Защита от рентгеновского излучения, гамма-излучения, корпускулярного излучения, бомбардировки частицами и обработка материалов с радиоактивным заражением и устройства для устранения радиоактивного заражения таких материалов (G21F)
G Физика(403185)
G21 Ядерная физика, ядерная техника(6400)
G21F Защита от рентгеновского излучения, гамма-излучения, корпускулярного излучения, бомбардировки частицами; обработка материалов с радиоактивным заражением; устройства для устранения радиоактивного заражения таких материалов (защита от облучения фармацевтическими средствами A61K7/40; на космических кораблях B64G; защитные устройства, конструктивно объединенные с реактором, G21C11; в рентгеновских трубках H01J35/16; защитные устройства, конструтивно объединенные с рентгеновскими аппаратами H05G1/02)(2116)
G21F1 - Состав материалов для защиты от излучений(166)
G21F5 - Переносные или передвижные защитные контейнеры(290)
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к радиационно-защитным контейнерам, предназначенным как для технологического обращения, так и для транспортирования их по дорогам общего пользования.
Изобретение относится к плавильным устройствам, работающим с использованием метода индукционной плавки в холодном тигле, предназначенным для плавки веществ, например, таких как оксиды и их сплавы, и может быть использовано для плавки, испарения и ионизации радиоактивных отходов для их плазменного разделения.
Группа изобретений относится к радиохимическим производствам атомной промышленности и может быть использована в составе установки для улавливания летучих продуктов деления, таких как радиоактивные аэрозоли и соединения радиоактивного йода, из отходящих газов в процессах пирохимической переработки облученного ядерного топлива.
Изобретение относится к технологии обработки графита, а именно к технологии очистки реакторного графита и может быть использовано при его изготовлении и/или переработке. Реакторный графит предварительно помещают в дистиллированную воду, где проводят его пропитку.
Радиоактивные зерна и аппликаторы // 2791920
Группа изобретений относится к медицине. Аппарат для брахитерапии, содержащий: кожух для переноса одного или более радиоактивных зерен так, чтобы обеспечить возможность доставки зерен к опухоли, путем выталкивания радиоактивных зерен из дистального конца кожуха; одно или более радиоактивных зерен внутри кожуха для имплантации пациенту, причем зерна несут атомы радиоактивного альфа-излучающего элемента для лечения радиотерапией; и вязкую жидкость внутри кожуха, окружающую одно или более зерен для предотвращения выхода из кожуха дочерних частиц из атомов на одном или более радиоактивных зерен.
Печь для сжигания радиоактивных отходов // 2791278
Печь для сжигания радиоактивных отходов относится к области переработки радиоактивных отходов. Печь содержит загрузочный узел с размещенными в нем загрузочной камерой и подвижным тепловым шибером с управляемым приводом, камеры сжигания и дожигания отходящих газов, а также корпус.
Изобретение относится к технологии переработки радиоактивных отходов, в частности загрязненной радиоактивными примесями отработавшей экстракционной смеси на основе трибутилфосфата в инертном разбавителе.
Изобретение относится к переработке высокоактивных отходов (ВАО) путем иммобилизации в минералоподобные матрицы (МПМ) для использования в составе радиохимических производств, специализирующихся на переработке отработавшего ядерного топлива.
Изобретение относится к области металлургии, а именно к пирометаллургической переработке металлических радиоактивных отходов, представленных оболочками отработавших твэлов. Способ включает предварительное смешение фрагментов конструкционных материалов (КМ) отработавших оболочек твэлов, выполненных из циркониевых сплавов, с КМ отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС), выполненных из нержавеющих сталей, и последующую переплавку под слоем предварительно сплавленного трехкомпонентного флюса, содержащего оксиды магния, кальция и алюминия.
Изобретение относится к медицине. Система для загрузки источника ионизирующего излучения в аппарат для лучевой терапии, который включает в себя входное гнездо для загрузки источника и входное гнездо для загрузки имитатора источника, содержит систему блокировки гнезда для загрузки имитатора, капсулу с источником ионизирующего излучения с закрепленным на ней гибким стержнем, выполненным с возможностью перемещения приводными роликами механизма загрузки источника ионизирующего излучения в аппарат для лучевой терапии, оснащенным магнитом.
Способ дезактивации отработанных ионообменных смол ядерно-топливного цикла, загрязненных гематитом // 2788675
Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к технологии обработки радиоактивных отходов, и может быть использовано для дезактивации отработанных ионообменных смол (ОИОС). Способ переработки содержащих кобальт-57 ионообменных смол, загрязненных гематитом, проводят дезактивационным раствором, состоящим из 1М H2SO4 и 0.1M FeSO4 при температуре 50 °С.
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 составам строительных растворов на основе портландцемента. Технический результат заключается в повышении электропроводности композиции с одновременным увеличением ее прочности на сжатие.
Способ получения сорбента // 2787817
Изобретение относится к способу получения сорбента, при котором соединяют при перемешивании раствор соли металла и раствор калия железосинеродистого, образовавшийся в результате взаимодействия солей осадок промывают водой, сушат и гранулируют, отличающемуся тем, что соединяют при перемешивании со скоростью 800-1000 об/мин в течение 60 минут раствор соли металла, в качестве которого используют 0,18 М водный раствор хлорида металла, и 0,08 М водный раствор калия железосинеродистого при их объемном соотношении 1:1, образовавшийся осадок промывают дистиллированной водой и сушат до постоянного веса при температуре 100°С, затем гранулируют и отделяют фракцию полученного ферроцианида Ме-K с размером частиц 0,2-0,3 мм, готовят гомогенный раствор, для чего соединяют при перемешивании со скоростью 400-600 об/мин и нагреве до температуры 120°С полиэтилен высокого давления и толуол при их соотношении 1 г:150 мл, в полученный гомогенный раствор вносят ферроцианид Ме-K с размером частиц 0,2-0,3 мм при массовом соотношении полиэтилена высокого давления и ферроцианида Ме-K 1:5 и перемешивают со скоростью 400-600 об/мин при нагреве до температуры 12°С в течение 30 минут, далее полученный раствор остывает естественным путем при перемешивании в течение 30 минут, после чего полученный осадок отделяют фильтрованием и сушат в течение 24 часов при комнатной температуре.
Способ получения барийсодержащего алюмосиликатного сорбента с использованием растительного сырья // 2787778
Изобретение относится к способам получения синтетического барийсодержащего алюмосиликата, который может найти применение в качестве сорбента для извлечения радионуклидов стронция из водных сред, в том числе, сложных по ионному составу и содержащих конкурирующие катионы, при этом в качестве одного из основных компонентов исходного сырья используют рисовую солому, являющуюся крупнотоннажным сельскохозяйственным отходом.
Пенал для тепловыделяющих элементов ввэр // 2785581
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для транспортирования и хранения отработавших тепловыделяющих элементов (твэлов) реактора ВВЭР, а более конкретно к средствам для транспортирования и хранения негерметичных твэлов ВВЭР.
Способ изготовления композиционного борсодержащего нейтронно-защитного конструкционного материала // 2784621
Изобретение относится к технологии изготовления нейтронно-защитных материалов и может быть использовано для радиационной защиты электронных приборов, обслуживающего персонала и в гражданском строительстве.
Изобретение относится к области охраны окружающей среды и может быть использовано для защиты от загрязнения тяжелыми металлами и радионуклидами подземных питьевых вод, грунтов и почв в районах размещения антропогенных отходов.
Оборотный транспортный контейнер для низкоактивных и среднеактивных радиоактивных отходов // 2783912
Изобретение относится к ядерной технике в области обращения с низкоактивными, среднеактивными радиоактивными отходами. Оборотный транспортный контейнер содержит корпус, крышку, установленную в верхней части корпуса, и вкладыш, который размещен внутри корпуса.
Изобретение относится к контейнеру для размещения радиоактивных отходов, в частности для размещения выгоревших тепловыделяющих элементов, с обечайкой контейнера, соединенным с обечайкой контейнера днищем контейнера и по меньшей мере одной крышкой контейнера.
Изобретение относится к области космического материаловедения, в частности к разработкам материалов, обеспечивающих локальные средства защиты космонавтов и радиоэлектронной аппаратуры от воздействия негативных факторов космического пространства.
Изобретение относится к системам для заряда/перезаряда гамма-аппарата. Система для соосного совмещения канала головки гамма-аппарата и каналов для передачи источника ионизирующего излучения включает защитный контейнер для источника ионизирующего излучения, с двух сторон содержащий фланцы, соответствующие головке гамма-аппарата.
Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано для удаления радиоактивных загрязнений с внутренних поверхностей оборудования первого контура водо-водяных ядерных реакторов малой мощности.
Изобретение относится к области технологии переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), а именно к оборудованию в технологическом процессе регенерации экстракционных смесей (ЭС) на основе углеводородных разбавителей.
Изобретение относится к области разработки эффективных экстрагентов для выделения долгоживущих радионуклидов цезия и стронция из азотнокислых сред и может применяться в процессах переработки жидких радиоактивных отходов.
Группа изобретений относится к устройству и способу для сборки графитного уплотнительного кольца шагового датчика положения регулирующего стержня ядерного реактора. Устройство содержит крепёжные элементы (1), верхний секторный блок (2), полукольцевую шайбу нижнего секторного блока (3), нижний секторный блок (4), расположенный с возможностью вращения относительно верхнего секторного блока (2), зажим верхнего секторного блока (5), пружину кручения (6), вал зажима (7), зажим нижнего секторного блока (8), полукольцевую шайбу верхнего секторного блока (9), упорные пластины (11), полукольцевую ступенчатую втулку верхнего секторного блока (12) и периферийную замкнутую пластину верхнего секторного блока (15).
Изобретение относится к области машиностроения, а именно, к ядерной энергетике, в частности, к оборудованию, устанавливаемому в защитных оболочках ядерного реактора, работающей атомной электростанции, и обеспечивающему проход персонала в герметичное ограждение реакторной установки.
Изобретение относится к чистящей композиции для дезактивации поверхностей, в частности радиоактивных поверхностей, и к соответствующему способу дезактивации. Способ включает нанесение на указанные детали водной композиции (C), содержащей: по меньшей мере один компонент, выбранный из лимонной кислоты, щавелевой кислоты, винной кислоты, яблочной кислоты и т.д.
Изобретение относится к печам для индукционной плавки в холодном тигле, которые используются для плавки непроводящих материалов, и в первую очередь может быть использовано для иммобилизации высокоактивных отходов, содержащих благородные металлы, частицы которых препятствуют нормальной работе донных сливных устройств печей.
Корзина для хранения, предназначенная для хранения или транспортировки ядерных материалов // 2778396
Изобретение относится к конструкции корзины для хранения для транспортировки, хранения и/или складирования ядерных материалов, простирающихся в продольном направлении, и узлу для транспортировки и/или хранения ядерных материалов.
Контейнер защищающий // 2777925
Изобретение относится к ядерной технике, а именно к контейнерам для сбора и транспортирования осколков ядерных материалов (ЯМ) с места аварии на пункт сбора, идентификации и упаковывания (ПСИУ), располагаемый рядом с местом аварии с целью переупаковки для дальнейшего транспортирования на переработку и/или длительное хранение.
Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к области обращения с битумированными продуктами переработки жидких радиоактивных отходов, и может быть использовано для извлечения битумных компаундов из хранилищ.
Изобретение относится к фильтрующим материалам для очистки воды и может быть использовано для очистки воды от радионуклидов. Разработан фильтрующий материал на основе гетитового песка, состоящий из следующих компонентов, в расчете на 100 масс.
Изобретение относится к методам обработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) при подготовке к захоронению. Способ включает цикл охлаждения раствора, содержащего растворитель и неорганические ЖРО.
Способ разрушения нитрата аммония // 2776303
Изобретение относится к области радиохимической технологии, а именно к переработке радиоактивных растворов, содержащих соли аммония. Способ разрушения нитрата аммония включает нагрев и смешение раствора с индуктором.
Способ иммобилизации твердых отходов пирохимической переработки отработанного ядерного топлива // 2775511
Использование: для иммобилизации твердых отходов пирохимической переработки отработанного ядерного топлива, состоящих из хлоридов щелочных металлов и хлоридов продуктов деления. Сущность изобретения заключается в том, что последовательно выполняют операции смешивания отходов и компонентов керамической матрицы, формовки из них керамических заготовок и отжига заготовок, причем в качестве компонента матрицы используют бентонитовую глину, при этом доля продуктов деления в хлоридах не превышает 20 мас.%, доля хлоридов в заготовках составляет от 10 до 30 мас.%, доля бентонитовой глины в заготовках соответственно составляет от 90 до 70 мас.%, в состав бентонитовой глины входит не менее 60% монтмориллонита с содержанием элементов, мас.%: SiO2 - от 58 до 62, СаО - от 2 до 4, Аl2O3 - от 16 до 22, MgO - от 2 до 4, Fe2O3 - от 3 до 5, ТiO2 - не менее 1, Na2O - от 0,5 до 2, K2O - от 1 до 2, операцию смешивания совмещают с измельчением компонентов матрицы путем их помола, формовку и отжиг заготовок проводят в реакторе горячего изостатического прессования в атмосфере инертного газа аргона при давлении от 50 до 100 атм, отжиг заготовок проводят в два этапа, первый из которых включает их нагревание со скоростью 10-20°С/мин до температуры 450-500°С и последующую выдержку при этой температуре в течение 2-4 часов, а второй этап включает их дальнейшее нагревание со скоростью 10-20°С/мин до температуры 800-1000°С и последующую выдержку при этой температуре в течение 10-20 часов.
Полимерный комплекс бора // 2774439
Изобретение относится к полимерному комплексу бора на основе поливинилового спирта и борной кислоты или её соли, представляющему собой жидкий раствор, стехиометрией состава: 1 атом бора на 6 атомов углерода.
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.
Торцевой демпфер контейнера // 2774084
Изобретение относится к области ядерной энергетики. Торцевой демпфер контейнера состоит из двух горизонтально расположенных круглых пластин и набора разновысоких вертикально стоящих радиальных ребер.
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к устройствам, предназначенным для размещения в них отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реакторов ВВЭР. Чехол для размещения, хранения и транспортирования отработавших тепловыделяющих сборок состоит из трубы, расположенной в центральной части чехла, основания, по меньшей мере, двух секций с гнездами для ОТВС, верхней, нижней и промежуточных плит.
Изобретение относится к хранению и утилизации экологически опасных газовых продуктов. Комплекс откачки и хранения экологически опасных газовых продуктов включает блок вентильный, состоящий из трех вентилей: «вход», «выход» и «откачка», которые размещены на плите и соединены между собой трубопроводом-тройником.
Изобретение относится к области техники, связанной с разработкой методов и аппаратов для переработки из видов радиоактивных отходов (РАО), образующихся в процессе фабрикации ядерного топлива и переработки отработавшего ядерного топлива - высокоэффективных аэрозольных фильтров воздуха, насыщенных твердыми частицами-носителями делящихся материалов.
Устройство относится к области ядерной техники и может быть использовано для очистки и дезактивации металлических конструкционных элементов ядерных энергетических установок и облученной графитовой кладки реакторов.
Способ удаления хлоридов щелочных металлов, хлоридов урана и плутония с поверхности твердых тел // 2770418
Изобретение относится к области радиохимической технологии и может быть использовано на предприятиях, использующих пирохимическую технологию для дезактивации радиохимического оборудования и материалов. Осуществляют выдержку матрицы, содержащую хлориды щелочных металлов и хлориды урана и плутония, в экстракционной ячейке высокого давления в среде сверхкритического или жидкого растворителя в присутствии спирта, краун-эфира и фосфорсодержащего экстрагента и последующий сбор экстрагированных солей металлов.
Изобретение относится к области утилизации негорючих токсичных отходов с высокой зольностью и может быть использовано для утилизации летучей золы мусоросжигательных заводов, шламов и осадков из категории накопленного экологического ущерба.
Изобретение относится к технологии обращения с жидкими радиоактивными растворами ядерного топливно-энергетического цикла и может быть использовано в процессе переработки жидких радиоактивных отходов. Способ последовательной дезактивации радиоактивных растворов включает удаление из растворов радионуклидов с применением селективных сорбентов.
Изобретение относится к радиохимической промышленности и предназначено для использования в технологической линии промышленной переработки отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС), облученных в ядерных реакторах.
Рентгенозащитная композиция // 2768360
Изобретение относится к радиационно-защитным материалам и может быть использовано для изготовления средств защиты для людей и оборудования от рентгеновского излучения. Рентгенозащитная композиция на основе диметилсилоксанового каучука, включающая: диметилсилоксановый каучук - 20 масс.
Изобретение относится к области охраны окружающей среды, в частности к переработке жидких радиоактивных отходов (ЖРО) путем их фиксации в устойчивой твердой среде. Способ заключается в пропитке пористого формообразующего материала, расположенного в контейнере, путем вакуумирования.
Изобретение относится к способу дезактивации загрязненной радиоактивными веществами металлической поверхности путем введения в контакт с дезактивирующим раствором, содержащим комплексообразующий реагент и ион переходного металла, который выбирают из группы, включающей цинк, никель, кобальт и их смеси.
