|
На данной странице представлена ознакомительная часть выбранного Вами патента
Для получения более подробной информации о патенте (полное описание, формула изобретения и т.д.) Вам необходимо сделать заказ. Нажмите на «Корзину»
| СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА, ОБОГАЩЕННОГО ДЕЛЯЩИМСЯ МАТЕРИАЛОМ |  |
Номер публикации патента: 2171507 |  |
| Редакция МПК: | 7 | | Основные коды МПК: | G21C019/46 G21F009/06 | | Аналоги изобретения: | С.СТОЛЕР, Р.РИЧАРДС. Переработка ядерного горючего. - М.: Атомиздат, 1964, с. 7, 245-257. RU 2066489 С1, 10.09.1996. RU 2130208 С1, 10.05.1999. GB 2118759 А, 02.11.1983. FR 2651364 А1, 01.03.1991. |
| Имя заявителя: | Сибирский химический комбинат | | Изобретатели: | Круглов С.Н.
Волк В.И.
Кондаков В.М.
Короткевич В.М. | | Патентообладатели: | Сибирский химический комбинат |
Реферат | |
Изобретение относится к способам переработки ядерного топлива и может быть использовано при переработке урана, обогащенного ураном-235. Способ включает один или более экстракционных циклов с применением трибутилфосфата в органическом разбавителе в качестве экстрагента. При этом производят разбавление оборотным экстрагентом экстракта перед реэкстракцией в соотношении, обеспечивающем равновесную концентрацию извлекаемого делящегося материала в реэкстракте в пределах нормы ядерно-безопасной концентрации. Технический результат заключается в обеспечении получения реэкстрактов обогащенного урана ядерно-безопасной концентрации и возможности переработки растворов обогащенного урана в оборудовании ядерно-опасной геометрии. Данный способ применим в экстракционной технологии переработки растворов плутония-239 или растворов, содержащих смесь обогащенного урана и плутония-239. 1 ил., 6 табл.
|
Поиск патентов
Получить полное описание патента