моль/л азотной кислоты проводят путем ее экстракции после растворения в кубовом растворе от упаривания рафината металлов, сплавов, оксидов или карбонатов металлов. В ходе экстракции для фракционирования ТПЭ и РЗЭ подают раствор азотной кислоты в зону ввода экстрагента, а поток от промывки экстракта выводят отдельно с дополнительной промывкой экстрагентом. Изобретение позволяет в едином экстракционном цикле с использованием единого экстрагента осуществлять выделение урана, плутония, нептуния, а также фракции ТПЭ и РЗЭ. 7 з.п. ф-лы, 2 пр., 3 табл., 3 ил.
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 атомной энергетики, а именно к системам пассивного отвода тепла из внутреннего объема защитной оболочки водо-водяного энергетического реактора (СПОТ ЗО), и предназначено для охлаждения защитной оболочки реактора путем естественной циркуляции охлаждающей воды в контуре системы. Система включает, по меньшей мере, один контур циркуляции охлаждающей воды, содержащий теплообменник внутри объема защитной оболочки, включающий верхний и нижний коллекторы, соединенные теплообменными трубками, подъемный и опускной трубопроводы, связанные с теплообменником, емкость запаса охлаждающей воды, размещенную выше теплообменника вне объема защитной оболочки и соединенную с опускным трубопроводом, паросбросное устройство, соединенное с подъемным трубопроводом. При этом верхний и нижний коллекторы теплообменника разбиты на секции теплообменных трубок, исходя из условия: L/D≤20, где L - длина секции коллектора, D - внутренний диаметр коллектора. Технический результат - повышение эффективности теплоотвода, устойчивости потока в контуре и, как следствие, надежности работы системы. 9 з.п. ф-лы, 3 ил.
СПОСОБ СЕЛЕКТИВНОГО ИЗВЛЕЧЕНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ ИЗ РАДИОАКТИВНЫХ АЗОТНОКИСЛЫХ РАСТВОРОВ (ВАРИАНТЫ) // 2522544
Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при производстве «реакторного» 99Мо как генератора 99mТc биомедицинского назначения, а также при анализе технологических растворов для предварительного выделения Мо или Мо и Zr при экстракционной переработке растворов технологии отработавшего ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС). Описаны варианты способов селективного экстракционного извлечения значительной части молибдена или совместно молибдена и циркония из радиоактивных растворов с получением экстракта. Перерабатываемый радиоактивный раствор обрабатывают экстрагентом, представляющим собой трудно растворимый в водной фазе спирт, в присутствии экстрагируемого комплексообразователя, в качестве которого могут быть использованы гидроксамовые кислоты с числом углеродных атомов 6-12, что обеспечивает достаточно полное извлечение молибдена и циркония в органическую фазу. Из экстракта выделяют молибден или молибден и цирконий в компактном виде сублимацией или реэкстракцией. Технический результат - получение экстракта, очищенного от альфа- и гамма-радиоактивных примесей более чем в 100 раз, и последующее раздельное выделение радионуклидов из экстракта, совмещенное в заключительной стадии процесса с регенерацией экстрагента. 2 н. и 15 з.п. ф-лы, 2 табл., 12 пр.
Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива
Изобретение относится к пищевой и фармацевтической промышленности, в частности к способу изготовления индикатора на полимерной пленке для контроля срока хранения пищевых продуктов и фармацевтических препаратов по времени обесцвечивания электрохромного слоя, и может быть использовано с целью контроля качества пищевых и фармацевтических продуктов
