Патенты принадлежащие Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" (RU)
Изобретение относится к литейному производству, в частности к противопригарным термостойким краскам для графитовых литейных форм и стержней, наносимых на внутреннюю поверхность оснастки, и может быть использовано при получении отливок из химически-активных металлов и сплавов.
Изобретение относится к изготовлению стекла для активной части источников ионизирующего излучения на основе цезия-137. В качестве материала активной части ИИИ на основе цезия-137 предлагаются цезийборосиликатные стекла, которые помимо основных компонентов (оксиды цезия, бора и кремния) содержат такие дополнительные компоненты оксиды титана, кальция, лития, цинка в концентрациях, мас.%: Cs2O 40-48; SiO2 39-40; В2О3 6-10; TiO2 0,5-5,0; СаО 0,5-1,5; Li2O 2-3; ZnO 0,5-2.
Изобретение относится к технологии получения свинца-211/висмута-211 (211Pb/211Bi) для ядерной медицины. Способ основан на использовании эффекта эманации радона-219 (219Rn) источником, содержащим препарат радий-223 (223Ra).
Изобретение предназначено для автоматизированного отбора проб воздушной среды, поступающей из вентиляционной трубы, измерения объема прокачанной воздушной среды и приготовления на ее основе растворов, содержащих радионуклиды трития и углерод-14.
Изобретение относится к области локализации жидких радиоактивных отходов, в частности к составам для отверждения жидких радиоактивных растворов и пульп путем их остекловывания. Алюмофосфатное стекло для иммобилизации радиоактивных отходов содержит оксид натрия, оксид алюминия, оксид фосфора и примеси оксидов одновалентных и многовалентных элементов (продукты деления и коррозии, а также актиноидов), а также модифицирующую добавку, при следующем соотношении компонентов, масс.
Способ получения технеция-99m // 2701552
Изобретение относится к технологии получения радионуклида технеций-99m, в частности для ядерной медицины. Способ включает изготовление мишени из мелкодисперсных труднорастворимых частиц на основе долгоживущего радионуклида технеций-99 или его соединений, окруженных буферным материалом в виде твердого вещества, растворимого в воде или других растворителях, облучение мишени в потоке быстрых нейтронов, накопление в материале мишени радионуклида технеций-99m, образующегося в результате реакции неупругого рассеяния на ядрах технеций-99, отделение путем растворения в воде или других растворителях буферного материала, содержащего накопленный технеций-99m, выделение целевого радионуклида из полученного раствора, возврат нерастворенного мелкодисперсного мишенного материала для изготовления новой мишени и последующего облучения.
Изобретение относится к области обращения с радиоактивными растворами и суспензиями. Способ извлечения жидких высокоактивных отходов из емкостей-хранилищ, заключающийся в установке через верхнее перекрытие на необходимую глубину разгрузочного устройства.
СПОСОБ ОЧИСТКИ ЭКСТРАКТА АКТИНИДОВ ПЕРВОГО ЭКСТРАКЦИОННОГО ЦИКЛА PUREX-ПРОЦЕССА ОТ ТЕХНЕЦИЯ // 2686076
Изобретение относится к технологии переработки отработанного ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС). Способ очистки экстракта актинидов первого экстракционного цикла PUREX-процесса от технеция включает экстракцию урана, плутония, нептуния разбавленным три-н-бутилфосфатом и очистку полученного экстракта от основного количества технеция.
Изобретение относится к обезвреживанию жидких радиоактивных отходов низкого и среднего уровня активности. Способ комплексной переработки жидких радиоактивных отходов включает стадии предварительной очистки, обратноосмотического обессоливания с разделением потоков на пермеат (фильтрат) с солесодержанием < 0,5 г/л и высокосолевой концентрат с последующей доочисткой фильтрата на сорбентах и локализацией высокосолевого концентрата.
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для хранения отработавших ядерных топливных элементов реактора ВВЭР 1000. Чехол хранения отработавших тепловыделяющих сборок от реакторов типа ВВЭР-1000 состоит из чехловых труб, центрального стержня с грибком, крышки, дистанционирующих решеток, дна.
Телескопическая грузоподъемная штанга // 2669197
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к оборудованию для перегрузки отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000 в бассейнах-хранилищах отработавшего ядерного топлива. Телескопическая грузоподъемная штанга выполнена из нержавеющей стали и содержит тросовый привод.
Изобретение относится к области локализации жидких радиоактивных отходов, в частности к составам для отверждения жидких радиоактивных растворов и пульп путем их остекловывания. Алюмофосфатное стекло содержит следующие компоненты, мас.
