Патенты автора Кудинов Александр Станиславович (RU)
Изобретение относится к области конструирования выпарного оборудования, конкретно к разработке лабораторного выпарного стенда с дистанционным обслуживанием для исследований выпарных операций в токсичных, радиохимических, фармацевтических и других производствах, требующих бесконтактного проведения процесса. Автоматизированный лабораторный выпарной стенд включает в себя выпарной аппарат, снабженный выносной греющей камерой и гидростатическим капиллярным плотномером-уровнемером для автоматизированного контроля и управления уровнем кубового раствора, парогенератор и конденсатор, а также весовые дозаторы для автоматизированной непрерывной подачи всех входящих потоков из мерников и измерения и фиксации скорости подачи, автоматизированный слив избытка кубового раствора в сочетании с измерением и регулированием электрической мощности парогенератора по температуре конденсируемого пара в греющей камере. Он отличается тем, что выпарной аппарат снабжен патрубками для ввода реагента в его кубовую часть и флегмы на сменную насыпную насадку, удерживаемую перфорированной тарелкой в верхней его части, а его сепаратор снабжен обогревателем. Стенд снабжен, по меньшей мере, одним абсорбером газов, отходящих из выпарного аппарата и/или из сборника дистиллята, в каждый из которых подаются растворы реагентов из мерников. В состав стенда дополнительно введены весовой дозатор для дозированного отбора из выпарного аппарата газовыделяющего кубового раствора, весы и/или тензодатчики для измерения и регистрации количества всех исходных и конечных продуктов работающего стенда путем измерения массы раствора в емкостях, система электромагнитных клапанов для приема и передачи исходного и кубового растворов, а также абсорбатов, измеритель скорости выходящего газового потока, прецизионный стабилизатор электропитания парогенератора, устройства для определения солевого состава исходного раствора и получаемых продуктов и проточные кондуктометры на перетоках исходного раствора и получаемых продуктов. Предусмотрено подключение стенда к программно-техническому комплексу для учета и предсказания материального баланса по потокам и движению целевого компонента в реальном времени с возможностью выдачи информации на пульт оператора. Технический результат – обеспечение возможности дистанционного использования и обслуживания при размещении исполнительной части модели стенда за той или иной биологической защитой, а также обеспечение возможности подбора режимов. 10 з.п. ф-лы, 3 ил.
Изобретение относится к радиохимической технологии. Способ экстракционного выделения молибдена из радиоактивных растворов включает экстракцию молибдена растворами гидроксамовых кислот, растворенных в смеси не более 30% спирта с парафиновыми углеводородами при соотношении объемов органической и водной фаз менее 0,1. Промывку экстракта молибдена и иода осуществляют малым объемом раствора азотной кислоты с добавлением нитратов металлов из ряда: Hg(II), Cu(II), Ag(I), Pb(II), после чего экстракт промывают раствором азотной кислоты. Реэкстракцию молибдена проводят в раствор азотной кислоты с нагреванием при добавлении разрушаемого водорастворимого комплексообразующего агента до или после такой обработки, в последнем случае с повторной реэкстракцией в тот же раствор. Разрушение гидроксамовой кислоты в экстракте может ускоренно достигаться с помощью индуктора окисления. Конечный реэкстракт молибдена промывают экстрагентом. Изобретение позвоялет повысить концентрирование молибдена с его одновременной очисткой от неэстрагируемых примесей. 6 з.п. ф-лы, 8 пр.
Изобретение может быть использовано при подготовке растворов отработавшего ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС) к экстракционной переработке, при выделении радионуклидов из радиоактивных растворов облученных урановых мишеней в биомедицинских целях, а также при анализе технологических растворов. Способ экстракционного выделения молибдена из радиоактивных растворов включает его обработку экстрагентом в присутствии комплексообразователя в виде гидроксамовых кислот, его последующую реэкстракцию и регенерацию экстрагента щелочной обработкой. Реэкстракцию молибдена проводят окислительным реагентом с разрушением гидроксамовых кислот. Обработанный щелочным реагентом экстрагент пропускают через сорбент. В качестве окислительного реагента используют реагенты, образующие при нагревании газообразные продукты: растворы азотной кислоты, хлора, брома или двуокиси азота, или раствор нитрита аммония. В качестве сорбента для регенерации экстрагента после щелочной промывки используют оксид меди (I) в смеси с порошком металлической меди или соли металлов из ряда: Ag, Pb, Hg, Bi, Cu, нанесенные на пористый носитель. Изобретение позволяет получить не содержащий посторонних металлов реэкстракт молибдена, очищенного от радиоиода более чем в 10 раз, при циклическом использовании экстрагента. 3 з.п. ф-лы, 10 пр.
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.
Заявленное изобретение относится к способу подготовки карбидного ОЯТ к экстракционной переработке. В заявленном способе предусмотрена автоклавная обработка азотнокислого раствора карбидного ОЯТ. В процессе такой обработки выпадает молибдат циркония, частично захватывающий плутоний. Полученный в результате автоклавной обработки молибденсодержащий осадок подвергают переосаждению, растворяя его в присутствии разрушаемого комплексона. Далее осаждают повторно при разрушении комплексона с возвращением вторичного маточного раствора на стадию растворения ОЯТ. Техническим результатом является возможность получения растворов карбидного ОЯТ, c концентрацией суммы актинидов более 200 г/л при потерях плутония с твердой фазой не более 0,02%, устойчивых к вторичному осадкообразованию и пригодных к экстракционному извлечению актинидов. Способ полностью применим для переработки карбидного ОЯТ тепловых и исследовательских реакторов, реакторов на быстрых нейтронах и других ядерно-энергетических установок. 7 з.п. ф-лы, 7 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.
Изобретение относится к области производства радиофармацевтических препаратов, в частности к способам переработки облученных урановых мишеней, для выделения осколочного молибдена-99 - материнского радионуклида для зарядки генераторов технеция-99m. Способ экстракционного выделения Mo-99 из облученного высокообогащенного уран-алюминиевого композита включает его растворение в азотной кислоте в присутствии ртути. Затем ведут осаждение иодида ртути в присутствии восстановителя, восстановление в протоке железа(III) до железа(II). Далее проводят совместную экстракцию молибдена и урана в непрерывном режиме с использованием синергетной (эквимолярной) смеси ТБФ и Д2ЭГФК, промывку экстракта концентрированной HNO3, разделение Mo и U сильнокислым раствором перекиси водорода с замывкой реэкстракта от урана оборотным экстрагентом и реэкстракцию урана раствором смеси ДТПА и метиламинкарбоната. Процесс проводят в центробежных экстракторах в циклическом режиме с возвратом реэкстракта Mo в зону экстракции и его расцикловкой по окончании партии исходного раствора. Техническим результатом является то, что коэффициент извлечения Mo превышает суммарно 90%, а коэффициент очистки Mo от радионуклидов более 105. 6 з.п. ф-лы, 1 ил., 4 табл., 2 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.
Заявленное изобретение относится к способу подготовки карбидного ОЯТ к экстракционной переработке. Заявленный способ включает подавление действия содержащихся в азотнокислом растворе карбидного топлива комплексообразующих лигандов путем их окисления азотной кислотой в присутствии катализатора, в качестве которого используют поливалентный металл, находящийся в азотнокислом растворе или вводимый в него до или после растворения карбидного ОЯТ, выбранного из ряда: церий, железо, марганец, технеций, ртуть. Далее нагреванием азотнокислого раствора карбидного топлива или проводят такое окисление непосредственно в процессе растворения карбидного топлива в азотной кислоте в присутствии катализатора с последующим растворением в окисленном растворе карбидного топлива оксидного или металлического ОЯТ, или проводят одновременно операции окисления комплексообразующих лигандов и растворения оксидного или металлического ОЯТ в растворе карбидного топлива. В альтернативном решении предлагается проводить аналогичную подготовку карбидного ОЯТ к экстракционной переработке с последующим смешением окисленного раствора карбидного топлива с растворами оксидного или металлического ОЯТ или с прямым введением необходимого количества раствора нитрата циркония или раствора другого многовалентного металла-комплексообразователя. Техническим результатом является устранение необходимости использования сильного окислителя. 2 н. и 11 з.п. ф-лы, 12 пр.
СПОСОБ СЕЛЕКТИВНОГО ИЗВЛЕЧЕНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ ИЗ РАДИОАКТИВНЫХ АЗОТНОКИСЛЫХ РАСТВОРОВ (ВАРИАНТЫ) // 2522544
Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при производстве «реакторного» 99Мо как генератора 99mТc биомедицинского назначения, а также при анализе технологических растворов для предварительного выделения Мо или Мо и Zr при экстракционной переработке растворов технологии отработавшего ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС). Описаны варианты способов селективного экстракционного извлечения значительной части молибдена или совместно молибдена и циркония из радиоактивных растворов с получением экстракта. Перерабатываемый радиоактивный раствор обрабатывают экстрагентом, представляющим собой трудно растворимый в водной фазе спирт, в присутствии экстрагируемого комплексообразователя, в качестве которого могут быть использованы гидроксамовые кислоты с числом углеродных атомов 6-12, что обеспечивает достаточно полное извлечение молибдена и циркония в органическую фазу. Из экстракта выделяют молибден или молибден и цирконий в компактном виде сублимацией или реэкстракцией. Технический результат - получение экстракта, очищенного от альфа- и гамма-радиоактивных примесей более чем в 100 раз, и последующее раздельное выделение радионуклидов из экстракта, совмещенное в заключительной стадии процесса с регенерацией экстрагента. 2 н. и 15 з.п. ф-лы, 2 табл., 12 пр.
Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива
Изобретение относится к переработке отработанного ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС)
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОЯТ АЭС // 2454742
Изобретение относится к технологии переработки отработанного ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС)
