Патенты автора Алексеенко Владимир Николаевич (RU)

Изобретение относится к технологии переработки радиоактивных отходов, в частности загрязненной радиоактивными примесями отработавшей экстракционной смеси на основе трибутилфосфата в инертном разбавителе. Способ переработки отработавшей экстракционной смеси на основе трибутилфосфата включает термическую обработку экстракционной смеси в присутствии продукта разложения трибутилфосфата - двукратного мольного избытка оборотной фосфорной кислоты при температуре 190÷210°С в течение 10÷30 минут. Изобретение позволяет полностью разрушить структуру трибутилфосфата при температуре 190°-210°С. 3 табл.

Изобретение относится к радиохимической технологии, в частности к способам разделения нептуния и плутония экстракционными методами при переработке отработавшего ядерного топлива. Способ включает обработку исходного раствора, содержащего плутоний, нептуний реагентом-восстановителем, который восстанавливает плутоний до трехвалентного состояния, а нептуний до четырехвалентного. В качестве реагента-восстановителя используют раствор карбогидразида с концентрацией от 0,3 моль/л и выше. Продолжительность выдержки раствора для восстановления Np(VI) до Np(IV) до начала процесса экстракционного разделения в течение 270-300 минут при температуре 66°С. Изобретение позволяет упростить и повысить безопасность процесса отделения нептуния от плутония в аффинажных операциях технологии переработки отработавшего ядерного топлива. 2 н. и 3 з.п. ф-лы, 2 ил., 3 табл.

Изобретение относится к радиохимическим технологиям, а именно к способам растворения некондиционной твердотопливной композиции МОКС-топлива, представляющей собой смесь диоксидов урана и плутония или уран-плутониевый диоксид, прошедший спекание. Способ растворения некондиционной таблетированной продукции производства МОКС-топлива включает совместное растворение урана и плутония в концентрированной азотной кислоте. Некондиционный материал представляет собой смесь диоксидов урана и плутония или уран-плутониевый диоксид. Его переводят в мелкодисперсное состояние, затем обрабатывают 250-440 г/л раствором азотной кислоты при отношении массы некондиционного материала к объему азотной кислоты в интервале 1:(5÷7) с периодическим введением концентрированного раствора пероксида водорода при температуре 40-60°С. Изобретение позволяет растворять не менее 98% некондиционной таблетированной продукции производства МОКС-топлива с получением совместного уран-плутониевого нитратного раствора, который не содержит дополнительно внесенных ионов металлов, не входящих в состав МОКС-топлива, а также коррозионно-активных компонентов. 4 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области радиохимии и может быть использовано при производстве МОКС-топлива в технологии переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Регенерацию серебра из актиноидсодержащего азотнокислого раствора с концентрацией азотной кислоты 190-380 г/л проводят путем внесения восстановительных агентов, нейтрализации раствора, восстановления серебра до металла, разделения суспензии, промывки осадка и его растворения. В качестве восстановительных агентов используют карбогидразид и аскорбиновую кислоту. Мольное соотношение карбогидразида и аскорбиновой кислоты к содержащемуся в растворе серебру составляет (2,2÷6,1):1 и (0,9÷2,0):1. Восстановление ведут в процессе нейтрализации при температуре 15-25°С 8-15 моль/л раствором гидроксида щелочного металла, который дозируют со скоростью 2-20 об.%/мин до остаточной концентрации азотной кислоты в растворе 130-224 г/л. После нейтрализации полученную суспензию перемешивают 10-30 минут, а затем в донной части аппарата-осадителя проводят седиментацию осадка металлического серебра 60-360 минут. Декантируют 90-92% объема раствора, после чего промывают и растворяют осадок в азотной кислоте с получением азотнокислого раствора регенерата серебра. Изобретение позволяет извлечь серебро из актиноидсодержащих растворов с выходом в регенерат более 84% серебра, при проведении в одном аппарате операции осаждения, декантации маточного и промывного растворов, растворение осадка с получением азотнокислого раствора регенерата серебра. 7 з.п. ф-лы, 32 табл., 8 пр., 1 ил.

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для очистки рафината от америция, полученного на операции экстракционного аффинажа плутония в производстве смешанного уран-плутониевого топлива. Очистка азотнокислых растворов от америция включает соосаждение оксалата америция из растворов, содержащих соединения сопутствующих металлов, путем введения носителя и щавелевой кислоты, выдержку пульпы для формирования осадка, промывку полученного осадка, отделение осадка от маточного раствора и последующее прокаливание до смеси оксидов, содержащих америций. Перед введением носителя в азотнокислый раствор вводят бессолевой восстановитель, добавляют в качестве носителя уран (IV), который вводят в систему в виде азотнокислого раствора, стабилизированного гидразином, до достижения концентрации урана (IV) в конечной пульпе не менее 1 г/л. Способ позволяет упростить технологический процесс за счет расширения рабочего диапазона содержания азотной кислоты в исходном растворе при проведении операции осаждения, снизить содержание америция в исходном азотнокислом растворе за одну операцию совместного осаждения с оксалатом урана более чем в 9×103 раз и получить смесь оксидов урана и америция, пригодную для использования в составе топлива жидкосолевого реактора. 3 з.п. ф-лы, 1 ил., 2 пр.

Изобретение относится к технологии переработки радиоактивных отходов, в частности отработавших ионообменных смол. Способ переработки отработавших ионообменных смол, включающий обработку смолы окислителем при нагревании, отличающийся тем, что процесс растворения смолы проводят в среде ортофосфорной кислоты с периодическим внесением в реакционную среду окислителя или окислительной смеси при температуре 110-120°С и постоянном перемешивании. Изобретение позволяет полностью разрушить высокомолекулярную структуру ионообменной смолы окислителем или окислительной смесью и получение раствора, сохраняющего агрегатную стабильность при температуре 25-120°С в течение продолжительного периода. 8 з.п. ф-лы, 1 ил.
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к радиохимической переработке облученного ядерного топлива. Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих нитраты одно- и поливалентных катионов, включает упаривание ЖРО до солевого плава, добавление к кубовому остатку реагента, который является восстановителем нитрат-ионов, и термическую обработку кубового остатка с последующей кальцинацией. В качестве реагента-восстановителя используют дициандиамид (цианогуанидин). Изобретение позволяет повысить безопасность проведения процесса путем исключения выделения аммиака в процессе отверждения жидких радиоактивных отходов, уменьшить удельный расход восстанавливающего реагента по отношению к массе нитрата натрия в перерабатываемом растворе. 2 з.п. ф-лы, 1 пр.

Изобретение относится к экстракционной технологии переработки облученного ядерного топлива. Уран, плутоний и сопутствующие элементы экстрагируют из азотнокислого раствора, промывают экстракт, реэкстрагируют плутоний с частью урана, отмывают урановый экстракт от остатков плутония, нептуния и технеция, корректируют реэкстракт плутония по содержанию азотной кислоты и окисляют плутоний (III) до плутония (IV), повторно экстрагируют плутоний с частью урана, промывают экстракт повторной экстракции и повторно реэкстрагируют плутоний. Первую реэкстракцию плутония с частью урана осуществляют водным потоком, содержащим восстановители для плутония (IV) и технеция (VII) при высоком соотношении вплоть до O:В=35. Доочистку уранового экстракта проводят слабокислым раствором комплексона. Отработанный раствор комплексона направляют на промывку уран-плутониевого экстракта, к реэкстракту плутония-технеция добавляют концентрированную азотную кислоту до содержания не менее 3 моль/л и пропускают через колонну каталитического окисления с углеродным катализатором. Прошедший обработку реэкстракт направляют на аффинажный блок. Реэкстракт плутония с частью урана выводят из процесса, а органический поток направляют в головной экстрактор. Изобретение позволяет снизить объем жидких радиоактивных отходов. 5 з.п. ф-лы, 2 ил., 3 табл.

Изобретение относится к гидрометаллургической технологии переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), конкретно к осветлению малоконцентрированных суспензий, образующихся при растворении ОЯТ. Устройство для осветления суспензий фильтрованием содержит вертикальный корпус с равноплотной и разноразмерной загрузкой из металлосферического порошка с размером зерна 1,0 мм ≥D зерна ≥0,2 мм и уменьшением размера зерна по направлению движения осветляемого потока снизу вверх, нижнюю часть корпуса, в которой размещена фильтрующая загрузка, выполненную в виде цилиндра, а верхнюю - в виде усеченного конуса, штуцеры для ввода и вывода осветляемого потока, штуцеры для ввода и вывода регенерирующего потока. Фильтр снабжен входной камерой, в которой расположено комбинированное распределительное устройство, состоящее из набора кольцевых элементов с фиксированным расстоянием между элементами и ложного дна, разделяющего фильтрующую нагрузку и полость, образованную кольцевыми элементами. Общее проходное сечение кольцевых элементов превышает общее проходное сечение ложного дна, а расстояние между отдельными кольцевыми элементами меньше размера отдельного канала ложного дна. Технический результат: обеспечение осветления суспензий с восходящим движением осветляемого потока в ламинарном режиме с равномерным распределением потока по сечению фильтра и исключение попадания крупных частиц на распределитель потока. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ), в частности к процессам переработки азотнокислых растворов. Способ очистки регенерированной азотной кислоты от радиорутения включает выпаривание из рутенийсодержащего раствора азотной кислоты в испарителе, конденсацию паров и получение раствора регенерированной азотной кислоты. Выпаривание проводят в присутствии карбогидразида, обладающего совместно высокими каталитическими и восстановительными свойствами, радикально препятствующего переходу рутения в парогазовую фазу. Изобретение позволяет получение раствора азотной кислоты, очищенного от рутения до предельно допустимого уровня (не более 100 мкг/л), что позволяет повторно использовать регенерированную азотную кислоту в радиохимическом производстве без проведения дополнительных стадий очистки. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области атомной техники, в частности к оборудованию, применяемому при производстве смешанного уран-плутониевого топлива, а именно к устройству смотровых окон для радиационно-защитных камер, и предназначено для защиты персонала от смешанного (гамма и нейтронного) излучения при дистанционном проведении работ. Cмотровое радиационно-защитное окно состоит из металлического корпуса стеклопакета, бессвинцовых флинтовых стекол, состоящих из корпуса блока и стеклопластины, жидкостного блока, снабженного смотровыми стеклами и заполненного иммерсионно-защитной жидкостью. Смотровое радиационно-защитное окно устанавливают в оконный проем стенки защитной камеры. Изобретение позволяет повысить технологичность (уменьшить габаритные размеры, массу и число светоотражающих поверхностей) и обеспечить требуемое светопропускание в видимой области спектра. 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 2 табл.

Изобретение относится к гидрометаллургическим методам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ), в частности изобретение может быть использовано для стабилизации плутония(IV) в азотнокислых растворах при разделении актинидных элементов экстракционными способами. Cпособ получения раствора азотнокислой соли четырехвалентного плутония состоит в электрохимическом восстановлении на катоде раствора азотнокислой соли шестивалентного плутония в электролизере с разделенными анодным и катодным пространствами при температуре 25÷35°С и катодной плотности тока 3÷6 А/дм2. Изобретение позволяет достигать степени восстановления плутония (VI) до плутония (IV) 99,8%.
Изобретение относится к процессам растворения облученного ядерного топлива (ОЯТ), конкретно к растворению волоксидированного топлива, состоящего из высокодисперсных частиц. Способ растворения волоксидированного облученного ядерного топлива включает загрузку волоксидированного ОЯТ в корзину-контейнер с перфорированной обечайкой, перемещение корзины-контейнера в аппарат-растворитель, растворение топлива, опорожнение аппарата-растворителя и извлечение корзины-контейнера. Перед загрузкой волоксидированного ОЯТ на наружную поверхность обечайки корзины-контейнера наносят герметизирующий слой из материала, совместимого с ОЯТ и имеющего высокие показатели адгезии к металлической поверхности и внутренней когезии, быстро разрушаемый в начале растворения при контакте с реагентом-растворителем. Изобретение позволяет исключить потери ОЯТ и загрязнения технологических помещений и коммуникаций. 2 з.п. ф-лы, 1 пр.

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для очистки от америция рафината экстракционного передела производства смешанного уран-плутониевого топлива. Очистка азотнокислых растворов от америция включает соосаждение америция с оксалатом кальция из растворов, содержащих соединения сопутствующих металлов, с последующим прокаливанием до оксидов. Исходный америцийсодержащий раствор нейтрализуют до рН в диапазоне 0,7-1,2, после чего вносят кальцийсодержащий реагент до достижения его концентрации в растворе 1,5-3,5 г/л. В полученный раствор добавляют щавелевую кислоту и/или ее соль, в количестве не менее стехиометрического по отношению к сумме сопутствующих металлов с последующей выдержкой пульпы для формирования осадка. Полученный америцийсодержащий осадок отфильтровывают и промывают 0,5-50 г/л раствором щавелевой кислоты, имеющим рН в диапазоне 1-2. Изобретение позволяет проводить очистку азотнокислого рафината от америция, существенно снизить тепловыделение и активность рафината, подлежащего утилизации, а также получить америцийсодержащий компактный продукт, пригодный после термообработки как для утилизации, так и для дальнейшего извлечения америция. 4 з.п. ф-лы, 1 ил., 2 пр.

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.

Изобретение относится к способам переработки некондиционной таблетированной продукции производства МОКС-топлива до процесса спекания. Способ растворения некондиционной таблетированной продукции производства МОКС-топлива включает раздельное растворение урана и плутония. Некондиционный материал обрабатывают в токе инертного газа при температуре 400-450°С, проводят извлечение урана в раствор азотной кислоты с концентрацией от 90 до 180 г/л при температуре 81-95°С с последующим отделением образовавшегося азотнокислого раствора нитрата уранила. Ведут вскрытие плутонийсодержащего нерастворимого остатка в присутствии электролитически генерируемого двухвалентного серебра в растворе азотной кислоты с концентрацией от 240 до 360 г/л при температуре 30-40°С. Изобретение позволяет осуществить аффинаж плутониевого потока без проведения предварительных подготовительных операций и возвращать целевые компоненты в технологическую схему. 3 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 пр.

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 способу переработки жидких органических радиоактивных отходов и изоляции их от окружающей среды. Способ переработки жидких органических отходов включает отверждение жидких отходов путем добавления к отходам полимеров. Для изоляции от окружающей среды поверхность отвержденной полимерной композиции покрывают защитным слоем вещества-протектора. В качестве вещества-протектора используют парафиновые углеводороды или их смеси с числом атомов углерода не менее 18. Изобретение позволяет исключить миграцию токсичных и пожароопасных веществ из отвержденной композиции в окружающую среду. 2 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к способу извлечения америция из рафинатов от экстракционной переработки плутонийсодержащих азотнокислых растворов, проводимой с целью переочистки плутония. Способ включает подготовку растворов к экстракции, использование фосфиноксида разнорадикального (ФОР) в качестве экстрагента и реэкстракцию америция. Азотнокислый раствор, содержащий америций, нейтрализуют до остаточного содержания кислоты, отвечающего интервалу значений рН=1,5-2,5. Нейтрализацию проводят в две стадии. На первой стадии используют щелочной реагент, предпочтительно гидроксид или карбонат натрия с окончанием первой стадии при достижении рН=0,8-1,0. На второй стадии используют буферный реагент, предпочтительно аминоуксусную кислоту (глицин) в количестве, обеспечивающем в нейтрализованном растворе интервал значений рН=1,5-2,5. Из подготовленного раствора экстрагируют америций раствором ФОР в инертном разбавителе с последующей реэкстракцией америция из органической фазы. Операции экстракции и реэкстракции осуществляют в массообменных сепараторах при прямоточном движении фаз в сепарирующем слое. Техническим результатом является повышение извлечения и концентрирования америция. 2 з.п. ф-лы, 1 табл., 1 пр.
Изобретение относится к переработке азотнокислого актиноидсодержащего раствора. Способ включает очистку исходного азотнокислого актиноидсодержащего раствора от серебра путем восстановления в растворе серебра до металла в виде осадка дигидразидом угольной кислоты, отделение полученного осадка от осветленного раствора, количественное разложение восстановителя в осветленном растворе и сорбционное выделение актиноидов из осветленного раствора. Восстановление серебра из раствора дигидразидом угольной кислоты проводят при концентрации азотной кислоты 0,4-0,7 моль/л и температуре 81-92°С, при этом осветленный раствор корректируют азотной кислотой до концентрации 6-8 моль/л и нагревают до температуры 93-98°С. Обеспечивается очистка растворов от серебра до концентрации менее 100 мкг/л. 2 з.п. ф-лы, 2 пр.

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано в процессах производства смешанного оксидного ядерного топлива и переработки отработавшего ядерного топлива. Сущность изобретения заключается в укрупнении зерна осадка путем интеграции в его состав органического компонента при осаждении пероксидных соединений урана и плутония в присутствии аминокислоты, использовании в восстановительном процессе продуктов термического разложения аминокислоты с полным их удалением в газовую фазу в результате термообработки в газовом потоке, содержащем пары муравьиной кислоты. Изобретение позволяет упростить и повысить безопасность технологического процесса. 11 з.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретения могут быть использованы в технологии цветных металлов, при переработке промышленных растворов шлихообогатительных фабрик и аффинажных производств, в технологии производства и переработки отработавшего ядерного топлива. Способ включает нейтрализацию раствора, восстановление серебра до металла, отделение и растворение серебра в азотной кислоте. Нейтрализацию серебросодержащего раствора проводят несолеобразующим нейтрализующим агентом до pH 0,8-1,0, вносят комплексообразователь, содержащий одну и более аминогруппу и одну и более карбоксильную группу, и обеспечивают pH 1,0-2,5, вносят карбогидразид в качестве восстановителя. Выделение серебра в седиментируемые твердофазные формы осуществляют или в объеме раствора путем повышения температуры реакционной среды, или на развитой поверхности твердой фазы коллектора при пропускании серебросодержащего раствора с карбогидразидом через зернистый слой насадки при температуре 50-80°C. Изобретения обеспечивают упрощение процесса количественного отделения серебра из растворов, получение компактных твердофазных форм серебра, высокую селективность процесса по отношению к содержащимся в растворе актиноидам, получение концентрированных растворов регенерированного серебра. 2 н. и 15 з.п. ф-лы, 5 пр.

Изобретение относится к переработке облученного ядерного топлива. Способ переработки облученного ядерного топлива включает волоксидацию топлива, удаление из топлива молибдена, технеция и рутения, растворение топлива. Удаление молибдена, технеция и рутения осуществляют перекисно-щелочной перколяцией. Перколяция включает последовательно проводимые операции обработки волоксидированного топлива водным раствором перекиси водорода, разделения жидкой (Ж) и твердой (Т) фаз, промывки твердой фазы водой, разделения жидкой и твердой фаз, обработки твердой фазы водным раствором гидроксида натрия, разделения жидкой и твердой фаз, промывки твердой фазы водой и разделения жидкой и твердой фаз. Изобретение позволяет повысить извлечение молибдена, технеция и рутения из облученного ядерного топлива до его растворения. 3 з.п. ф-лы, 3 табл.

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. .

Изобретение относится к гидрометаллургической технологии переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), конкретно к осветлению малоконцентрированных суспензий, образующихся при растворении ОЯТ. Способ включает подачу очищаемого потока в корпус фильтра, пропускание потока через неподвижный слой фильтрующей зернистой загрузки, отвод очищенного потока из корпуса и регенерацию фильтрующей загрузки восходящим потоком, при этом фильтрующую зернистую загрузку формируют из равноплотного материала с полидисперсным гранулометрическим составом, преимущественно из коррозионно-стойкого металлосферического порошка, с диапазоном размера частиц 1,0 мм≥d≥0,2 мм и с расположением частиц фильтрующей загрузки с нарастающим сверху вниз размером зерна, а пропускание очищаемого потока осуществляют снизу вверх. Устройство для осветления суспензий фильтрованием содержит вертикальный корпус, в нижней части которого расположен дренажно-распределительный узел, штуцеры для ввода и вывода очищаемого потока, штуцеры для ввода и вывода регенерирующего потока и патрубок для загрузки фильтрующего материала, при этом осесимметричный корпус имеет сечение переменного диаметра, возрастающего по направлению движения потоков, а отношение максимального диаметра верхней части корпуса к минимальному диаметру его нижней части составляет не менее 2,75. В первом частном исполнении устройства нижняя часть корпуса, в которой размещается фильтрующая загрузка, выполнена в виде усеченного конуса, а верхняя часть - в виде цилиндра, при этом отношение полного объема устройства к объему, занимаемому фильтрующей загрузкой, составляет не менее 1,35. Техническим результатом является улучшение качества осветления суспензий, повышение грязеемкости, снижение объема регенерата и повышение полноты регенерации. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 2 ил., 1 табл.

Изобретение относится к комплексной переработке железистых редкометальных руд с получением пористого стекломатериала. Технический результат изобретения заключается в расширении сырьевой базы для получения стекломатериала. Шихту состава на основе руды, мас. %: SiO2 - 5,1; CaO - 0,9; Al2O3 - 5,2; MgO - 0,3; Fe2O3 - 54, MnO - 13,1; ZnO - 0,9; SrO - 0,4; P2O5 - 5,1; SO3 - 0,7; TiO2 - 0,9; Y2O3 - 0,3; ZrO2 - 0,06; BaO - 2,6; Nb2O5 - 0,9; La2O3 - 2,0; CeO2 - 3,1; Pr2O3 - 0,32; Nd2O3 - 0,97; ThO2 - 0,1, при содержании углерода до 0,5 мас.% сверх 100% плавят в слабо восстановительной среде при температуре 1300°C и при соотношении SiO2/CaO=5,6. Содержание Na2O в руде доводят до 3 мас.%. Происходит разделение расплава и удаление металлической высокофосфористой части расплава на основе железа. В оставшемся расплаве доводят содержание углерода до 15 мас.% сверх 100% углем для создания сильно восстановительной среды. Соотношение SiO2/CaO доводят до 0,9 известняком, повышают температуру до 1600°C, плавят до образования карбида кремния. Осуществляют разделение расплава на металлическую и силикатную части. Удаляют низкофосфористый чугун и охлаждают силикатную часть расплава термоударом для получения пористого химически активного стекломатериала, обогащенного окислами редкоземельных металлов, эффективного для дальнейшей переработки. 2 пр.
Изобретение относится к способу извлечения металлов, в частности редкоземельных металлов и марганца, из силикатных шлаков. Способ включает измельчение шлака и выщелачивание. Для предотвращения образования нефильтруемых пульп, обусловленных гелеобразованием кремнекислоты, шлак предварительно смешивают с концентрированной кислотой (азотной или соляной), взятой в количествах, необходимых для нейтрализации шлака, пульпу выдерживают в течение 1-2 часов. При этом происходит выщелачивание ценных элементов, а образующаяся кремниевая кислота коагулирует, образуя крупные агломераты. После этого массу дополнительно измельчают и выщелачивают водой. На этой стадии в раствор вымываются все соли, а гели не образуются. Далее раствор отделяют фильтрацией или центрифугированием и перерабатывают известными гидрометаллургическими методами, а твердый силикатный продукт направляют в отвал. Техническим результатом является устранение энергоемкого процесса выпарки при кислотном вскрытии силикатов. 4 пр.
Изобретение относится к области регенерации плутония из отработанного ядерного топлива водными методами. Предложен способ реэкстракции плутония из органического раствора трибутилфосфата, содержащего плутоний в четырехвалентном состоянии, в водный азотнокислый раствор осуществляют путем контактирования указанного органического раствора с водным раствором, содержащим азотную кислоту, карбогидразид в качестве восстановителя, переводящего плутоний в трехвалентное состояние, и аминокарбоновую кислоту. В качестве аминокарбоновой кислоты может использоваться глицин с концентрацией от 0,2 до 0,5 моль/л в растворе восстановителя. В растворе восстановителя содержание азотной кислоты поддерживается в диапазоне от 0,25 до 1,5 моль/л. Технический результат - достижение высокой полноты реэкстракции плутония из органического раствора трибутилфосфата (ТБФ) при снижении концентрации восстановителя и увеличении диапазона рабочей концентрации азотной кислоты. 2 з.п. ф-лы, 1 табл., 2 пр.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки отработавшего ядерного горючего, и может быть использовано в технологической схеме переработки ОЯТ. В заявленном изобретении извлечение урана и плутония в раствор трибутилфосфата в инертном разбавителе проводят в две последовательные стадии, первую из которых проводят в запредельном режиме, и образующийся при этом водный поток, содержащий от 15% до 50% суммы извлекаемых элементов, на второй стадии обрабатывают дополнительным потоком оборотного экстрагента в режиме полного извлечения элементов. Органические потоки, полученные после первой обработки и после второй обработки, объединяют и объединенный поток направляют на последующие операции. Техническим результатом является достижение более высоких коэффициентов очистки целевых компонентов от продуктов деления и сокращение объема радиоактивных отходов. 2 з.п. ф-лы, 2 табл.
Изобретение относится к способам экстракционной переработки регенерированного урана с целью очистки от технеция-99, являющегося бета-активным излучателем

Изобретение относится к области переработки жидких и пульпообразных радиоактивных отходов (РАО), образующихся при регенерации облученного ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в радиохимической промышленности
Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к области переработки отработавшего ядерного топлива
Изобретение относится к способам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) с целью выделения и локализации трития и может быть использовано в атомной промышленности при переработке ОЯТ

Изобретение относится к химической технологии, в частности к способу проведения массообмена в системе двух несмешивающихся жидкостей для концентрирования и очистки компонентов и устройству для его осуществления

Изобретение относится к химической технологии, конкретно - к технологии переработки отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к способам экстракционной переработки регенерированного урана, его очистке от бета-активного технеция-99 и может быть использовано в атомной промышленности при проведении аффинажа урана
Изобретение относится к области регенерации плутония из отработанного ядерного топлива (ОЯТ) водными методами
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в технологических схемах переработки ОЯТ

Изобретение относится к гелиотехнике, а именно к комбинированным солнечно-энергетическим станциям для получения тепла и электричества
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки отработавшего ядерного горючего, и может быть использовано в технологической схеме переработки ОЯТ

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к области переработки отработанного ядерного топлива

Изобретение относится к перестраиваемым полосно-пропускающим фильтрам (ППФ) приемников и передатчиков

 


© Патентный поиск, поиск патентов на изобретения - FindPatent.RU 2012-2024
Политика конфиденциальности
Наверх