Соединения трансурановых элементов (C01G56)
C Химия; металлургия(326262)
C01 Неорганическая химия (обработка порошков неорганических соединений для производства керамики C04B35; бродильные или ферментативные способы синтеза элементов или неорганических соединений, кроме диоксида углерода, C12P3; получение соединений металлов из смесей, например из руд, в качестве промежуточных соединений в металлургическом процессе при получении свободных металлов C21B,C22B; производство неметаллических элементов или неорганических соединений электролитическими способами или электрофорезом C25B)
(20787)
C01G56 Соединения трансурановых элементов(85)
Способ выделения калифорния из растворов // 2788594
Изобретение может быть использовано для выделения калифорния из железосодержащих растворов. Способ выделения калифорния из растворов включает направление исходного раствора в хроматографическую колонку, выделение целевого элемента с использованием органического реагента и последующее элюирование с выделением целевого элемента в водный раствор.
Изобретение относится к применению карбамида общей формулы (I), где R1, R2 и R3, одинаковые или разные, означают линейную или разветвлённую алкильную группу с 1–12 атомами углерода, R4 означает атом водорода или линейную или разветвлённую алкильную группу с 1–12 атомами углерода, и где карбамид содержит общее количество атомов углерода от 17 до 25, в качестве экстрагента для полного или частичного разделения урана (VI) и плутония (IV), без восстановления плутония (IV) в плутоний (III), на основе водного раствора А1, полученного растворением отработавшего ядерного топлива в азотной кислоте.
Изобретение относится к получению безводного трифторида плутония лабораторным способом для целей его последующего использования при проведении радиохимических исследований. Способ включает гидрофторирование в две стадии, при этом на первой стадии проводят осаждение из азотнокислого раствора плутония плавиковой кислотой, взятой с избытком от стехиометрии гидратированного тетрафторида плутония, с его последующей декантацией, отделение и сушку осадка и проводят вторую стадию.
Изобретение относится к технологии получения порошка, содержащего оксид урана UO2, при необходимости оксид плутония PuO2 и при необходимости оксид америция AmO2 и/или оксид другого минорного актиноида МО2, где М означает нептуний или кюрий.
Изобретение относится к ядерной технологии, к аналитическому обеспечению технологии замкнутого топливного цикла, в частности к анализу химической чистоты соединений плутония, нептуния, америция и кюрия.
Изобретение относится к ядерной технологии, преимущественно к аналитическому обеспечению процесса переработки облученного ядерного топлива и выделения минорных актинидов для последующего выжигания. Образец облучённого ядерного материала, содержащего трансурановые элементы, включая облучённое ядерное топливо, растворяют в конической колбе Эрленмейера объемом 500 мл, с дефлегматором высотой не менее 150 мм, который последовательно соединен с тремя ловушками, представляющими собой поглотители Петри.
Изобретение относится к радиохимическим технологиям, а именно к способам растворения некондиционной твердотопливной композиции МОКС-топлива, представляющей собой смесь диоксидов урана и плутония или уран-плутониевый диоксид, прошедший спекание.
Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для очистки рафината от америция, полученного на операции экстракционного аффинажа плутония в производстве смешанного уран-плутониевого топлива.
Способ растворения ядерного топлива // 2733810
Изобретение относится к способу растворения ядерного топлива, в частности отработанного ядерного топлива, включающему погружение ядерного топлива в раствор азотной кислоты. Способ растворения дополнительно включает механическое измельчение ядерного топлива, причём это механическое измельчение проводится в растворе азотной кислоты во время погружения.
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к процессам растворения диоксида плутония (ДП) при проведении его переочистки для использования в производстве уран-плутониевого топлива (в частности, МОКС-топлива), растворении скрапа МОКС-топлива (порошков и таблеток уран-плутониевого топлива) и выделения америция при их проведении.
Изобретение относится к области разработки эффективных экстрагентов для выделения долгоживущих радионуклидов, в частности цезия и америция, из щелочных сред и может применяться в экстракционных технологиях переработки щелочных радиоактивных отходов.
Изобретение относится к гидрометаллургическим методам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ), в частности изобретение может быть использовано для стабилизации плутония(IV) в азотнокислых растворах при разделении актинидных элементов экстракционными способами.
Изобретение относится к способам переработки некондиционной таблетированной продукции производства МОКС-топлива до процесса спекания. Способ растворения некондиционной таблетированной продукции производства МОКС-топлива включает раздельное растворение урана и плутония.
Изобретение относится к способу растворения диоксида плутония или смешанных оксидов актиноидов, содержащих диоксид плутония, любых других оксидов с окислительно-восстановительным потенциалом положительнее потенциала пары Ag2+/Ag+(-1,98 В).
Изобретение относится к способу получения порошка оксида по меньшей мере одного металла, при этом степень окисления каждого металла составляет от (III) до (VI). Способ включает в себя последовательно в следующем порядке: а) проведение реакции водного раствора, содержащего, для каждого металла, по меньшей мере одну соль с катионом этого металла, с соединением, содержащим гидроксид, b) отделение полученного осадка, с) приведение в контакт отделенного осадка с органическим протонным полярным растворителем, d) удаление органического протонного полярного растворителя путем вакуумной сушки осадка.
Изобретение относится к способу получения порошка, включающего твердый раствор диоксида урана и диоксида по меньшей мере одного другого актинида и/или лантанида, который подходит для использования в изготовлении ядерного топлива.
Изобретение относится к ядерной технологии, в частности к аналитическому обеспечению процесса переработки облученного ядерного топлива, и раскрывает способ совместного спектрофотометрического определения нептуния, америция и плутония.
Изобретение относится к экстракционным системам, предназначенным для извлечения радионуклидов из карбонатно-щелочных растворов, в частности америция и европия, и может найти применение в аналитической химии, а также при переработке жидких радиоактивных отходов.
Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при переработке отработавшего ядерного топлива и производстве смешанного уран-плутониевого топлива. Способ получения смешанных оксидов урана и плутония включает смешение растворов урана и плутония, находящихся в нестабилизированном валентном состоянии, перевод в полученном растворе мастер-смеси урана в четырехвалентную форму плутония в трехвалентную форму путем восстановления на твердофазном катализаторе, стабилизацию полученного валентного состояния урана и плутония избытком восстановителя и осаждение в слабокислой среде оксалатов четырехвалентного урана и трехвалентного плутония путем одновременного смешения растворов мастер-смеси и гидразин-гидрата с раствором щавелевой кислоты.
Изобретение относится к способу получения оксихлорида и/или оксида актинида(ов), и/или лантанида(ов) из хлорида актинида(ов), и/или лантаноида(ов), присутствующего в среде, содержащей по крайней мере одну расплавленную соль типа хлорида.
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.
Изобретение может быть использовано для дезактивации сложнообогащаемого цирконового концентрата Зашихинского месторождения, содержащего примесь кремния в виде кварца и полевых шпатов. Способ дезактивации цирконийсодержащего концентрата включает его обработку кислотой при нагревании, обработку продукта водой с образованием пульпы, выделение очищенного концентрата и его сушку.
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.
Изобретение относится к способу приготовления оксалатов актиноидов. Способ включает осаждение одного актиноида или соосаждение большего числа актиноидов в форме частиц оксалата в псевдоожиженном слое приведением в контакт водного раствора, содержащего актиноид или актиноиды, с водным раствором щавелевой кислоты или соли щавелевой кислоты и сбор частиц оксалата.
Способ растворения кремнийсодержащей пульпы // 2472711
Изобретение относится к области переработки и обезвреживания высокоактивных пульп и может быть использовано на радиохимических производствах. .
Изобретение относится к способам растворения диоксид плутония содержащих материалов (собственно диоксида плутония или смеси диоксида плутония с продуктами коррозии нержавеющей стали) и может быть применено в технологиях, в которые входят операции растворения материалов, содержащих диоксид плутония, с последующей экстракционной очисткой растворов плутония от примесей.
Изобретение относится к области переработки и утилизации радиоактивных отходов предприятий атомной промышленности. .
Способ растворения мокс-топлива // 2451639
Изобретение относится к способам растворения топлива, которое представляет собой смесь оксидов урана и плутония. .
Изобретение относится к ядерной энергетике и касается технологии получения смешанного диоксида урана и плутония (UO 2-PuO2) для изготовления ядерного топлива. .
Изобретение относится к технологии получения сорбентов для очистки гексафторида урана, получаемого из облученного ядерного топлива (ОЯТ), от гексафторида плутония. .
Изобретение относится к электролизерам для растворения оксидов урана, плутония или смешанных оксидов урана и плутония в азотной кислоте с использованием двухвалентного серебра и может быть использовано для извлечения урана (плутония) из отходов различных производств ядерно-топливного цикла.
Способ очистки плутония от урана // 2307794
Изобретение относится к области химической технологии и может быть использовано при получении плутония высокой степени чистоты. .
Изобретение относится к устройствам для разделения и глубокой очистки радиоактивных элементов, обладающих различной способностью к образованию амальгам, и может найти применение в радиохимической промышленности для выделения радиоактивных изотопов, используемых в медицине, в аналитической химии для выделения анализируемого элемента.
Изобретение относится к области химической и радиохимической промышленности и может быть использовано для получения нитридного ядерного топлива (мононитрида урана и смеси мононитридов урана и плутония).
Изобретение относится к области радиохимии и может быть использовано в аналитической химии. .
Изобретение относится к способу совместного осаждения актиноидов со степенью окисления (IV), в котором селективный органический комплексообразователь, состоящий из атомов кислорода, углерода, азота, водорода или из карбоновой кислоты, добавляют в водные растворы, содержащие актиноиды в степени окисления (IV), проводят одновременное осаждение по крайней мере двух комплексных соединений актиноидов, затем осадок прокаливают.
Способ стабилизации плутония в четырехвалентном состоянии в азотно-кислых растворах (варианты) // 2270172
Изобретение относится к способам стабилизации плутония в четырехвалентном состоянии в азотнокислых растворах. .
Изобретение относится к области получения плутония и его соединений. .
Изобретение относится к переработке и утилизации твердых радиоактивных отходов предприятий атомной промышленности. .
Способ вскрытия монацитового концентрата // 2242528
Изобретение относится к технологии вскрытия концентратов редкоземельных элементов из природных фосфорсодержащих концентратов. .
Способ разделения плутония и нептуния // 2240981
Изобретение относится к химии трансурановых элементов и может быть использовано при разделении плутония и нептуния. .
Изобретение относится к радиохимии и может быть использовано для выделения и очистки плутония. .
Изобретение относится к способу растворения плутония или сплава плутония. .
Изобретение относится к химии трансурановых элементов и может быть использовано для сорбциоцного извлечения пятивалентного нептуния из водных растворов для аналитических и технологических целей. .
Изобретение относится к переработке отходов ядерной техники и предназначено для переработки легированного металлического плутония. .
Изобретение относится к области выделения радионуклидов и может быть использовано для переработки азотно-кислых отходов радиохимических производств. .
Изобретение относится к технологии переработки облученных материалов. .
Изобретение относится к переработке отработанного ядерного топлива. .
