Патенты автора Куляко Юрий Михайлович (RU)
Изобретение относится к области ядерной энергетики, может быть использовано для обращения с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) и радиоактивными отходами (РАО). Предлагается способ экстракционного выделения трансплутониевых и редкоземельных элементов (ТПЭ и РЗЭ) из рафината головного цикла модифицированного Пурекс-процесса переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), включающий выделение фракции ТПЭ и РЗЭ с их отделением от цезий-стронциевой фракции, промывку полученного экстракта азотнокислым раствором и реэкстракцию ТПЭ и РЗЭ. В полученный рафинат с концентрацией азотной кислоты от 0,1 до 1,5 моль/дм3 вводят ионы железа(III) для достижения концентрации по нитрату железа(III) 2,0-2,3 моль/дм3. Полученный раствор обрабатывают раствором 28-32 об. % три-н-бутилфосфата (ТБФ) в инертном изопарафиновом разбавителе с переводом ТПЭ и РЗЭ в экстракт. Экстракт промывают азотнокислым раствором с концентрациями азотной кислоты и нитрата железа, соответствующими их концентрациям в исходном рафинате. Реэкстракцию ТПЭ и РЗЭ осуществляют при обработке экстракта раствором подкисленной воды с концентрацией азотной кислоты 0,02-0,05 моль/дм3. Изобретение позволяет повысить экологическую безопасность и уменьшить количество отходов. 2 з.п. ф-лы, 3 табл.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к обращению с жидкими радиоактивными отходами (ЖРО) с целью их последующего длительного хранения и/или захоронения. Способ иммобилизации ЖРО в фосфатном компаунде включает регулирование уровня рН отходов, введение в полученный раствор последовательно при непрерывном перемешивании ионов двухвалентного никеля и ферроцианида калия и последующее отверждение полученной смеси путем добавления связующих реагентов дигидроортофосфата калия и оксида магния. Регулирование уровня рН отходов проводят до значений рН=1,8-2,2 путем добавления водного раствора гидроксида натрия с концентрацией 550-650 г/дм3. После введения ионов никеля и ферроцианида калия добавляют порошок борной кислоты. Изобретение позволяет иммобилизовать кислые высокосолевые аммоний- и железосодержащие ЖРО среднего уровня активности, содержащих актиниды и продукты деления ядерного топлива. 9 з.п. ф-лы, 2 ил., 3 табл., 3 пр.
Изобретение относится к области изготовления ядерного оксидного уранового топлива, может быть использовано для определения качества однокомпонентных оксидов урана U3O8 и UO2 в заводских условиях. Способ контроля оксидов урана UO2 и U3O8 на примеси состоит в том, что на одну или несколько навесок образца оксидов урана воздействуют микроволновым излучением в течении 8-12 мин с частотой излучения 2,45 ГГц и мощностью 550-650 Вт в окислительной и на одну или несколько навесок в восстановительной среде. Обработанные навески охлаждают. Получают данные об их весе и, сравнивая полученные результаты с предельными теоретическими величинами изменения веса судят о наличии или отсутствии примесей оксидов урана и оценивают общее содержание других инертных примесей. Изобретение позволяет создать простой способ экспресс - контроля оксидов урана. 5 з.п.ф-лы, 2 ил., 1 табл., 2 пр.
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ОКСИДОВ УРАНА // 2603359
Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для получения порошка диоксида урана, идущего на изготовление керамических таблеток уранового оксидного ядерного топлива. Способ получения оксидов урана под действием микроволнового излучения осуществляют путем нагревания уранилнитрата. При этом используют твердый уранилнитрат, предварительно обработанный гидразингидратом. Процесс проводят при температуре 600-1000°С в течение 10-30 минут. Изобретение позволяет упростить способ получения оксидов урана за счет использования твердого уранилнитрата в процессе микроволновой термической денитрации при взаимодействии с гидразингидратом с исключением образования водных растворов-отходов при проведении процесса, уменьшить время проведения процесса. 2 з.п. ф-лы, 2 ил., 2 табл., 4 пр.
Изобретение относится к радиохимической промышленности и ядерной энергетике и направлено на получение смешанного диоксида (U,Pu)O2, которое может быть использовано для изготовления ядерного смешанного уран-плутониевого МОКС-топлива реакторов ВВЭР-1000 и реакторов на быстрых нейтронах (БН-600, БН-800) атомных станций. Способ получения твердого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана включает взаимодействие нитратных комплексов урана и плутония с относительным содержанием их в растворе 95-70 и 5-30 мас.% соответственно с гидразингидратом при мольном отношении гидразингидрат : уран, плутоний, равном 2, с получением смешанного аморфного соединения урана и плутония, выдержку смешанного аморфного соединения урана и плутония в маточном растворе при температуре 80-90°C в течение не менее 3,5 часов до получения осадка мелкодисперсного порошка гомогенно смешанного гидратированного диоксида урана и плутония, отделение осадка от маточного раствора и его нагрев до температуры 280-300°C до образования целевого продукта. Изобретение обеспечивает экономически целесообразный, несложный и менее энергоемкий способ получения твердого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана. 1 з.п. ф-лы, 6 ил., 2 пр.
Изобретение относится к средствам переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). В заявленном способе разрушенные при рубке ТВЭЛов таблетки оксидного отработавшего ядерного топлива подвергают растворению при нагревании в водном растворе нитрата железа(III) при мольном отношении железа к урану в топливе, равном 1,5-2,0:1, образовавшийся осадок основной соли железа с нерастворенными продуктами деления ядерного топлива отделяют фильтрованием, а из полученного слабокислого раствора осаждают пероксид уранила путем последовательной подачи в раствор при перемешивании динатриевой соли этилендиаминтетрауксусной кислоты. Далее полученную гетерогенную систему выдерживают не менее 30 минут и после отделения и промывки кислотой и водой осадок пероксида уранила подвергают твердофазному восстановлению при нагревании путем обработки его щелочным раствором гидразингидрата в воде при 2-3-кратном мольном избытке гидразина по отношению к урану, с последующим отделением полученного гидратированного диоксида урана UO2·2H2O, промыванием его раствором HNO3 с концентрацией 0,1 моль/л, водой и сушкой. При этом осадок основных солей железа с продуктами деления, маточный раствор стадии осаждения пероксидов с остатками продуктов деления, отходы щелочных и промывных растворов направляют в сборник отходов для их последующей переработки. Техническим результатом является повышение экологической безопасности и уменьшение количества отходов. 8 з.п. ф-лы.
Изобретение относится к радиохимической промышленности и ядерной энергетике, направлено на получение смешанного диоксида (U,Pu)O2 и может быть использовано для изготовления ядерного смешанного уран-плутониевого МОКС-топлива реакторов ВВЭР-1000 и реакторов на быстрых нейтронах (БН-600, БН-800) атомных станций. Способ получения твердого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана включает взаимодействие нитратных комплексов урана и плутония с относительным содержанием их в растворе 95-70 и 5-30 мас.% соответственно с гидразингидратом с получением смешанного аморфного соединения урана и плутония, выдержку смешанного аморфного соединения урана и плутония в маточном растворе при температуре 80-90°C в течение не менее 3,5 часов до получения осадка мелкодисперсного порошка гомогенно смешанного гидратированного диоксида урана и плутония, отделение осадка от маточного раствора и его нагрев до температуры 280-300°C до образования целевого продукта. Изобретение обеспечивает экономически целесообразный, несложный и менее энергоемкий способ получения твердого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана. 1 з.п. ф-лы, 6 ил., 2 пр.
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ПОРОШКА ДИОКСИДА УРАНА // 2542317
Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для получения порошка диоксида урана, идущего на изготовление керамических таблеток уранового оксидного ядерного топлива. Способ получения порошка диоксида урана заключается в нагревании смеси раствора уранилнитрата и гидразингидрата, взятого в двухкратном мольном избытке по отношению к уранилнитрату, до температуры 80 - 95°C в реакторе с гидрозатвором, последующей температурной выдержке полученной суспензии уранилгидразината до образования гидратированного диоксида урана, фильтрации и прокалке гидратированного диоксида урана в неокисляющей атмосфере при температуре равной 280°C. Изобретение обеспечивает упрощение способа получения порошка диоксида урана, а также понижение давления и понижение температуры процесса реагентной денитрации. 4 з.п. ф-лы, 4 ил., 4 пр.
Изобретение относится к способу отверждения жидких высокоактивных отходов с целью переведения их в компактный материал, пригодный для долговременного и безопасного хранения. Способ заключается в переведении отходов в гелеобразное состояние и характеризуется тем, что в растворы высокоактивных отходов вводят соли циркония, железа и глицерин до концентрации их в растворах соответственно не менее 0,12, 0,6 и 0,23 М/л, выдерживают полученную смесь в течение не менее 2,5 ч с последующим добавлением в смесь раствора однозамещенного фосфата калия в фосфорной кислоте до мольного соотношения компонентов Zr:Fe:K:PO4=1:3:2:5-8, высушиванием, прокаливанием полученного полимерного геля цирконилфосфата соответственно при 70-90°C и 300-400°С и плавлением полученных гранул при 980-1000°С. 2 з.п. ф-лы, 2 табл., 1 пр.
Изобретение относится к проблемам охраны окружающей среды, в частности к процессам кондиционирования методом цементирования жидких радиоактивных отходов (ЖРО), включая борсодержащие ЖРО. Кондиционирования жидких радиоактивных отходов проводят цементированием с использованием электромагнитной обработки в вихревом слое с ферромагнитными телами вращения и последующим отверждением продукта. В качестве ферромагнитных тел вращения используют мелкодисперсные или нанодисперсные порошки оксидов железа, которые вносят в исходные жидкие радиоактивные отходы в количестве не менее 5% (масс.). Далее радиоактивные отходы последовательно подвергают электромагнитной обработке в вихревом слое и смешиванию с портландцементом при раствороцементном отношении не менее 0,6. В качестве ферромагнитных тел вращения используют мелкодисперсные или нанодисперсные порошки оксидов железа размером соответственно 30-50 мкм и 30-80 нм, а в качестве жидких радиоактивных отходов используют жидкие борсодержащие радиоактивные отходы с общим солесодержанием до 500 г/дм3. Электромагнитную обработку проводят в "вихревом слое" не менее 30 секунд. Изобретение позволяет сократить срок отверждения, повысить прочность цементной матрицы и расширить виды отверждаемых ЖРО. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.
Изобретение относится к области получения новых сорбционных материалов на основе углеродных нанотрубок и может быть использовано для извлечения актинидных и редкоземельных элементов из растворов
Изобретение относится к ядерной энергетике и касается технологии получения смешанного диоксида урана и плутония (UO 2-PuO2) для изготовления ядерного топлива
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ПОРОШКА ДИОКСИДА УРАНА // 2415084
Изобретение относится к ядерной энергетике и касается технологии получения оксидов урана для изготовления ядерного топлива для атомных станций
Изобретение относится к способам растворения оксидов актинидов, являющихся основой оксидного ядерного топлива, и может быть использовано для переработки некондиционных топливных сборок тепловыделяющих элементов и сборок, прошедших ядерный топливный цикл в реакторе
Изобретение относится к области охраны окружающей среды от радиоактивного загрязнения и может быть использовано в технологии переработки, обезвреживания жидких высокосолевых радиоактивных отходов (ЖРО), в т.ч
