Устройства для обработки, манипулирования или облегчения манипулирования топливными или другими материалами внутри реактора, например внутри его резервуара высокого давления: ..твердого топлива – G21C 19/44

Изобретение относится к области гидрометаллургии, в частности к способу переработки уран-молибденовой композиции, представляющей собой брак и отходы ядерного производства. Способ переработки уран-молибденовой композиции согласно изобретению включает окисление уран-молибденовой композиции при температуре 750-850°С, растворение композиции в 2-3-молярном растворе щелочи при температуре кипения, отделение раствора от твердого остатка декантацией, растворение твердого остатка в 4-6-молярной азотной кислоте при температуре кипения, переочистку раствором щавелевой кислоты из расчета на 1 кг урана 0,75-1,0 кг щавелевой кислоты при температуре 60-80°С в течение 30-40 мин, промывку осадка оксалата уранила 2-3% раствором щавелевой кислоты, отделение урансодержащего твердого остатка фильтрованием, прокаливание при температуре 750-850°С. Изобретение позволяет повысить степень очистки закиси-окиси урана от молибдена. 1 табл.

Изобретение относится к переработке облученного ядерного топлива, для извлечения плутония, нептуния, америция, кюрия и возможно урана, присутствующих в следовых количествах, суммарным, но селективным в отношении лантаноидов способом, из раствора для разложения облученного ядерного топлива после проведения цикла экстракции. Данный способ обеспечивает совместное отделение всех актиноидных (III), (IV), (V) и (VI) компонентов, присутствующих в сильнокислой водной фазе, от продуктов деления, в частности, лантаноидов, также присутствующих в этой фазе, с помощью сольватирующего экстрагента в высаливающей среде. Изобретение позволяет улавливать из раствора для разложения облученного ядерного топлива, предварительно освобожденного от содержащегося в нем урана, все другие актиноиды, присутствующие в этом растворе (плутоний, нептуний, амереций, кюрий), объединенным, но селективным способом по отношению к продуктам деления. 2 н. и 27 з.п. ф-лы, 2 ил., 3 табл.

Изобретение относится к области переработки твердых оксидных материалов, в том числе к переработке отработанного ядерного топлива - диоксида урана с целью его дальнейшей безопасной переработки. Способ переработки облученного ядерного топлива заключается в измельчении оксидов урана путем их многократного окисления и восстановления при температуре 700-900°С. При этом окисление и восстановление проводят путем подачи напряжения постоянного тока к электродам (один из электродов нанесен на твердый электролит с кислородоионной проводимостью, отделяющий этот электрод от оксидов урана и прижатый к оксиду, а второй - частично нанесен на твердый электролит со стороны оксида, а частично погружен в оксид), выдержке этого напряжения в течение периода времени, необходимого для протекания тока из расчета 480-500 кулонов на один грамм оксида урана, снятия напряжения с электродов, подачи напряжения противоположной полярности, выдержке в течение такого же периода времени, снятия напряжения и повторения циклической подачи и снятия напряжения до измельчения оксида до наноразмерных частиц. Изобретение позволяет проводить управляемое окисление и восстановление окислов урана, упростить технологический процесс. 1 табл.

Изобретение относится к способу регенерации отработанного топлива. Сущность изобретения: способ регенерации отработанного топлива имеет стадию растворения отработанного топлива в растворе азотной кислоты, стадию электролиза/регулирования валентности, с восстановлением Pu до трехвалентного состояния и сохранением пятивалентного состояния Np, стадию экстракции урана с накоплением UO₂ путем контактирования топлива с органическим растворителем и экстрагированием шестивалентного урана с помощью экстрагирующего агента; стадию осаждения щавелевой кислотой, приводящую к совместному осаждению второстепенных актинидов и продуктов расщепления, оставшихся в растворе азотной кислоты, в виде оксалатного осадка; стадию хлорирования с превращением оксалатного осадка в хлориды путем добавления хлористоводородной кислоты к оксалатному осадку; стадию дегидратации с получением синтетических безводных хлоридов путем дегидратации хлоридов в токе газообразного аргона; и стадию электролиза в расплаве солей с растворением безводных хлоридов в расплавленной соли и накоплением урана, плутония и второстепенных актинидов на катоде за счет электролиза. Техническим результатом изобретения является обеспечение высокой надежности нерастворения ядерных материалов. 2 н. и 8 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к области гидрометаллургии, в частности к способу переработки уран-молибденовой композиции, представляющей собой брак и отходы ядерного производства. Сущность изобретения: способ переработки уран-молибденовой композиции включает окисление уран-молибденовой композиции при температуре 750-850°С, растворение композиции в 2-3-молярном растворе щелочи при температуре кипения, отделение раствора от твердого остатка декантацией, растворение твердого остатка в 4-6-молярной азотной кислоте при температуре кипения, пероксидное осаждение урана из раствора и прокаливание осажденной перекиси урана при температуре 750-850°С. Техническим результатом изобретения является повышение степени извлечения урана при переработке уран-молибденовой композиции. 1 табл.

Предлагаемое изобретение относится к технологии металлургической переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива ядерных реакторов - диоксида урана металлургическим способом с целью его дальнейшего безопасного хранения. Сущность изобретения: способ металлургической переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива включает получение гомогенной шихты, состоящей из оксида отработанного ядерного топлива, материала-восстановителя и шлака-разжижителя, загрузку ее в тигель, расплавление полученной шихты в среде инертного газа, восстановление до металлического ядерного топлива путем экзотермической реакции, по крайней мере, с одним материалом-восстановителем и удаление шлака с насытившими его наиболее активными продуктами, в котором, согласно изобретению предварительно тигель с шихтой устанавливают в дополнительный тигель с расплавом металла, имеющего высокую температуру кипения, затем дополнительный тигель размещают в канале активной зоны ядерного реактора в среде инертного газа, и расплавление шихты ведут нагревом дополнительного тигля с использованием внутреннего энерговыделения ядерной реакции, при этом оба тигля выполняют из термостойкого материала. Технической задачей изобретения является создание способа металлургической переработки отработанного ядерного топлива, позволяющего обрабатывать ОЯТ непосредственно в ядерном реакторе. 8 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к области гидрометаллургии, в частности к способам переработки отходов уран-циркониевых композиций в виде невостребованных твэлов, брака и отходов их производства с целью извлечения урана и последующего его использования в производстве ядерного топлива. Способ переработки уран-циркониевых отходов включает растворение отходов в смеси плавиковой и азотной кислот и азотнокислых рафинатных растворов от экстракционной переработки уран-алюминиевых отходов, содержащих нитрат алюминия и нитрат натрия, фильтрацию раствора и извлечение урана из раствора экстракционным методом, причем используемые рафинатные растворы берут в количестве, обеспечивающем мольное соотношение комплексуемого фтор-иона и алюминия в нитрате алюминия 1:(2÷3). Технический результат - упрощение способа переработки уран-циркониевых отходов, повышение его экономичности и степени извлечения урана из отходов. 1 табл.

Изобретение относится к области металлургии, в частности к способам переработки топливных композиций в виде невостребованных твэлов и брака и отходов их производства с целью получения оксида урана и последующего его использования в производстве. Способ переработки ураносодержащих композиций включает смешение ураносодержащих композиций с углеграфитовым материалом в соотношении 1,0:0,1-0,3, первичную термическую обработку композиции при температуре 450-650°С в течение 0,5-2 часа, измельчение образовавшегося продукта до крупности менее 1 мм, смешение с окислителем в соотношении 1,0:0,3-0,5, повторную термическую обработку на воздухе при температуре не менее 500°С в течение не менее часа. После повторной термической обработки растворение образовавшейся закиси-окиси урана в 5-7-молярной азотной кислоте при температуре 50-75°С при соотношении твердой и жидкой фаз 1,0:1,5-2,0 и обжиг отфильтрованного продукта при температуре 850-950°С в течение 4-6 часов. Технический результат изобретения: повышение степени извлечения из композиций ураносодержащего компонента - закиси-окиси урана. 1 табл.

Изобретение относится к области гидрометаллургии, в частности к способам переработки урансодержащих топливных композиций, представляющих собой невостребованные твэлы, брак и отходы их производства с целью извлечения урана и последующего его использования в производстве ядерного топлива. Способ переработки отходов ядерного производства включает обработку уран-алюминиевых и уран-циркониевых отходов раствором гидроксида и нитрата натрия в молярном соотношении (3-5):1, растворение отходов в смеси азотной и плавиковой кислот, фильтрацию раствора и извлечение урана из раствора экстракционным методом, причем молярное соотношение алюминия и циркония в совместно перерабатываемых уран-алюминиевых и уран-циркониевых отходах должно находиться в пределах (0,4-4):1. Технический результат: повышение экологичности, экономичности и степени извлечения урана при совместной переработке уран-алюминиевых и уран-циркониевых отходов. 1 табл.

Изобретение относится к атомной промышленности и может быть использовано на радиохимических заводах по регенерации ядерного топлива отработавших ТВС. Способ растворения ядерного топлива включает загрузку измельченных ТВС, подачу реагентов, растворение топлива с помощью реагентов, промывку нерастворившихся кусков и выгрузку. После проведения растворения и выдачи раствора снова производят загрузку очередной порции измельченных ТВС без выгрузки предыдущей отработанной порции, подают реагент, производят растворение и так проводят несколько циклов. Затем проводят дорастворение топлива в осадке, промывку нерастворившихся кусков и их выгрузку для захоронения, воздействуя сжатым газом. Устройство для осуществления способа содержит наружный и внутренний корпуса, кольцевую реакционную полость между ними, узел загрузки, крышку, распределительный конус, устройства для выгрузки и сопла поддува. В днище кольцевой реакционной полости имеется по крайней мере два отверстия для выгрузки оболочек. Устройство имеет по крайней мере два трубопровода выгрузки для удаления нерастворимых кусков из аппарата. Они образуют приемную камеру под отверстием днища, объединены вверху корпуса в один трубопровод импульсного пневмотранспорта и имеют сопла. Изобретение позволяет повысить производительность и надежность. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к области металлургии. Изобретение касается способа получения оксида урана при переработке урановых твэлов, покрытых сплавом магний-бериллий, заключающегося в механическом удалении невоспроизводящих элементов конструкции твэлов, фрагментации твэлов, удалении защитной оболочки твэлов из сплава магний-бериллий при нагреве фрагментов твэлов до температуры 500-700°С в вакууме не ниже 10^-4 Торр в течение 2-5 часов, конденсации паров магния и окислении металлического урана в среде кислородсодержащего агента при температуре 500-900°С в реакционной емкости, образующей замкнутое пространство с внутренним объемом, составляющим 2-4 объема загружаемого металлического урана, и имеющей отверстия, суммарная площадь которых составляет от 5 до 25% от площади поверхности реакционной емкости, при этом после достижения температуры 500-900°С внешний источник нагрева исключают. 1 табл.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к технологии переработки бракованных и невостребованных твэлов с алюминиевой оболочкой и сердечником из уран-алюминиевой композиции. Отходы помещают в раствор гидроксида натрия и нитрата натрия и затем, при снижении температуры смеси до 60-70°С, в смесь вводят азотную кислоту и выдерживают полученную смесь при температуре 80±10°С. В дальнейшем смесь подвергают фильтрации и извлекают уран экстракцией. Изобретение позволяет удешевить переработку отходов и уменьшить потери урана.

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 переработки облученного ОЯТ заключается в диспергировании урансодержащих топливных композиций методом термического окисления и последующем вакуумном отжиге с одновременной вакуумной отгонкой летучих продуктов деления, в частности цезия. Диспергирование проводят в контролируемой кислородосодержащей среде при термоциклировании в диапазоне температур 400-1000°С, а отжиг осуществляют не менее чем в течение 1 часа при остаточном давлении не более 10^-2 Па и температуре не менее 1300°С. Изобретение позволяет снизить основную часть -активности ОЯТ, главным образом цезия-137, до уровня, необходимого для возврата ОЯТ в топливно-ядерный цикл. 4 з.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретение относится к способам регенерации оборотного экстрагента и может быть использовано в технологии переработки облученного ядерного горючего. Способ регенерации оборотного экстрагента включает его обработку водным раствором щелочи. Экстрагент с содержанием урана не менее 5 г/л обрабатывают раствором щелочи с концентрацией более 10 моль/л с последующим отделением осадка. Изобретение позволяет значительно снизить содержание радионуклидов в оборотном экстрагенте, в том числе и трудноудаляемого радиорутения. 4 з.п. ф-лы, 2 табл.

Изобретение относится к области переработки отработавшего топлива. Сущность изобретения: способ переработки плутонийсодержащих сорбентов фторидов щелочных металлов, характеризующийся тем, что сорбенты обрабатывают водяным паром или смесью пара и воздуха при температуре 300-1000°С. При этом удаляют образующийся фтористый водород. После этого извлекают диоксид плутония из продуктов реакции. Преимущества изобретения заключаются в упрощении и удешевлении процесса. 2 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к электролитическому устройству для использования в способе извлечения оксидов. Устройство включает общий катод (12) и два вида анодов: первый анод (14) расположен под катодом, а второй анод (16) расположен параллельно катоду, имеющих различную форму и расположение и размещенных в электролитической ванне (10). Первый блок (18) контроля электролиза подсоединен между катодом и первым анодом, второй блок (20) контроля электролиза подсоединен между катодом и вторым анодом. Комбинацию катода и одного из анодов используют для основного электролиза, а комбинацию из катода и другого анода используют для вспомогательного электролиза с целью электролиза материала (22), обрабатываемого в электролитической ванне. Техническим результатом является предотвращение неравномерности электроосаждения и повышение скорости обработки и долговечности тигля, а также переработка отработанного ядерного топлива в промышленном масштабе способом безводной переработки. 2 н. и 1 з.п. ф-лы, 7 ил.

Изобретение относится к области производства твердого керамического ядерного топлива. Сущность изобретения: способ переработки твердого керамического ядерного топлива включает его диспергирование путем окисления потоками воздуха, подаваемыми под слой нагретого топлива. При этом на окисление топлива подают два потока воздуха, один из которых закрывают во время вибрационного выпуска продуктов. Вибрационный выпуск продуктов диспергирования из слоя топлива осуществляют периодически с выделением из них мелкодисперсного порошка. Устройство для переработки твердого керамического ядерного топлива включает вертикальный трубчатый многоступенчатый виброреактор с каскадом размещенных друг над другом сит-решеток с вмонтированными пересыпными трубками и сепаратор порошка. Преимущества изобретения заключаются в повышении качества переработки топлива. 2 н. и 6 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области обращения с отработавшим ядерным топливом. Сущность изобретения: способ переработки облученного ядерного топлива заключается в термическом окислении диоксида урана на воздухе и восстановлении полученной закиси урана в водородосодержащей среде. При этом стадии окисления-восстановления проводят многократно. Окисление ведут при температуре 700-800°С, а восстановление - при температуре 600-700°С. После чего проводят отжиг диоксида урана при температуре 1000-1300°С с одновременной вакуумной отгонкой летучих продуктов деления, в частности цезия. Преимущества изобретения заключаются в эффективном удалении продуктов деления и снижении активности топлива. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.