Патенты автора Пузиков Егор Артурович (RU)
Изобретение относится к способу переработки отработавшего ядерного топлива атомных электростанций (АЭС) и имеет целью отделение (фракционирование) и локализацию долгоживущих радионуклидов для их последующего захоронения в виде устойчивых матриц. Заявленный способ включает экстракцию урана(+6), плутония(+4), нептуния(+6) и технеция(+7) из азотнокислого раствора разбавленным трибутилфосфатом и циркония в присутствии хрома(+6) с насыщением экстракта актинидами более 85%, а также селективную восстановительную реэкстракцию нептуния(+5) из экстракта с помощью раствора пероксосоединений при содержании азотной кислоты в реэкстракте 0,7-2,5 моль/л с промывкой реэкстракта оборотным экстрагентом. При этом вводимый на реэкстракцию экстракт актинидов разбавляют в протоке оборотным экстрагентом до содержания в нем актинидов 65-82% в экстракте после реэкстракции нептуния и циркония. Техническим результатом является возможность эффективного (более чем на 97%) проведения реэкстракции нептуния совместно с цирконием во втором блоке экстракционной схемы, без промывки экстракта в головном экстракторе при потерях плутония и урана с реэкстрактом нептуния не более 0,1%. 3 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл., 2 пр.
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ СОВМЕСТНОГО РАСТВОРА U И Pu // 2561065
Заявленное изобретение относится к способу получения совместного раствора U и Pu при переработке облученного ядерного топлива АЭС. Заявленный способ включает предварительную экстракцию U, Pu, Np, Тc из азотнокислого раствора 30%-ным раствором трибутилфосфата в алифатическом разбавителе. Отделение Tc и реэкстракция Pu предусмотрены с помощью раствора обедненного или регенерированного урана в форме U(IV) с очисткой от нептуния с помощью стабилизированного нитратом гидразина раствора U(IV) с повышенной концентрацией азотной кислоты, подаваемого в первую ступень зоны отмывки реэкстракта Pu(III) от U(VI) блока реэкстракции Pu с расходом, обеспечивающим в отмытом реэкстракте Pu(III) весовое соотношение U:Pu до 6. Одновременно осуществляется подача в середину блока небольшого потока слабокислого раствора U(IV) и в конец блока раствора, содержащего 0,1-1,0 моль/л HNO3 и 0,05-0,5 моль/л N2H5NO3 с расходами, обеспечивающими выведение Np(IV) и избытка U(IV) с экстрактом U(VI) с последующим окислением U(IV) и разделением U(VI) и Np. Техническим результатом является совмещение способов совместного получения раствора Pu и обедненного U путем применения для реэкстракции плутония раствора обедненного урана в виде U(IV) и проведение этого процесса в сильнокислотном режиме для очистки Pu от Np. 3 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 пр.
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОБЛУЧЕННОГО ТОПЛИВА АЭС // 2535332
Заявленное изобретение относится к способу переработки облученного топлива АЭС. Заявленный способ включает совместное экстракционное извлечение урана, плутония, нептуния и технеция 30%-ным трибутилфосфатом в углеводородном разбавителе из азотнокислого раствора, промывку экстракта этих элементов раствором азотной кислоты, восстановительную реэкстракцию плутония и нептуния с отмывкой от урана с технецием комплексующим восстановителем - ацетогидроксамовой кислотой, селективную восстановительную реэкстракцию технеция раствором того же восстановителя с гидразином и реэкстракцию урана. При этом реэкстракцию технеция проводят во всем блоке его реэкстракции, дополнительно вводя в процесс уран(IV) в смеси с комплексующим восстановителем и гидразином, а процесс разделения урана и технеция проводят до полного извлечения урана (IV), обеспечив его распространение с экстрактом по блоку при отсутствии в реэкстракте технеция путем регулирования соотношения экстрагента и реэкстракта технеция при его отмывке от урана. Техническим результатам является повышение эффективности реэкстракции технеция. 3 з.п. ф-лы, 1 ил., 5 пр.
Изобретение относится к методам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) атомных электростанций (АЭС) и направлено на локализацию циркония в 1 экстракционном цикле путем совместной экстракции урана, нептуния, плутония, технеция и циркония с селективной реэкстракцией последнего
