Патенты автора Волкович Владимир Анатольевич (RU)
Изобретение относится к области переработки облученного ядерного топлива, в частности пироэлектрохимической технологии переработки облученного ядерного топлива, на стадии переплава металлического урана. Предложен способ переплава металлического урана, содержащего примеси оксидов редкоземельных элементов, в котором в расплав металлического урана, содержащий примеси оксидов редкоземельных элементов, добавляют солевой флюс, выдерживают при температуре от 1200 до 1400°С в течение 3-4 часов до полного растворения оксидов редкоземельных элементов во флюсе, после чего осуществляют отделение солевой фазы от расплава металлического урана путём декантации. В качестве солевого флюса используют эквимольную смесь фторидов кальция и бария CaF2-BaF2 50-50 мол.% или смесь хлорида и фторида кальция CaCl2-CaF2 25-75 мол.%. Изобретение обеспечивает высокую степень очистки металлического урана от редкоземельных элементов за счет уменьшения содержания оксидов редкоземельных элементов в расплаве металлического урана, поступающего на электрорафинирование. 2 табл., 2 пр.
Изобретение относится к области получения соединений бериллия, а именно солевой смеси фторидов лития и бериллия, используемой для производства ядерного топлива, в частности топлива жидкосолевого ядерного реактора. Способ получения смесей Li2BeF4-LiF из металлического бериллия характеризуется тем, что синтез осуществляют взаимодействием раствора плавиковой кислоты, взятого с 25% избытком от стехиометрически необходимого количества и разбавленного бидистиллированной водой, и карбоната лития во фторопластовой емкости, при этом раствор постоянно перемешивают мешалкой, после чего вносят металлический бериллий в виде стружки или кускового материала, после окончания реакции смесь сначала выпаривают досуха при постоянном перемешивании пульпы, а затем сушат под вакуумом при температуре 160-210°С. Технический результат заключается в упрощении способа за счет небольшого количества технологических операций, а использование в качестве исходного вещества металлического бериллия удешевляет процесс производства смесей Li2BeF4-LiF. 1 ил., 4 табл., 2 пр.
Изобретение относится к ядерному топливу, в частности к топливу энергетического реактора-размножителя на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава.
Топливная композиция содержит (мас.%): хлорид калия - 24 + хлорид магния - 16 + тетрахлорид тория - 30 + трихлорид плутония - 30 и при рабочей температуре 550-560°С имеет плотность 2,53 г/см3. В качестве примера приведены расчетные данные для ядерного реактора мощностью 400 МВт(эл.) с габаритами AЗ (D=H=180 см): объем активной зоны =4578120 см3, масса ее солевого наполнения =10772 кг. Коэффициенты воспроизводства урана-233 могут составить КВАЗ=0,3, а при использовании зоны воспроизводства из диоксида тория суммарное KB может достигать 1,2. Технический результат - возможность вывода ядерного реактора на режим использования урана-233, полученного в результате конверсии тория-232, с периодическим пополнением торием активной зоны.
Изобретение относится к области создания пирохимических технологий переработки облученного ядерного топлива, в частности оксидного.
Способ бестокового получения урана (V) в расплавленных хлоридах щелочных металлов (NaCl-2CsCl, NaCl-KCl, LiCl-KCl), содержащих ионы урана (VI), сущность которого заключается в выдержке в атмосфере над расплавом металлического циркония в качестве геттера при температуре 550-750°C в течение 180-250 минут. При этом происходит образование пятивалентной формы урана по реакции термического разложения хлорида уранила, ускоренной металлическим цирконием, о чем свидетельствуют записанные спектры поглощения расплава. Техническим результатом является возможность бестокового получения хлоридных расплавов с высоким содержанием пятивалентного урана без внесения посторонних компонентов в расплав.1 ил.
СПОСОБ ОЧИСТКИ ОБЛУЧЕННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА // 2499306
Настоящее изобретение относится к области переработки облученного ядерного топлива, в частности к пироэлектрохимической технологии переработки облученного ядерного топлива, к выделению электроположительных продуктов деления из технологических расплавов. Выделение электроположительных продуктов деления из расплавов хлоридов щелочных металлов происходит посредством химического восстановления электроположительных продуктов деления на металлическом молибдене. Выделение части электроположительных продуктов деления (циркония и ниобия) проходит по обменному механизму с образованием диоксидов циркония и ниобия. Молибден, перешедший в расплав, удаляют в виде пентахлорида молибдена барботированием газообразного хлора через солевой расплав. Изобретение позволяет обеспечить высокий процент извлечения электроположительных продуктов деления, реализацию более простой аппаратурной схемы, удешевление процессов переработки ядерного топлива. 1 з.п. ф-лы, 1 табл.
Изобретение относится к ядерному топливу, в частности к топливу энергетического реактора-размножителя на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава
Изобретение относится к энергетическим реакторам на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава
