Водные способы (G21C19/46)
G Физика(403185)
G21 Ядерная физика, ядерная техника(6400)
G21C Ядерные реакторы (аналоговые вычислительные машины для них G06G7/54; реакторы синтеза G21B; ядерные взрывчатые вещества G21J)
(2914)
G21C19/46 Водные способы(54)
Изобретение относится к урановой тепловыделяющей сборке (7) легководного реактора и способу осуществления ядерного топливного цикла. В способе изотоп америция извлекают во время переработки отработавшего топлива с целью добавления его к топливу, причем массовая доля W, в масс.%, америция 241, добавляемая к тяжёлому металлу ядерного топлива, находится в следующих диапазонах: W < -0,006e2 + 0,12e - 0,43 при обогащении 5 масс.% или больше, W < -0,000356e + 0,00357 при обогащении 4,2 масс.% или больше и меньше 5,0 масс.% по отношению к среднему обогащению e урана 235, в масс.%, тепловыделяющей сборки (7).
Изобретение относится к области ядерной энергетики, может быть использовано для обращения с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) и радиоактивными отходами (РАО). Предлагается способ экстракционного выделения трансплутониевых и редкоземельных элементов (ТПЭ и РЗЭ) из рафината головного цикла модифицированного Пурекс-процесса переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), включающий выделение фракции ТПЭ и РЗЭ с их отделением от цезий-стронциевой фракции, промывку полученного экстракта азотнокислым раствором и реэкстракцию ТПЭ и РЗЭ.
Способ получения порошка, содержащего частицы октаоксида триурана и частицы диоксида плутония // 2767779
Изобретение относится к области переработки отработавших ядерных топлив. Способ получения порошка, содержащего однородную смесь частиц U3O8 и частиц PuO2, включает в себя: получение водной суспензии S1 частиц оксалата урана (IV) и водной суспензии S2 частиц оксалата плутония (IV) при помощи процедур оксалатного осаждения; смешивание суспензий S1 и S2.
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 N,N-диалкиламидам формулы (I), которые могут найти применение при переработке отработанного ядерного топлива. В формуле (I) R1 означает линейную алкильную группу, имеющую от 1 до 4 атомов углерода; R2 представляет собой линейную алкильную группу, имеющую от 1 до 10 атомов углерода; R3 означает линейную или разветвленную алкильную группу, имеющую от 6 до 15 атомов углерода; при условии, что R3 отличается от н-октильной, н-децильной, н-додецильной, 2-этилгексильной и 2-этилоктильной группы, когда R1 является н-бутильной группой и R2 означает этильную группу.
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 способу автоматического управления и регулирования процессов в экстракционных ядерно-безопасных пульсационных колоннах и может быть использовано при аффинажной экстракционной переработке отработанного смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного 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 экстракционной технологии переработки облученного ядерного топлива. Уран, плутоний и сопутствующие элементы экстрагируют из азотнокислого раствора, промывают экстракт, реэкстрагируют плутоний с частью урана, отмывают урановый экстракт от остатков плутония, нептуния и технеция, корректируют реэкстракт плутония по содержанию азотной кислоты и окисляют плутоний (III) до плутония (IV), повторно экстрагируют плутоний с частью урана, промывают экстракт повторной экстракции и повторно реэкстрагируют плутоний.
Изобретение относится к области переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ), в частности к процессам переработки азотнокислых растворов. Способ очистки регенерированной азотной кислоты от радиорутения включает выпаривание из рутенийсодержащего раствора азотной кислоты в испарителе, конденсацию паров и получение раствора регенерированной азотной кислоты.
Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности, к технологии переработки отработавшего нитридного ядерного топлива и может быть использовано преимущественно в замкнутом ядерном топливном цикле (ЗЯТЦ).
Изобретение относится к применению альдоксимов в качестве агентов противоазотистого действия при операциях восстановительной реэкстракции плутония. Изобретение может найти применение в любых способах переработки отработанного ядерного топлива.
Изобретение относится к процессам растворения облученного ядерного топлива (ОЯТ), конкретно к растворению волоксидированного топлива, состоящего из высокодисперсных частиц. Способ растворения волоксидированного облученного ядерного топлива включает загрузку волоксидированного ОЯТ в корзину-контейнер с перфорированной обечайкой, перемещение корзины-контейнера в аппарат-растворитель, растворение топлива, опорожнение аппарата-растворителя и извлечение корзины-контейнера.
Изобретение относится к области переработки отработанного ядерного топлива. Изобретение может найти применение в любом способе переработки отработанного ядерного топлива, включающем одну или несколько операций восстановительной реэкстракции плутония, в частности в способе PUREX, применяемом на современных заводах переработки отработанного ядерного топлива, а также в способах, являющихся производными этого способа.
Изобретение относится к способу обработки водного раствора, полученного при растворении отработавшего ядерного топлива в азотной кислоте. Способ обработки включает совместную экстракцию урана и плутония, которая включает контактирование в экстракторе водного раствора с органическим раствором, содержащим от 1 моль/л до 2 моль/л N,N-ди(2-этилгексил)-3,3-диметилбутанамида или смесь N,N-ди(2-этилгексил)-изобутанамида и N,N-ди(2-этилгексил)-н-бутанамида в качестве экстрагента, очистку органического раствора, разделение урана и плутония, содержащихся в органическом растворе, реэкстракцию плутония в степени окисления +IV и фракции урана из органического раствора, экстракцию всей или части урановой фракции, содержащейся в водном растворе, очистку органического раствора от технеция, регенерацию органической фазы, при этом получают первый и второй водные растворы, очищенные от америция, кюрия и продуктов деления, включая технеций, где первый водный раствор включает плутоний без урана или смесь плутония и урана, а второй водный раствор включает уран без плутония.
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 новым асимметричным N,N-диалкиламидам формулы (I): (I),где R является линейной или разветвленной алкильной группой, имеющей от 8 до 15 атомов углерода. Изобретение также относится к способу синтеза N,N-диалкиламидов формулы (I), к их применению для экстракции урана и/или плутония из водного раствора кислоты, к их применению для полного или частичного отделения урана от плутония из водного раствора кислоты, и к способу из одного цикла для обработки водного раствора, полученного при растворении отработавшего ядерного топлива в азотной кислоте.
Изобретение относится к способу экстракционного выделения и разделения плутония и нептуния из азотнокислых растворов, содержащих плутоний, нептуний, технеций и уран. Способ предусматривает подготовку раствора к экстракции путем стабилизации плутония в степени окисления (IV), а нептуния в степени окисления (IV) или (V).
Изобретение относится к переработке облученного ядерного топлива. Способ переработки облученного ядерного топлива включает волоксидацию топлива, удаление из топлива молибдена, технеция и рутения, растворение топлива.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки облученного ядерного топлива. Способ экстракционного извлечения урана и плутония из водного раствора включает две последовательные стадии противоточной обработки водного потока (потока питания) оборотным экстрагентом, как правило, 30% раствором трибутилфосфата в инертном разбавителе.
Группа изобретений относится к переработке израсходованных ядерных топлив. Отделяют америций от других металлических элементов, присутствующих в кислотной водной фазе или в органической фазе, путем образования комплекса америция с водорастворимым производным этилендиамина.
Изобретение относится к способу очистки азотнокислых урановых продуктов от изотопов рутения. В заявленном способе осуществляется очистка технологических азотнокислых урановых продуктов переработки отработавшего ядерного топлива от рутения, содержащих уран до 300 г/л и азотную кислоту до 40 г/л, на твердофазном катализаторе в присутствии восстановителя гидразин-нитрата с концентрацией до 10 г/л.
Изобретение относится к способу переработки отработанного ядерного топлива. Заявленный способ включает очистку урана и плутония, присутствующих в азотнокислой водной фазе, совместную реэкстракцию в азотнокислую водную фазу урана и плутония, разделение урана и плутония, присутствующих в азотнокислой водной фазе, получаемой ранее, селективную экстракцию всего или части урана в степени окисления VI в органическую фазу, несмешивающуюся с водой, реэкстракцию в азотнокислую водную фазу урана и очистку плутония или смеси урана и плутония, присутствующих в водной фазе, получаемой экстракцией.
Изобретение относится к средствам для ингибирования образования осадка молибдата циркония в водном растворе, содержащем элемент молибден и элемент цирконий, и характеризуется тем, что предусмотрено применение химического элемента, выбираемого из плутония, теллура, сурьмы и их смесей, для ингибирования образования осадка молибдата циркония в водном растворе, содержащем элемент молибден и элемент цирконий.
Изобретение относится к способу переработки отработанного ядерного топлива. Заявленный способ включает очистку урана, плутония и нептуния, присутствующих в азотнокислой водной фазе, полученной при растворении упомянутого ядерного топлива в HNO3, от примесей актинидов (III) и большей части продуктов деления, также присутствующих в данной фазе, причем указанная очистка от примесей включает в себя, по меньшей мере, совместную экстракцию урана, плутония и нептуния в фазу растворителя; разделение урана, плутония и нептуния, присутствующих в фазе растворителя, на первую водную фазу, содержащую либо плутоний без U или Np, либо смесь Pu+U без Np, или смесь Pu+U+Np, и вторую водную фазу, содержащую либо смесь U+Np без Pu, либо уран без Pu и Np; хранение первой водной фазы; очистку плутония, либо смеси Pu+U, либо смеси Pu+U+Np, присутствующих в первой водной фазе, от продуктов деления, все еще присутствующих в данной фазе, при этом указанная очистка включает в себя, по меньшей мере, однократное добавление урана для получения в конце данной стадии водного раствора, содержащего смесь Pu+U или Pu+U+Np; и совместную конверсию полученной таким образом смеси Pu+U или Pu+U+Np в смешанный оксид.
Изобретение относится к области регенерации плутония из отработанного ядерного топлива водными методами. Предложен способ реэкстракции плутония из органического раствора трибутилфосфата, содержащего плутоний в четырехвалентном состоянии, в водный азотнокислый раствор осуществляют путем контактирования указанного органического раствора с водным раствором, содержащим азотную кислоту, карбогидразид в качестве восстановителя, переводящего плутоний в трехвалентное состояние, и аминокарбоновую кислоту.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки отработавшего ядерного горючего, и может быть использовано в технологической схеме переработки ОЯТ. В заявленном изобретении извлечение урана и плутония в раствор трибутилфосфата в инертном разбавителе проводят в две последовательные стадии, первую из которых проводят в запредельном режиме, и образующийся при этом водный поток, содержащий от 15% до 50% суммы извлекаемых элементов, на второй стадии обрабатывают дополнительным потоком оборотного экстрагента в режиме полного извлечения элементов.
Изобретение относится к методам фракционирования долгоживущих радионуклидов при комплексной переработке облученного ядерного топлива (ОЯТ) атомных электростанций (АЭС) и направлено на селективное выделение нептуния из совместного экстракта урана, нептуния, плутония и технеция.
Способ очистки регенерированного урана // 2447523
Изобретение относится к способам экстракционной очистки регенерированного урана и может быть использовано в технологических процессах при переработке облученного ядерного топлива, где необходима очистка урана от плутония, тория-228 и нептуния-237.
Изобретение относится к способу коллективного отделения всех актинидов (III), (IV), (V) и (VI), находящихся в сильнокислой водной фазе, от продуктов распада, и, в частности, лантанидов, также находящихся в этой фазе, путем применения двух экстрагентов, которые действуют в несвязанных химических областях.
Способ регенерации отработанного ядерного топлива и получения смешанного уран-плутониевого оксида // 2431896
Изобретение относится к способу регенерации отработанного ядерного топлива на основе оксида урана или смешанного уран-плутониевого оксида. .
Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано в области переработки отработавшего ядерного топлива для непрерывной очистки нитрата уранила от продуктов деления путем осаждения.
Способ обработки отработанного ядерного топлива и используемый для этого центробежный экстрактор // 2423743
Изобретение относится к технологиям переработки отработанного ядерного топлива. .
Изобретение относится к области регенерации плутония из отработанного ядерного топлива (ОЯТ) водными методами. .
Способ очистки оксидов урана от примесей // 2384902
Изобретение относится к технологии получения ядерного топлива энергетического назначения, в частности к процессу очистки от примесей оксидов природного, регенерированного или возвратного (оружейного) урана.
Изобретение относится к способам экстракционной очистки регенерированного урана и может быть использовано в технологических процессах переработки облученного ядерного топлива, где необходима очистка урана от бета-активного технеция-99.
Изобретение относится к способам экстракционной переработки регенерированного урана и может быть использовано в технологических процессах переработки ядерного топлива. .
Изобретение относится к области регенерации облученного ядерного топлива, обработки руд редкоземельных металлов, тория и/или урана. .
Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива. .
Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива. .
Пеногаситель // 2281137
Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива. .
Изобретение относится к очистке радиоактивных отходов. .
Изобретение относится к области обращения с отработавшим ядерным топливом. .
Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива. .
Изобретение относится к области радиохимической промышленности. .
Способ переработки урангадолиниевых скрапов // 2237299
Изобретение относится к переработке урангадолиниевых скрапов для получения соединений урана ядерной чистоты. .
