Переработка облученного топлива (G21C19/42)
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)
G21C19/42 Переработка облученного топлива(50)
Изобретение может быть использовано для получения солевых композиций на основе LiF-BeF2, которые могут быть применены в качестве рабочих жидкостей при эксплуатации жидкосолевых реакторов (ЖСР). Способ включает плавление смеси солей, содержащей фторид лития и фторид свинца, взятые в количестве, соответствующем эвтектическому составу получаемой композиции.
Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано для получения топливной соли на основе фторидов лития и бериллия, предназначенной для введения в контур энергоблока жидкосолевых реакторов.
Изобретение относится к способу электролитического рафинирования металлического ядерного топлива. Способ включает селективное анодное растворение компонентов ядерного топлива в контейнере с расплавленным электролитом LiCl-KCl, содержащем хлориды актиноидов, при температуре не ниже 500°С, селективное катодное электровыделение актиноидов на твердом стальном катоде, при этом в качестве исходного анодного материала используют металлическое ядерное топливо, при этом электролитическое рафинирование осуществляют при катодной плотности тока не ниже 90% от предельного значения тока выделения урана, значение катодной плотности тока поддерживают путем перемещения стального катода относительно поверхности электролита с постоянной скоростью, определяемой токовой нагрузкой и потенциалом катода.
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано в технологии переработки отработавшего нитридного ядерного топлива, в частности в технологиях замкнутого ядерного топливного цикла. Способ включает фрагментацию, выдержку фрагментов тепловыделяющих элементов с отработавшим нитридным ядерным топливом в атмосфере азота при температуре не менее 500°С в реакторе.
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано в технологии переработки отработавшего нитридного ядерного топлива, в частности, в технологиях замкнутого ядерного топливного цикла. Способ включает высокотемпературную обработку фрагментов тепловыделяющих элементов с отработавшим нитридным ядерным топливом в окислительной атмосфере, в ходе которой фрагменты тепловыделяющих элементов с отработавшим нитридным ядерным топливом нагревают до 800°С и выдерживают в реакторе при этой температуре в атмосфере азота.
Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к способам переработки оксидного ядерного топлива, и может быть использовано преимущественно в замкнутом ядерном топливном цикле (ЗЯТЦ). Способ включает электролиз расплава LiCl с добавкой не менее 1 мас.% Li2O при температуре не выше 700°С с использованием инертного катода и кислородвыделяющего анода из смеси NiO-Li2O.
Изобретение относится к пирохимической переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и может быть использовано в процессе переработки металлического продукта операции электролитического рафинирования отработавшего ядерного топлива, содержащего актиниды и благородные металлы, путем включения в технологию замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) реакторов на быстрых нейтронах.
Изобретение относится к способу переработки нитридного отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Способ включает растворение нитридного ОЯТ в солевом расплаве и последующее выделение актинидов осаждением за счет добавления нитрида лития в солевой расплав.
Изобретение относится к радиохимической технологии, в частности к способам разделения нептуния и плутония экстракционными методами при переработке отработавшего ядерного топлива. Способ включает обработку исходного раствора, содержащего плутоний, нептуний реагентом-восстановителем, который восстанавливает плутоний до трехвалентного состояния, а нептуний до четырехвалентного.
Изобретение относится к реакторам на расплавах солей, в которых расплав соли может включать продукты деления ядер. Механизм химического разделения включает приемник расплава солей с находящимся в нем расплавом солей; приемник растворителя, в котором находится растворитель; электрод и механизм перемещения электродов.
Изобретение относится к области рециклирования ядерных энергетических материалов. Способ восстановления изотопного состава регенерированного урана выгоревшего ядерного топлива для повторного использования в ядерном реакторе основан на осуществлении изотопного восстановления гексафторида регенерированного урана в двойном разделительном газоцентрифужном каскаде с подачей во второй каскад гексафторида урана-разбавителя и смешиванием выделенного в каскаде гексафторида урана с гексафторидом урана-разбавителя.
Изобретение относится к способам переработки нитридного отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Способ переработки нитридного ОЯТ включает подготовку электролита растворением ценного компонента в расплаве галогенидов.
Изобретение относится к способу химического обогащения урана по легким изотопам и может быть использовано в радиохимическом производстве для корректировки изотопного состава ядерного топлива. Способ основан на экстракции урана в кислой среде полярным органическим экстрагентом ТБФ.
Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к способам переработки отработавшего ядерного топлива, и может быть использовано в технологии переработки отработавшего ядерного топлива в схеме замкнутого ядерного топливного цикла, извлеченного из тепловыделяющих элементов.
Способ отделения нитридного ядерного топлива от оболочки фрагментов тепловыделяющих элементов // 2732721
Изобретение относится к способу отделения отработавшего нитридного ядерного топлива от оболочки фрагментов тепловыделяющего элемента и может быть использовано в технологии переработки отработавшего нитридного ядерного топлива в составе технологии замкнутого ядерного топливного цикла.
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).
Способ переработки тепловыделяющих элементов // 2707562
Изобретение относится к ядерной энергетике. Способ переработки тепловыделяющих элементов с нитридным отработавшим ядерным топливом включает растворение их фрагментов до получения электролитного раствора, содержащего соединения актинидов, пригодного для их выделения.
Изобретение относится замыканию ядерного топливного цикла и может быть использовано для возврата урана, выделенного из отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), в топливный цикл как легководных реакторов, так и других типов реакторов, работающих на обогащенном уране.
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано преимущественно в замкнутом ядерном топливном цикле (ЗЯТЦ). Способ включает восстановление компонентов оксидного ядерного топлива при электролизе расплава хлорида лития с добавкой оксида лития в количестве не менее 1 мас.
Изобретение относится к способам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) и предназначено для использования в головных операциях радиохимической технологии переработки ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 с целью отделения трития.
Изобретение может быть использовано при электрохимической переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) реакторов на быстрых нейтронах. Способ характеризуется тем, что в расплавленный электролит на основе эвтектической смеси хлоридов лития и калия после выделения из него актинидов, лантанидов и щелочноземельных металлов добавляют хлорид переходного металла, в качестве которого используют дихлорид кадмия, при этом процесс ведут при температурах не выше 350°С.
Изобретение относится к области переработки отработавшей топливной композиции жидкосолевого реактора. Композиционная смесь для осаждения оксидов делящихся и осколочных нуклидов из расплава эвтектической смеси LiF-NaF-KF без изменения состава эвтектической смеси, содержащая Li2O, NaF, KF при следующем соотношении компонентов, мол.
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 радиохимической технологии и может быть использовано при переработке облученного ядерного топлива (ОЯТ). Способ растворения волоксидированного ОЯТ включает обработку ОЯТ в гетерогенной системе с участием диоксида азота.
Изобретение относится к области радиохимической технологии и может быть использовано для отделения трития на головных операциях процесса переработки облученного ядерного топлива. Сущность изобретения заключается в одновременном воздействии на топливную композицию окислительно-активных компонентов CO2-содержащей газофазной системы при ограничении концентрации в ней диоксида азота, кислорода, азотной кислоты.
Изобретение относится к способам очистки загрязненного вредными изотопами сырья для использования его в дальнейшем для получении восстановленного урана для ядерного топлива. Способ очистки загрязненного сырья для разделительного производства от вредных изотопов заключается в снижении концентрации изотопов 232U, 234U, 236U путем переработки гексафторида урана загрязненного сырья в двойном каскаде газовых центрифуг.
Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Способ извлечения металлов платиновой группы из продукта кислотного растворения волоксидированного ОЯТ заключается в том, что полученное после волоксидации ОЯТ растворяют в азотной кислоте в диапазоне температур 83-86°C в течение 4-5 часов с получением остаточного содержания в продукте азотной кислоты в диапазоне 1,42-2,3 моль/л, урана в диапазоне 480-600 г/л, термостатируют полученный продукт в диапазоне температур 69-80°C в течение 2-48 часов, вносят флокулянт и диспергируют реакционную смесь, проводят накопление осадка в донной части аппарата за счет седиментационного осаждения в диапазоне температур 35-57°C в течение 6-24 часов.
Изобретение относится к способам переработки нитридного отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Способ переработки нитридного отработавшего ядерного топлива в солевых расплавах включает катодное восстановление ионов урана, подготовку электролита в аппарате для переработки нитридного отработавшего ядерного топлива.
Изобретение относится к пассивной системе фильтрации для зоны загрузки топлива, имеющей бассейн отработанного топлива в ядерном реакторе. Пассивная система фильтрации уменьшает выпуск в атмосферу частиц, таких как радиоактивные частицы, образуемые в случае кипения бассейна отработанного топлива.
Заявленное изобретение относится к процессам извлечения и концентрирования радионуклидов и может быть использовано в радиохимических технологиях при переработке облученного топлива АЭС. В заявленном способе отделение плутония от урана предусмотрено на стадии реэкстракции с использованием водорастворимых комплексонов - моноамидов дигликолевой кислоты.
Заявленное изобретение относится к способу регенерации материала ядерного топлива. В заявленном способе осуществляют выделение материала ядерного топлива, содержащего металлический торий, и переработку оксида материала ядерного топлива в реакторе (1), содержащего оксид тория в отработавшем топливе, помещенный в корзину (3а).
Изобретение относится к области ядерных технологий, в частности к топливу АЭС на тепловых нейтронах. Топливная композиция для водоохлаждаемых реакторов АЭС на тепловых нейтронах включает смесь регенерированного плутония и обогащенного урана в виде оксидов, при этом в качестве обогащенного урана используется обогащенный регенерированный уран, при соотношении компонентов, определяемом энергетическим потенциалом, равным потенциалу свежеприготовленного топлива АЭС из обогащенного природного урана, обеспечивающим 100% загрузку активной зоны реактора.
Изобретение относится к области создания пирохимических технологий переработки облученного ядерного топлива, в частности оксидного.
Способ бестокового получения урана (V) в расплавленных хлоридах щелочных металлов (NaCl-2CsCl, NaCl-KCl, LiCl-KCl), содержащих ионы урана (VI), сущность которого заключается в выдержке в атмосфере над расплавом металлического циркония в качестве геттера при температуре 550-750°C в течение 180-250 минут.
Способ очистки облученного ядерного топлива // 2499306
Настоящее изобретение относится к области переработки облученного ядерного топлива, в частности к пироэлектрохимической технологии переработки облученного ядерного топлива, к выделению электроположительных продуктов деления из технологических расплавов.
Изобретение относится к технологии рециклирования ядерных энергетических материалов и может быть использовано для возврата урана, выделенного из отработавшего ядерного топлива, в топливный цикл легководных реакторов.
Способ растворения мокс-топлива // 2451639
Изобретение относится к способам растворения топлива, которое представляет собой смесь оксидов урана и плутония. .
Изобретение относится к способам и устройствам, обеспечивающим разделение многокомпонентного потока плазмы по массам, и может быть использовано для получения изотопов и выделения химических элементов. .
Способ плазменного разделения отработанного ядерного топлива и устройство для его осуществления // 2419900
Изобретение относится к способам и устройствам для электромагнитного плазменного разделения химических элементов, изотопов и может быть использовано при выделении элементов или групп элементов из многокомпонентной смеси, производстве стабильных и радиоактивных изотопов химических элементов.
Изобретение относится к ядерному топливному циклу, к технологии изотопного восстановления регенерированного урана и может быть использовано при производстве низкообогащенного урана (НОУ) для топлива атомных станций.
Изобретение относится к ядерному топливному циклу, а именно к способам переработки на каскаде газовых центрифуг загрязненного вредными изотопами 232U, 234 U, 236U уранового сырья.
Изобретение относится к технологии рециклирования ядерных энергетических материалов. .
Изобретение относится к технологии рециклирования ядерных энергетических материалов. .
Изобретение относится к технологии переработки твердого облученного ядерного топлива (ОЯТ) в виде разнородных урансодержащих топливных композиций (металлических, карбидных, оксидных и др.) с целью его дальнейшего возврата в ядерно-топливный цикл.
Способ регенерации оборотного экстрагента // 2302677
Изобретение относится к способам регенерации оборотного экстрагента и может быть использовано в технологии переработки облученного ядерного горючего. .
Способ экстракционного аффинажа урана // 2295168
Изобретение относится к экстракционным процессам, в частности к экстракционному аффинажу урана, и может быть использовано в технологии переработки ядерного топлива, концентратов урана и урансодержащих возвратных изделий.
Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива. .
Изобретение относится к технологии рециклирования ядерных энергетических материалов и может быть использовано для возврата урана, выделенного из отработанного ядерного топлива в топливный цикл легководных реакторов.
Изобретение относится к области обращения с отработавшим ядерным топливом. .
Изобретение относится к процессам разделения веществ осадительными или сорбционными методами, а также к способам очистки различных жидкостей (например, расплавленных солей, водных растворов, масел) от твердых осадков и взвесей и может быть использовано, в частности, в атомной энергетике при переработке ядерного топлива пирохимическим осадительным методом в расплавленных солях.
