Патенты автора Ремез Виктор Павлович (RU)

Изобретение относится к технологии обращения с жидкими радиоактивными растворами ядерного топливно-энергетического цикла и может быть использовано в процессе переработки жидких радиоактивных отходов. Способ последовательной дезактивации радиоактивных растворов включает удаление из растворов радионуклидов с применением селективных сорбентов. Радиоактивный раствор, находящийся в баке хранилища жидких радиоактивных отходов, перекачивают в емкость, содержащую селективные сорбенты. Очищенный от радионуклидов раствор возвращают обратно в бак хранилища жидких радиоактивных отходов, причем эту процедуру повторяют последовательно несколько раз до насыщения селективных сорбентов радионуклидами. Изобретение позволяет повысить радиационную защиту обслуживающего персонала в процессе производства, исключить образование промывных вод, возникающих при работе фильтр-элементов. 6 з.п. ф-лы.
Изобретение относится к области фармацевтики, а именно фармакологической композиции для лечения железодефицитной анемии (ЖДА), содержащей сульфат железа(II), отличающейся тем, что она дополнительно содержит гексацианоферрат железа-калия-натрия, сульфат калия и микроцеллюлозу при следующем соотношении компонентов, мас.%: KNaFe[Fe(CN)6] - от 20 до 65; FeSO4 - от 2 до 10; K2SO4 - от 2 до 15; микроцеллюлоза – остальное. Техническим результатом заявляемого изобретения является создание фармакологической композиции для лечения ЖДА, которая сочетает высокую лечебную эффективность, хорошую переносимость и низкую токсичность по сравнению с существующими препаратами. 3 пр.
Изобретение относится к переработке борсодержащих радиоактивных растворов, образующихся при эксплуатации атомных электростанций (АЭС). Технический результат заявляемого изобретения заключается в обеспечении полного рециклинга борной кислоты после ее использования в технологических процессах работы АЭС, а именно в изготовлении из нее товарных боратных продуктов, соответствующих всем критериям, предъявляемым к боратным материалам, используемым в промышленности. Для достижения указанного технического результата предлагается способ полного рециклинга борной кислоты, использованной на АЭС для управления интенсивностью цепной ядерной реакции, включающий очистку борной кислоты после ее использования в теплоносителе первого контура АЭС от радионуклидов с использованием сорбентов, причем, после использования борной кислоты в теплоносителе первого контура АЭС, минуя очистку на ионообменных фильтрах, борную кислоту очищают от радионуклидов селективными неорганическими сорбентами, после чего из полученного радиохимически чистого раствора борной кислоты изготавливают товарный боратный продукт, а снижение количества изотопа бор-10 в теплоносителе первого контура компенсируют добавлением необходимого количества новой борной кислоты, не использованной ранее на АЭС для управления интенсивностью цепной ядерной реакции. 5 з.п. ф-лы, 6 пр.

Изобретение относится к водоподготовке, а именно к способу очистки воды от радона и дочерних продуктов распада радона. Способ включает фильтрацию очищаемой воды через сорбирующий материал и промывку сорбирующего материала водой, нагретой до температуры не более 90°С, сбор и выдержку промывных вод в емкости-сборнике до распада радона и короткоживущих дочерних продуктов радона. При этом после выдержки в емкости-сборнике промывные воды очищают от долгоживущих продуктов распада радона, фильтруя через дополнительный фильтр, содержащий неорганический сорбирующий материал в виде гидратированных оксидов циркония или марганца. Предложенный способ позволяет достичь дезактивации промывных вод, образующихся при очистке воды от радона и дочерних продуктов распада радона. 1 ил., 2 пр.
Изобретение относится к технологии обращения с жидкими радиоактивными отходами ядерного топливно-энергетического цикла и может быть использовано в процессе переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Способ ионоселективной дезактивации радиоактивных растворов включает отделение от жидкой фазы шламов, коллоидов и взвешенных частиц, удаление из жидкой фазы раствора радионуклидов с применением селективных сорбентов и последующее отведение из емкости через фильтр-элемент раствора, очищенного от радионуклидов, шламов, коллоидов и взвешенных частиц. Оставшиеся в емкости шламы, коллоиды, взвешенные частицы и отработавшие сорбенты осушают, удаляя из емкости свободную жидкость. Изобретение позволяет снизить дозовую нагрузку на персонал во время ионоселективной дезактивации радиоактивных растворов. 5 з.п. ф-лы.
Изобретение относится к переработке борсодержащих радиоактивных растворов, образующихся при эксплуатации атомных электростанций (АЭС). Способ рециклинга борной кислоты, использованной на АЭС для управления интенсивностью цепной ядерной реакции, заключается в том, что борную кислоту очищают от радионуклидов металлов с использованием ионообменных смол. Затем раствор борной кислоты доочищают от анионных комплексов радионуклидов сурьмы и/или серебра селективными сорбентами. Из полученного радиохимически чистого раствора борной кислоты изготавливают товарный боратный продукт. Изобретение обеспечивает рециклинг борной кислоты после ее использования в технологических процессах работы АЭС, а именно изготовление из нее товарных боратных продуктов, соответствующих всем критериям, предъявляемым к боратным материалам, используемым в промышленности. 5 з.п. ф-лы.
Изобретение относится к технологии переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), содержащих, в том числе, изотопы трития, образующихся на различных объектах атомной промышленности, а также при выводе таких объектов из эксплуатации. Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития, включает удаление из жидких радиоактивных отходов радиоактивных веществ с получением низкоактивного раствора и введение в полученный низкоактивный раствор вяжущего для приготовления бетонной смеси, соответствующей строительным, радиоэкологическим и санитарно-гигиеническим требованиям. Низкоактивный раствор, до внесения в него вяжущего, очищают от компонентов, ухудшающих технические характеристики получаемой бетонной смеси. Изобретение позволяет упростить технологический процесс переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития, за счёт исключения сложных и длительных операций, связанных с испытаниями бетонной смеси. 11 з.п. ф-лы.
Изобретение относится к технологии переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Способ переработки ЖРО, содержащих, в том числе, изотопы трития, включающий удаление из жидких радиоактивных отходов радиоактивных веществ с получением низкоактивного раствора, кондиционирование удаленных радиоактивных веществ в форму, удовлетворяющую критериям приемлемости для захоронения. В полученный низкоактивный раствор вводят вяжущее и заполнитель для приготовления бетонной смеси и готовят бетонную смесь, соответствующую строительным, радиоэкологическим и санитарно-гигиеническим требованиям. Изобретение позволяет упростить технологический процесс переработки ЖРО, содержащих, в том числе, изотопы трития, за счет исключения сложных и энергоемких операций. 5 з.п. ф-лы, 3 табл., 6 пр.
Изобретение относится к устройствам для обеспечения радиационной безопасности. Экранирующая система защиты от излучений состоит из полых модулей, соединенных друг с другом и образующих экран. Каждый из модулей имеет, по меньшей мере, одно отверстие для заполнения модуля наполнителем. Каждый из модулей представляет собой контейнер, выполненный из листового материала, внешняя и внутренняя стенки которого изогнуты по радиусу и параллельны. В поперечном сечении боковые стенки контейнера имеют выступы. Причем на одной из боковых стенок часть выступа является продолжением внешней стенки, а на другой боковой стенке часть выступа является продолжением внутренней стенки. Выступы являются полыми и являются частью контейнера. Изобретение позволяет упростить конструкции сборно-разборной экранирующей системы за счет уменьшения количества ее составных частей, уменьшения площади, занимаемой экраном, и уменьшения пространства между экраном и емкостью. 2 з.п. ф-лы.
Изобретение относится к технологии переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Способ очистки жидких радиоактивных отходов включает фильтрацию, окисление жидких радиоактивных отходов с получением окисленного потока, его фильтрацию, микрофильтрацию и очистку от радионуклидов путем подачи фильтрата в емкость с гранулированными селективными сорбентами. После окисления перед фильтрацией в окисленный поток вносят селективный сорбент, причем сорбент вносят в жидкие радиоактивные отходы только после стадии окисления. Изобретение позволяет повысить эффективность способа переработки жидких радиоактивных отходов за счет сокращения объема радиоактивных отходов, требующих специального хранения. 2 пр.
Изобретение относится к технологии переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Способ очистки жидких радиоактивных отходов включает фильтрацию, окисление жидких радиоактивных отходов с получением окисленного потока, его фильтрацию, микрофильтрацию и очистку от радионуклидов путем подачи фильтрата в емкость с гранулированными селективными сорбентами. После окисления перед фильтрацией в окисленный поток вносят селективный сорбент в виде суспензии. Причем сорбент вносят в жидкие радиоактивные отходы только после стадии окисления. Изобретение позволяет повысить эффективность способа переработки ЖРО за счет сокращения объема радиоактивных отходов. 2 пр.

Группа изобретений относится к радиоаналитической химии и может быть использовано для контроля содержания радионуклидов в пресной и морской воде, в моче людей, пострадавших от радиационных инцидентов, и в пробах различных технологических растворов. Способ определения содержания радионуклидов в водных растворах включает извлечение радионуклидов из водных растворов путем фильтрации раствора через камеру-колонку, заполненную селективным сорбентом, зафиксированным с двух сторон внешней и внутренней сетками, причем через внешнюю сетку водный раствор поступает в камеру-колонку, через внутреннюю сетку водный раствор вытекает из камеры-колонки, сушку селективного сорбента, измерение активности концентрата радионуклидов, причем перед измерением активности концентрата радионуклидов слой сорбента перемещают вплотную к внешней сетке, которая контактирует с детектором излучения. Имеются также два варианта выполнения устройства для извлечения радионуклидов из водных растворов. Группа изобретений позволяет повысить эффективность измерения активности концентрата радионуклидов, извлеченных из водного раствора. 3 н.п. ф-лы, 2 ил.
Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов, а именно к дезактивации отработанных ионообменных смол (ИОС). Способ дезактивации радиоактивных ионообменных смол включает обработку отработанных радиоактивных ИОС дезактивирующим раствором и очистку дезактивирующего раствора от радионуклидов. Обработку радиоактивных ионообменных смол проводят дезактивирующим раствором солей щелочных металлов с концентрацией от 3 до 5 моль/л при рН от 8 до 12 с добавлением окислителя при одновременном воздействии на смолу ультразвуковыми колебаниями с интенсивностью от 2 до 5 Вт/см2 и частотой от 22 до 44 кГц, при температуре от 50 до 80°C. Изобретение позволяет полностью дезактивировать ИОС и минимизировать количество образующихся вторичных радиоактивных отходов. 4 з.п. ф-лы, 4 пр.
Изобретение относится к технологии обращения с жидкими радиоактивными отходами ядерного топливно-энергетического цикла и может быть использовано в процессе переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Способ переработки жидких радиоактивных отходов включает отделение от жидкой фазы шламов, коллоидов и взвешенных частиц, удаление из жидкой фазы радионуклидов с применением селективных сорбентов и отверждение отработанных сорбентов и шламов. Переработку жидких радиоактивных отходов производят путем их перемешивания с селективным сорбентом в емкости с последующим отведением из емкости через фильтр-элемент раствора, очищенного от радионуклидов, шламов, коллоидов и взвешенных частиц. Емкость снабжена по крайней мере одним фильтр-элементом. Отверждение содержимого емкости осуществляют путем введения отверждающих материалов. Причем перед отверждением сорбента внутри емкости стадии закачивания ЖРО в упомянутую емкость, перемешивания с сорбентом и отведения очищенного раствора ЖРО в упомянутую емкость, перемешивания с сорбентом и отведения очищенного раствора проводятся несколько раз. Изобретение позволяет повысить радиационную защиту обслуживающего персонала в процессе производства. 6 з.п. ф-лы.
Изобретение относится к медицине и ветеринарии и представляет собой фармакологическую композицию, содержащую сульфат железа(II), предназначенную для лечения железодефицитной анемии, отличающуюся тем, что она дополнительно содержит гексацианоферрат железа, гексацианоферрат железа-калия, сульфат калия и микроцеллюлозу, причем компоненты в композиции находятся в определенном соотношении, в массовых процентах. Изобретение обеспечивает высокую лечебную эффективность, хорошую переносимость и низкую токсичность. 1 з.п. ф-лы, 5 пр.

Группа изобретений относится к водоподготовке и может быть использована в системах снабжения питьевой водой населенных пунктов, санаториев, домов отдыха, коттеджей, индивидуальных домовладений, располагающих подземными радоновыми водами с выходами их на поверхность. Способ очистки воды от радона и дочерних продуктов распада радона включает фильтрацию очищаемой воды через сорбирующий материал и обратную промывку сорбирующего материала. Фильтр 3 с сорбирующим материалом защищают экраном. Обратную промывку осуществляют водой, нагретой до температуры от 50 до 85°С, которую затем собирают в емкость-сборник 9 и выдерживают до распада радона и дочерних продуктов радона. Устройство для очистки воды от радона и дочерних продуктов распада радона включает фильтр 3 с сорбирующим материалом, линию подачи очищаемой воды 1, линию отвода очищенной воды 5, систему обратной промывки фильтра, источник горячей воды 8 с температурой от 50 до 85°С, емкость-сборник 9 для выдержки промывной воды на время распада радона и дочерних продуктов распада радона, экран. Изобретение позволяет повысить радиационную безопасность очистки воды от радона и дочерних продуктов распада радона, а также увеличить ресурс работы сорбирующего материала и эффективно осуществлять очистку воды и безопасное техническое обслуживание. 2 н. и 11 з.п. ф-лы, 1 ил., 2 пр., 1 табл.
Изобретение относится к технологиям цементирования материалов с радиоактивными компонентами и может быть использовано при переработке жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Способ кондиционирования жидких радиоактивных отходов включает подачу жидких радиоактивных отходов в контейнер для цементирования ЖРО, подачу цемента с добавками в контейнер для цементирования ЖРО, смешивание цемента с добавками и жидких радиоактивных отходов до полной гомогенизации, причем цемент с добавками подают в контейнер для цементирования ЖРО в упаковке, выполненной из растворимых в водной среде материалов. Изобретение позволяет снизить дозовую нагрузки на обслуживающий персонал в процессе кондиционирования жидких радиоактивных отходов, упростить технологии кондиционирования жидких радиоактивных отходов. 1 з.п. ф-лы, 2 пр.
Изобретение относится к технологиям обработки материалов с радиоактивным загрязнением и может быть использовано при очистке жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Способ очистки жидких радиоактивных отходов включает подачу жидких радиоактивных отходов в емкость, внесение в указанную емкость сорбентов, перемешивание жидких радиоактивных отходов и сорбентов в емкости, отделение отработанного сорбента от раствора, отличающийся тем, что сорбент вносят в емкость в упаковке, выполненной из растворимых в водной среде материалов. Изобретение позволяет снизить дозовую нагрузку на обслуживающий персонал в процессе очистки жидких радиоактивных отходов, упростить технологию очистки жидких радиоактивных отходов, повысить надежность и безопасность процесса очистки жидких радиоактивных отходов. 1 з.п. ф-лы, 2 пр.

Изобретение относится к радиоаналитической химии и может быть использовано для контроля содержания радионуклидов в пресной и морской воде, в пробах различных технологических растворов. Устройство для извлечения радионуклидов из водных растворов включает камеру-колонку, заполненную селективным сорбентом, зафиксированным с двух сторон дисковыми сетками. Камера-колонка дополнительно снабжена крышкой для закрепления устройства для извлечения радионуклидов из водных растворов на емкости с водным раствором, крышка имеет одно или более отверстий и прилегает к одной из дисковых сеток, а дисковая сетка служит внешней перегородкой камеры-колонки. Изобретение позволяет повысить эффективность извлечения радионуклидов из водных растворов, а также повысить удобство и эффективность измерения активности полученного концентрата радионуклидов. 2 з.п. ф-лы, 2 ил., 5 пр.

Изобретение относится к технологии переработки жидких радиоактивных отходов. Способ переработки жидких радиоактивных отходов включает использование агента для декомплексации кобальта, введение в жидкие радиоактивные отходы сульфидсодержащее вещество и отделение радиоактивного осадка от раствора. В качестве агента декомплексации кобальта используют растворимую соль никеля(II), которую вносят в жидкие радиоактивные отходы, имеющие рН от 3 до 12, вместе с селективным к цезию сорбентом на основе ферроцианида переходного металла. Раствор перемешивают не менее 1 часа. Вводят в него сульфидсодержащее вещество, перемешивают суспензию не менее 0,5 часа. Изобретение позволяет повысить эффективность способа за счет его упрощения, обеспечения высокой степени очистки ЖРО от радионуклидов, имеющих сложный химический и радиохимический состав при широком диапазоне рН исходных растворов. 4 з.п. ф-лы, 6 пр.

Изобретение относится к технологии переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) для максимального сокращения их объемов и удаления радионуклидов с концентрированием их в твердой фазе. Заявленный способ включает окисление отходов, отделение от жидкой фазы шламов, коллоидов и взвешенных частиц и удаление из жидкой фазы радионуклидов для последующей утилизации с применением селективных сорбентов и фильтров. При этом перед стадией отделения от жидкой фазы радиоактивных отходов шламов, коллоидов и взвешенных частиц добавляют в жидкие отходы при перемешивании селективные сорбенты в виде порошков, затем полученную суспензию фильтруют, прокачивая через, по крайней мере, одну емкость, предназначенную для утилизации отходов и снабженную на выходе, по крайней мере, одним фильтрующим элементом. После этого фильтрат пропускают, по крайней мере, через одну емкость, предназначенную для утилизации отходов, с гранулированными селективными сорбентами, при этом указанные емкости помещены в бетонные блоки. Техническим результатом является повышение радиационной защиты обслуживающего персонала в процессе производства, а именно: снижение дозовой нагрузки на персонал во время переработки ЖРО, упрощение технологического процесса, получение в процессе переработки ЖРО конечного продукта (блока), безопасного для перемещения и использования и не требующего специальных мер радиационной безопасности. 9 з.п. ф-лы, 1 ил.

Группа изобретений относится к строительству, а именно к конструкции сборных или монолитных строительных возводимых или реконструируемых сооружений, таких как здания АЭС и т.п., сооружаемых с использованием монолитных блоков и/или плит из бетона, и к конструкции предназначенных для этих сооружений блоков или плит, изготавливаемых на месте строительства или в заводских условиях. Способ возведения сооружения из строительных блоков и/или строительных плит включает возведение сооружения из предпочтительно бетонных блоков и/или из плит, имеющих элементы, предпочтительно трубы, патрубки или фланцы, для подведения содержащей радионуклиды, предпочтительно цезия, или токсичные вещества воды и отведения очищенной воды, замоноличиваемых или укладываемых в соответствии с принятым проектом возведения сооружения, причем в объем по крайней мере соответственно одного или одной из них при изготовлении вводят или введен контейнер с компонентами для сорбционного извлечения из воды радионуклидов, предпочтительно цезия, или токсичных веществ. Способ изготовления строительного блока или плиты путем формования, предпочтительно многослойного, тела из бетона или железобетона, в котором замоноличивают по крайней мере один контейнер с компонентами для сорбционного извлечения из воды токсичных веществ и/или радионуклидов, предпочтительно цезия, имеющий патрубки или фланцы для подведения воды, содержащей токсичные вещества и/или радионуклиды, предпочтительно цезия, и отведения очищенной воды. Технический результат заключается в обеспечении безопасности работ, проводимых при изготовлении блоков и возведении из них зданий, а также в предотвращении возможности распространения в жидкой среде радионуклидов за границы сооружения при возникновении чрезвычайных ситуаций. 2 н. и 7 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к области сорбционной технологии извлечения радионуклидов и микроэлементов при переработке различных жидких и твердых объектов радиохимических производств. Заявленный способ включает контактирование с сорбентом на основе цианоферрата переходного металла, при этом контактирование осуществляют в среде суспензии, содержащей гуминовую кислоту в количестве 0,15-0,25 г/л по отношению к объему обрабатываемого раствора или 0,15-0,25 г/дм2 по отношению к поверхности обрабатываемого объекта, при соотношении Tсорб:Ж не менее 0,001 кг/л. Техническим результатом является возможность повышения степени очистки от радионуклидов и микроэлементов загрязненных объектов радиохимической промышленности. 1 табл.

Изобретение относится к области радиоаналитической химии и может быть использовано для контроля содержания радионуклидов в пресной и морской воде, в моче людей, пострадавших от радиационных инцидентов и в пробах различных технологических растворов. Способ извлечения радионуклидов из водных растворов включает фильтрацию раствора через селективный сорбент, помещенный в капельную камеру устройства, применяемого для внутривенного переливания инфузионных растворов, и приготовление препарата, удобного для гамма-спектрометрического измерения. Техническим результатом является повышение экспрессности метода при сохранении высокой эффективности и уменьшении погрешности измерений и искажения результатов вследствие поглощения фильтрами измеряемого гамма-излучения. 1 з. п. ф-лы, 3 ил.
Изобретение относится к технологии сорбционного извлечения радионуклидов цезия из водных растворов. Способ извлечения радионуклидов цезия включает фильтрацию водного раствора через селективный сорбент, представляющий собой ферроцианид железа-калия на носителе, десорбцию цезия из сорбента щелочным раствором, содержащим Трилон Б и оксалат калия. Полученный при десорбции элюат далее фильтруют через сорбент, представляющий собой ферроцианид никеля-калия. Технический результат заключается в снижении времени извлечения цезия и минимизации объема получаемого концентрата, содержащего радионуклиды цезия. 1 табл., 2 пр.
Изобретение относится к технологии синтеза неорганических сорбентов, которые могут быть использованы в экологии, водоподготовке, радиохимии и переработке жидких радиоактивных отходов
Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а именно к способам переработки (обезвоживания) отработавших на АЭС радиоактивных ионообменных смол (ИОС)
Изобретение относится к способам обработки воды и может быть использовано для очистки оборотных и сточных вод от органических загрязнителей различного происхождения, например синтетических поверхностно-активных веществ, нефтепродуктов, фенолов

 


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