способ и устройство для производства молибдена-99
| Классы МПК: | C22B34/34 получение молибдена C22B3/24 адсорбцией на твердых веществах, например экстракцией твердыми смолами G21G1/02 в ядерных реакторах |
| Автор(ы): | Ермолов Николай Антонович (RU), Волошин Сергей Владимирович (RU) |
| Патентообладатель(и): | Ермолов Николай Антонович (RU), Волошин Сергей Владимирович (RU) |
| Приоритеты: |
подача заявки:
2009-12-03 публикация патента:
27.02.2011 |
Изобретение относится к способу и устройству производства радионуклидов и может быть использовано для производства Мо-99. Производство Мо-99 включает заполнение растворного реактора топливным раствором уранилсульфата, вывод реактора на мощность, наработку в топливном растворе Мо-99, остановку реактора, выдержку топливного раствора для распада короткоживущих радионуклидов и сорбцию Мо-99 из раствора. При этом после остановки реактора топливный раствор из него сливают в по меньшей мере один ядерно-безопасный резервуар и выдержку топливного раствора ведут в ядерно-безопасном резервуаре. Опорожненный реактор снова заполняют топливным раствором, выводят его на мощность и снова нарабатывают в топливном растворе Мо-99. За время наработки Мо-99 в топливном реакторе осуществляют выдержку слитого топливного раствора в ядерно-безопасном резервуаре. Сорбцию Мо-99 из выдержанного топливного раствора ведут путем его прокачивания через по меньшей мере одну сорбционную колонку, сорбирующую Мо-99, в по меньшей мере один ядерно-безопасный резервуар для кондиционирования топливного раствора. При необходимости кондиционируют топливный раствор. Опорожненный в очередной раз реактор заполняют топливным раствором из ядерно-безопасного резервуара для кондиционирования топливного раствора. Технический результат состоит в повышении производительности растворного реактора, нарабатывающего Мо-99 в дискретном режиме за счет уменьшения времени его простоев. 2 н. и 7 з.п. ф-лы, 1 ил.
Формула изобретения
1. Способ производства Мо-99, включающий заполнение растворного реактора топливным раствором уранилсульфата, вывод реактора на мощность, наработку в топливном растворе Мо-99, остановку реактора, выдержку топливного раствора для распада короткоживущих радионуклидов и сорбцию Мо-99 из раствора, отличающийся тем, что после остановки реактора топливный раствор из него сливают в по меньшей мере один ядерно-безопасный резервуар и выдержку топливного раствора ведут в ядерно-безопасном резервуаре, при этом опорожненный реактор снова заполняют топливным раствором, выводят его на мощность и снова нарабатывают в топливном растворе Мо-99, за время наработки Мо-99 в топливном реакторе осуществляют выдержку слитого топливного раствора в ядерно-безопасном резервуаре, сорбцию Мо-99 из выдержанного топливного раствора ведут путем его прокачивания через по меньшей мере одну сорбционную колонку, сорбирующую Мо-99, в по меньшей мере один ядерно-безопасный резервуар для кондиционирования топливного раствора, при необходимости кондиционируют топливный раствор, опорожненный в очередной раз реактор заполняют топливным раствором из ядерно-безопасного резервуара для кондиционирования топливного раствора.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что для сорбции Мо-99 используют по меньшей мере одну сорбционную колонку из по меньшей мере одного набора параллельно установленных сорбционных колонок, сорбирующих Мо-99, и после выработки колонкой ее технического ресурса используют новую сорбционную колонку из набора, после выработки всеми колонками из набора их технического ресурса для сорбции Мо-99 используют сорбционную колонку из другого набора параллельно установленных сорбционных колонок.
3. Способ по п.1, отличающийся тем, что сливаемый из реактора топливный раствор фильтруют.
4. Способ по п.1, отличающийся тем, что топливный раствор, слитый в ядерно-безопасный резервуар для выдержки топливного раствора, охлаждают.
5. Устройство для производства Мо-99, включающее соединенные трубопроводами ядерный растворный реактор и по меньшей мере одну сорбционную колонку, сорбирующую Мо-99, отличающееся тем, что оно снабжено по меньшей мере одним ядерно-безопасным резервуаром для выдержки топливного раствора, соединенным трубопроводами с выходным патрубком растворного реактора и входным патрубком по меньшей мере одной сорбционной колонки, сорбирующей Мо-99, и по меньшей мере одним ядерно-безопасным резервуаром для кондиционирования топливного раствора, соединенным трубопроводами с выходным патрубком по меньшей мере одной сорбционной колонки, сорбирующей Мо-99, и входным патрубком растворного реактора.
6. Устройство по п.5, отличающееся тем, что оно снабжено по меньшей мере одной сорбционной колонкой из по меньшей мере одного набора параллельно установленных сорбционных колонок, сорбирующих Мо-99, оснащенного дистанционно управляемыми разъемными соединениями на входе и выходе топливного раствора.
7. Устройство по п.5, отличающееся тем, что ядерно-безопасный резервуар для выдержки топливного раствора оснащен системой охлаждения.
8. Устройство по п.5, отличающееся тем, что между растворным реактором и ядерно-безопасным резервуаром для выдержки топливного раствора установлен фильтр для очистки топливного раствора.
9. Устройство по п.5, отличающееся тем, что оно снабжено насосом для прокачки топливного раствора через по меньшей мере одну сорбционную колонку.
Описание изобретения к патенту
Изобретение относится к производству радионуклидов и может быть использовано для производства Мо-99.
Известен способ производства Мо-99 (Патент РФ на изобретение № 2296712, 24.05.2005. Способ производства Мо-99 и устройство для его осуществления, Ермолов Н.А., Зродников А.В., Нерозин Н.А., Сметанин Э.Я., Хамьянов С.В.).
Способ заключается.в том, что через активную зону работающего растворного реактора с заполненной газообразной средой компенсационной камерой и сорбционную колонку прокачивают топливный раствор, после чего десорбируют Мо-99 с сорбционной колонки и очищают его от радионуклидных и химических примесей. Топливный раствор при прокачке выдерживают в аппарате для выдержки топливного раствора, состоящем из двух сообщающихся внизу сосудов, снабженных компенсационными камерами, находящимися выше переливного патрубка первого сообщающегося сосуда, соединенными между собой и с компенсационной камерой растворного реактора, и прокачивают через теплообменный аппарат для охлаждения до оптимальной температуры сорбции.
Способ основан на непрерывном режиме наработки Мо-99, который предусматривает непрерывный отбор топливного раствора из активной зоны работающего реактора, прокачку отбираемого топливного раствора через сорбционную колонку и возврат в активную зону топливного раствора, очищенного сорбцией от Мо-99.
Недостаток способа заключается в дополнительной сложности при обеспечении ядерной безопасности работающего растворного реактора, связанной с необходимостью непрерывно отбирать топливный раствор из работающего реактора, выделять Мо-99 сорбцией из отбираемого топливного раствора, теряя при этом часть топлива, и возвращать очищенный от Мо-99 топливный раствор в работающий реактор.
Наиболее близким по технической сущности к заявляемому способу является способ для производства и выделения Мо-99 [Патент США № 5910971, 08.07.99. Способ и оборудование для производства и выделения Мо-99. Пономарев-Степной Н.Н., Павшук В.А., Бебих Г.Ф., Хвостионов В.Е., Трухляев П.С., Швецов И.К.].
Способ включает:
- вывод реактора на мощность 20-100 кВт и наработку продуктов деления в топливном растворе, включая Мо-99;
- вывод реактора из работы и выдержку его в неработающем состоянии для распада короткоживущих радионуклидов, накопленных в топливном растворе за время работы реактора;
- выкачивание топливного раствора из реактора, передачу откачиваемого топливного раствора на колонку, содержащую сорбент для сорбции Мо-99 и возврат очищенного от Мо-99 топливного раствора в реактор. Процесс продолжается пока существенная часть топливного раствора не будет пропущена через сорбент.
Способ основан на дискретном режиме наработки Мо-99.
Реактор может работать от нескольких часов до недели. За это время продукты деления, включая Мо-99, накапливаются в топливном растворе в определенном количестве.
После периода работы реактор останавливают и держат в подкритическом состоянии, чтобы снизить общую активность продуктов деления в топливном растворе и охладить реактор. Длительность выдержки может меняться от 15 минут до нескольких суток.
Обычно реактор запускают на пять дней, дают остыть в течение одних суток, а Мо-99 выделяют на седьмой день.
Недостаток способа заключается в том, что
- очищенный от Мо-99 топливный раствор при возвращении в ядерный реактор частично смешивается в нем с неочищенным топливным раствором. Поэтому через сорбционную колонку пропускают не весь топливный раствор, находившийся в реакторе сразу после остановки реактора, а его существенную часть;
- при дискретном режиме наработки Мо-99 по известному способу реактор после его работы в течение любого времени (от нескольких часов до недели) фактически простаивает от одних до двух суток. В течение этого времени реактор выдерживают для снижения общей активности топливного раствора и выделяют из него Мо-99.
Технический результат, относящийся к способу, состоит в повышении производительности растворного реактора, нарабатывающего Мо-99 в дискретном режиме, за счет уменьшения времени его простоев.
Известно устройство для производства Мо-99 (Патент РФ на изобретение № 2296712, 24.05.2005. Способ производства молибдена-99 и устройство для его осуществления. Ермолов Н.А., Зродников А.В., Нерозин Н.А., Сметанин Э.Я., Хамьянов С.В.). В состав известного устройства входят ядерный растворный реактор, содержащий компенсационную камеру над активной зоной, последовательно соединенный с сорбционной колонкой в контуре циркуляции топливного раствора, расположенный выше растворного реактора и сорбционной колонки, аппарат для выдержки топливного раствора, состоящий из двух сообщающихся внизу сосудов, снабженных компенсационными камерами, первый сообщающийся сосуд снабжен также напорным и переливным патрубками, с которыми соединены соответственно напорный и переливной трубопроводы, соединяющие аппарат для выдержки топливного раствора с ядерным растворным реактором, второй сообщающийся сосуд снабжен расположенным ниже переливного патрубка первого сообщающегося сосуда сливным патрубком, с которым соединен сливной трубопровод, соединяющий аппарат для выдержки топливного раствора с сорбционной колонкой, при этом компенсационные камеры первого и второго сообщающихся сосудов, находящиеся выше переливного патрубка первого сообщающегося сосуда, соединены между собой и с компенсационной камерой ядерного растворного реактора.
Устройство предназначено для производства и выделения Мо-99 в режиме его непрерывной наработки, который предусматривает непрерывный отбор топливного раствора из активной зоны работающего реактора, прокачку отбираемого топливного раствора через сорбционную колонку и возврат в активную зону топливного раствора, очищенного сорбцией от Мо-99.
Недостаток известного устройства заключается в сложности гидравлической схемы, обеспечивающей непрерывный отбор топливного раствора из работающего растворного реактора, выделение при этом Мо-99 из отбираемого топливного раствора и возврат его в работающий растворный реактор. Сложность гидравлической схемы известного устройства усложняет обеспечение ядерной безопасности работающего растворного реактора. Содержание топлива в топливном растворе со временем из-за выгорания будет уменьшаться. Возможны также технологические потери топлива и воды при выделении Мо-99. Поэтому иногда надо будет останавливать реактор и корректировать топливный раствор по кислотности и содержанию в нем воды и топлива.
Наиболее близким по технической сущности к заявляемому устройству является устройство для производства и выделения Мо-99 [Патент США № 5910971, 08.07.1999, Способ и оборудование для производства и выделения Мо-99. Пономарев-Степной Н.Н., Павшук В.А., Бебих Г.Ф., Хвостионов В.Е., Трухляев П.С., Швецов И.К.].
В состав известного устройства входят ядерный растворный реактор и сорбционная колонка. Известное устройство предназначено для производства и выделения Мо-99 в режиме его дискретной наработки, который предусматривает заполнение реактора топливным раствором, вывод реактора на мощность, накопление Мо-99 в топливном растворе работающего реактора, остановку реактора, выдержку и охлаждение в нем топливного раствора, прокачку топливного раствора через сорбционную колонку с возвратом топливного раствора в реактор, вывод реактора на мощность и повторную наработку Мо-99.
Недостаток известного устройства заключается в том, что оно не исключает значительные простои растворного реактора и тем самым не обеспечивает возможную более высокую производительность Мо-99 в режиме его дискретной наработки.
Технический результат, относящийся к устройству, состоит в повышении его производительности за счет уменьшения времени простоев реактора.
Для достижения технического результата в способе производства Мо-99, включающем заполнение растворного реактора топливным раствором уранилсульфата, вывод реактора на мощность, наработку в топливном растворе Мо-99, остановку реактора, выдержку топливного раствора для распада короткоживущих радионуклидов и сорбцию Мо-99 из раствора, предлагается
- после остановки реактора топливный раствор из него сливать в по меньшей мере один ядерно-безопасный резервуар и выдержку топливного раствора вести в ядерно-безопасном резервуаре, при этом опорожненный реактор снова заполнять топливным раствором, выводить его на мощность и снова нарабатывать в топливном растворе Мо-99;
- за время наработки Мо-99 в топливном растворе осуществлять выдержку слитого топливного раствора, сорбцию Мо-99 из выдержанного топливного раствора путем его прокачивания через по меньшей мере одну сорбционную колонку, сорбирующую Мо-99, в по меньшей мере один ядерно-безопасный резервуар для кондиционирования топливного раствора, при необходимости кондиционирование топливного раствора, поступившего в резервуар для кондиционирования;
- опорожненный в очередной раз реактор заполнять из ядерно-безопасного резервуара для кондиционирования топливного раствора.
В частных случаях применения способа предлагается
- для сорбции Мо-99 использовать по меньшей мере одну сорбционную колонку из по меньшей мере одного набора параллельно установленных сорбционных колонок, сорбирующих Мо-99, и после выработки колонкой ее технического ресурса использовать новую сорбционную колонку из набора, после выработки всеми колонками из набора их технического ресурса для сорбции Мо-99 использовать сорбционную колонку из другого набора параллельно установленных сорбционных колонок;
- сливаемый из реактора топливный раствор фильтровать;
- топливный раствор, слитый в ядерно-безопасный резервуар для выдержки топливного раствора, охлаждать.
Для достижения технического результата в устройстве для производства Мо-99, включающем соединенные трубопроводами ядерный растворный реактор и по меньшей мере одну сорбционную колонку, сорбирующую Мо-99, предлагается устройство снабдить по меньшей мере одним ядерно-безопасным резервуаром для выдержки топливного раствора, соединенным трубопроводами с выходным патрубком растворного реактора и входным патрубком по меньшей мере одной сорбционной колонки, сорбирующей Мо-99, и по меньшей мере одним ядерно-безопасным резервуаром для кондиционирования топливного раствора, соединенным трубопроводами с выходным патрубком по меньшей мере одной сорбционной колонки, сорбирующей Мо-99, и входным патрубком растворного реактора.
В частных случаях исполнения устройства предлагается
- устройство снабдить по меньшей мере одной сорбционной колонкой из по меньшей мере одного набора параллельно установленных сорбционных колонок, сорбирующих Мо-99, оснащенного дистанционно управляемыми разъемными соединениями на входе и выходе топливного раствора;
- ядерно-безопасный резервуар для выдержки топливного раствора оснастить системой охлаждения;
- между растворным реактором и ядерно-безопасным резервуаром для выдержки топливного раствора установить фильтр для очистки топливного раствора;
- устройство снабдить насосом для прокачки топливного раствора через по меньшей мере одну сорбционную колонку.
Сущность изобретения поясняется представленной на чертеже одной из возможных технологических схем устройства для производства Мо-99.
На чертеже и по тексту приняты следующие обозначения:
1 - входной патрубок растворного реактора; 2(1)-2(6) - входные патрубки сорбционных колонок; 3 - выходной патрубок растворного реактора; 4(1)-4(6) - выходные патрубки сорбционных колонок; 5(1)-5(4) - дистанционно управляемые разъемные соединения; 6(1)-6(20) - запорные вентили; 7 - защитный бокс; 8(1)-8(2) - наборы сорбционных колонок; 9 - насос; 10 - растворный реактор; 11 - система охлаждения ядерно-безопасного резервуара для выдержки топливного раствора; 12(1)-12(6) - сорбционные колонки; 13 - фильтр; 14 - ядерно-безопасный резервуар для выдержки топливного раствора; 15 - ядерно-безопасный резервуар для кондиционирования топливного раствора.
На чертеже представлена технологическая схема устройства для производства Мо-99, включающего соединенные трубопроводами ядерный растворный реактор 10 и по меньшей мере одну сорбционную колонку 12(1)-12(6), сорбирующую Мо-99. Устройство снабжено по меньшей мере одним ядерно-безопасным резервуаром 14 для выдержки топливного раствора, соединенным трубопроводами с выходным патрубком 3 растворного реактора 10 и входным патрубком 2(1)-2(6) по меньшей мере одной сорбционной колонки 12(1)-12(6), сорбирующей Мо-99, и по меньшей мере одним ядерно-безопасным резервуаром 15 для кондиционирования топливного раствора, соединенным трубопроводами с выходным патрубком 4(1)-4(6) по меньшей мере одной сорбционной колонки 12(1)-12(6), сорбирующей Мо-99, и входным патрубком 1 растворного реактора 10.
Растворный реактор 10 предназначен для наработки Мо-99 в топливном растворе.
По меньшей мере, одна сорбционная колонка 12(1)-12(6) предназначена для сорбции Мо-99 из топливного раствора.
Ядерно-безопасный резервуар 14 предназначен для выдержки топливного раствора, слитого из растворного реактора 10, в течение времени распада короткоживущих радионуклидов, содержащихся в слитом топливном растворе.
Ядерно-безопасный резервуар 15 предназначен для кондиционирования при необходимости очищенного от Мо-99 топливного раствора, по кислотности, содержанию в нем топлива и воды и заполнения растворного реактора 10 топливным раствором.
В частных случаях исполнения устройства для производства Мо-99:
1) устройство снабжено по меньшей мере одной сорбционной колонкой из по меньшей мере одного набора 8(1)-8(2) параллельно установленных сорбционных колонок 12(1)-12(6), сорбирующих Мо-99, оснащенного дистанционно управляемыми разъемными соединениями 5(1)-5(4) на входе и выходе топливного раствора;
2) ядерно-безопасный резервуар 14 для выдержки топливного раствора оснащен системой охлаждения 11;
3) между растворным реактором 10 и ядерно-безопасным резервуаром 14 для выдержки топливного раствора установлен фильтр 13 для очистки топливного раствора;
4) устройство снабжено насосом 9 для прокачки топливного раствора через по меньшей мере одну сорбционную колонку 12(1)-12(6).
По меньшей мере один набор 8(1)-8(2) параллельно установленных сорбционных колонок 12(1)-12(6), сорбирующих Мо-99, оснащенный дистанционно управляемыми разъемными соединениями 5(1)-5(4) на входе и выходе топливного раствора, предназначен для замены сорбционных колонок наборами.
Система охлаждения 11 ядерно-безопасного резервуара 14 предназначена для снятия тепла, выделяемого в топливном растворе при распаде короткоживущих радионуклидов.
Фильтр 13 предназначен для очистки топливного раствора от продуктов коррозии.
Насос 9 предназначен для прокачки топливного раствора через по меньшей мере одну сорбционную колонку 12(1)-12(6).
Запорные вентили 6(1)-6(8) и дистанционно управляемые разъемные соединения предназначены для переключений наборов сорбционных колонок и замены сорбционных колонок наборами. Запорные вентили 6(9)-6(20) предназначены для переключений сорбционных колонок. Защитный бокс 7 служит для размещения сорбционных колонок и другого не показанного на чертеже оборудования для выделения и очистки Мо-99.
Безопасность ядерного растворного реактора 10 обеспечивается штатными органами управления его реактивностью. Безопасность ядерно-безопасных резервуаров 14 и 15 может быть достигнута их ядерно-безопасной конструкцией.
Данное устройство применяют для осуществления способа производства Мо-99, включающего заполнение растворного реактора 10 топливным раствором уранилсульфата, вывод реактора 10 на мощность 50-100 кВт, наработку в топливном растворе Мо-99, остановку реактора 10, выдержку топливного раствора для распада короткоживущих радионуклидов и сорбцию Мо-99 из раствора. После остановки реактора 10 топливный раствор из него сливают в по меньшей мере один ядерно-безопасный резервуар 14 и выдержку топливного раствора ведут в ядерно-безопасном резервуаре 14, при этом опорожненный реактор 10 снова заполняют топливным раствором, выводят его на мощность 50-100 кВт и снова нарабатывают в топливном растворе Мо-99. За время наработки Мо-99 в топливном растворе осуществляют выдержку слитого топливного раствора, сорбцию Мо-99 из выдержанного топливного раствора путем его прокачивания через по меньшей мере одну сорбционную колонку 12(1)-12(6), сорбирующую Мо-99, в по меньшей мере один ядерно-безопасный резервуар 15 для кондиционирования топливного раствора, при необходимости кондиционирование топливного раствора, поступившего в резервуар для кондиционирования. Опорожненный в очередной раз реактор 10 заполняют из ядерно-безопасного резервуара 15 для кондиционирования топливного раствора.
В частных случаях применения способа производства Мо-99:
1) для сорбции Мо-99 используют по меньшей мере одну сорбционную колонку из по меньшей мере одного набора 8(1)-8(2) параллельно установленных сорбционных колонок 12(1)-12(6), сорбирующих Мо-99. После выработки колонкой ее технического ресурса используют новую сорбционную колонку из набора, после выработки всеми колонками из набора их технического ресурса для сорбции Мо-99 используют сорбционную колонку из другого набора параллельно установленных сорбционных колонок;
2) сливаемый из реактора 10 топливный раствор фильтруют;
3) охлаждают топливный раствор, слитый в ядерно-безопасный резервуар 14 для выдержки топливного раствора.
Пример конкретного исполнения устройства для производства Мо-99.
1. Мощность ядерного растворного реактора 10 равна 50 кВт.
2. Топливный раствор - водный раствор уранилсульфата.
3. Обогащение топлива ураном-235 - 20%.
4. Объем топливного раствора в активной зоне ядерного реактора 20 литров.
5. Объем ядерно-безопасного резервуара 14 для выдержки топливного раствора 20 литров.
6. Объем ядерно-безопасного резервуара для кондиционирования топливного раствора 20 литров.
7. Температура топливного раствора 80°С.
8. Производительность устройства по Мо-99 составляет примерно 100 Ки/сутки.
Параметры сорбционной колонки, производительность циркуляционного насоса, мощность системы охлаждения ядерно-безопасного резервуара для выдержки топливного раствора, диаметры трубопроводов и другие характеристики устройства определяют расчетом и экспериментально.
Пример конкретного применения способа производства Мо-99.
Ядерный растворный реактор 10 заполняют водным раствором уранилсульфата. Выводят реактор на мощность 50 кВт. Нарабатывают в топливном растворе Мо-99 в течение пяти дней и останавливают реактор 10. Топливный раствор из остановленного реактора 10 сливают в ядерно-безопасный резервуар 14 для выдержки топливного раствора на время распада короткоживущих радионуклидов. Опорожненный реактор 10 снова заполняют топливным раствором, выводят его на мощность 50 кВт и снова нарабатывают в топливном растворе Мо-99. За время повторной наработки Мо-99 в топливном растворе работающего реактора 10 выдерживают топливный раствор, слитый в ядерно-безопасный резервуар 14, в течение времени распада короткоживущих радионуклидов, выделяемое при этом тепло отводят системой охлаждения 11, осуществляют сорбцию Мо-99 из выдержанного топливного раствора путем его прокачивания насосом 9 через по меньшей мере одну сорбционную колонку 12(1)-12(6) в ядерно-безопасный резервуар 15 для кондиционирования топливного раствора, при необходимости кондиционируют топливный раствор, поступивший в резервуар 15 для кондиционирования.
Остановка реактора, слив из него топливного раствора, заполнение реактора новым раствором и вывод на мощность 50 кВт могут быть выполнены за время до 8 часов. На выдержку слитого топливного раствора может быть затрачено от 2 до 24 часов. Сорбция Мо-99 из выдержанного раствора может быть выполнена примерно за 8 часов. Кондиционирование топливного раствора по кислотности, содержанию в нем воды и топлива может быть выполнено также примерно за 8 часов. Почти за трое суток до очередной остановки реактора в ядерно-безопасном резервуаре 15 находится топливный раствор, подготовленный для очередного заполнения реактора. Простой реактора 10, нарабатывающего Мо-99 в дискретном режиме, составляет от четырех до восьми часов.
Получен технический результат изобретения, повышена производительность растворного реактора, нарабатывающего Мо-99 в дискретном режиме, за счет уменьшения времени его простоев.
Список позиций
| № поз | Наименование |
| 1 | Входной патрубок растворного реактора |
| 2(1)÷2(6) | Входные патрубки сорбционных колонок |
| 3 | Выходной патрубок растворного реактора |
| 4(1)÷4(6) | Выходные патрубки сорбционных колонок |
| 5(1)÷5(4) | Дистанционно управляемые разъемные соединения |
| 6(1)÷6(20) | Запорные вентили |
| 7 | Защитный бокс |
| 8(1)÷8(2) | Наборы сорбционных колонок |
| 9 | Насос |
| 10 | Растворный реактор |
| 11 | Система охлаждения ядерно-безопасного резервуара для выдержки топливного раствора |
| 12(1)÷12(6) | Сорбционные колонки |
| 13 | Фильтр |
| 14 | Ядерно-безопасный резервуар для выдержки топливного раствора |
| 15 | Ядерно-безопасный резервуар для кондиционирования топливного раствора |
Класс C22B34/34 получение молибдена
Класс C22B3/24 адсорбцией на твердых веществах, например экстракцией твердыми смолами
Класс G21G1/02 в ядерных реакторах
