Патенты автора Жеребцов Александр Анатольевич (RU)
СПОСОБ ИММОБИЛИЗАЦИИ ТВЕРДЫХ ОТХОДОВ ПИРОХИМИЧЕСКОЙ ПЕРЕРАБОТКИ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА // 2775511
Использование: для иммобилизации твердых отходов пирохимической переработки отработанного ядерного топлива, состоящих из хлоридов щелочных металлов и хлоридов продуктов деления. Сущность изобретения заключается в том, что последовательно выполняют операции смешивания отходов и компонентов керамической матрицы, формовки из них керамических заготовок и отжига заготовок, причем в качестве компонента матрицы используют бентонитовую глину, при этом доля продуктов деления в хлоридах не превышает 20 мас.%, доля хлоридов в заготовках составляет от 10 до 30 мас.%, доля бентонитовой глины в заготовках соответственно составляет от 90 до 70 мас.%, в состав бентонитовой глины входит не менее 60% монтмориллонита с содержанием элементов, мас.%: SiO2 - от 58 до 62, СаО - от 2 до 4, Аl2O3 - от 16 до 22, MgO - от 2 до 4, Fe2O3 - от 3 до 5, ТiO2 - не менее 1, Na2O - от 0,5 до 2, K2O - от 1 до 2, операцию смешивания совмещают с измельчением компонентов матрицы путем их помола, формовку и отжиг заготовок проводят в реакторе горячего изостатического прессования в атмосфере инертного газа аргона при давлении от 50 до 100 атм, отжиг заготовок проводят в два этапа, первый из которых включает их нагревание со скоростью 10-20°С/мин до температуры 450-500°С и последующую выдержку при этой температуре в течение 2-4 часов, а второй этап включает их дальнейшее нагревание со скоростью 10-20°С/мин до температуры 800-1000°С и последующую выдержку при этой температуре в течение 10-20 часов. Технический результат: обеспечение возможности формирования каркасной структуры матричной основы прочных керамических блоков, имеющих равномерную структуру с пониженной пористостью, в которой радионуклиды удерживаются за счет встраивания в кристаллическую структуру с образованием новых минеральных фаз.
Композиция для перевода твердых форм актиноидов и редкоземельных элементов в растворимую форму // 2755814
Изобретение относится к области радиохимической технологии и может быть использовано в производстве уран-плутониевых топливных композиций для возврата актинидов в производство, и для дезактивации радиохимического оборудования и материалов, и извлечения актиноидов из твердых радиоактивных отходов. В изобретении предлагается использовать насыщенную азотной кислотой композицию, состоящую из растворителя, комплексообразователя и активатора. В качестве растворителя предлагается использовать, например, фреон, в качестве комплексообразователя триалкилфосфиноксидные соединения, а в качестве активатора соли Ce(IV). Изобретение позволяет существенно сократить объемы жидких отходов соответствующих производств. 2 з.п. ф-лы.
Изобретение относится к атомной технике. Способ контроля содержания радионуклидов в радиоактивных отходах (РАО) включает подготовительный этап, на котором идентифицируют потоки РАО и определяют их радионуклидные векторы. Для определения в потоке радионуклидного вектора выполняют отбор проб. Определяют их удельные активности и стандартные неопределенности активностей по отношению к активности реперного радионуклида. В качестве реперного радионуклида используют продукт активации свинцового теплоносителя 207Bi, а его удельную активность определяют с применением гамма-спектрометрического комплекса с разрешением не менее 8% по линии 0,662 кэВ, в перечень целевых СДР радионуклидного вектора включают 210Pb, 202Pb и 205Pb. Данные об активности гамма-излучающих радионуклидов в счетном образце используют при обработке показаний жидкосцинтилляционного спектрометра. Обработку проводят обобщенным методом наименьших квадратов с одновременным учетом значений неопределенности измерений удельной активности реперного радионуклида и СДР в качестве весов измеренных значений. Изобретение позволяет увеличить избирательность, точность и чувствительность определения содержания СДР в РАО. 3 з.п. ф-лы.
Изобретение относится к химической технологии, конкретно - к технологии переработки отработавшего ядерного топлива
Изобретение относится к химической технологии, конкретно к технологии экстракционной переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ)
