Соединения урана – C01G 43/00

Группа изобретений относится к биотехнологии. Предложен полипептид, полученный из штамма SA-01 Thermus scotoductus, который отвечает за восстановление урана (VI) в источнике урана (VI) до урана (IV), где полипептид включает аминокислотную последовательность SEQ ID NO:1. Предложены также выделенная молекула нуклеиновой кислоты, кодирующая полипептид и включающая нуклеотидную последовательность SEQ ID NO:2, вектор экспрессии, включающий указанные молекулы нуклеиновой кислоты, клетка-хозяин, включающий указанный вектор. Предложены также способ получения указанного полипептида и его применение при восстановление урана (VI) в источнике урана (VI) до урана (IV). Группа изобретений обеспечивает высокую степень восстановления урана(VI) до урана (IV). 6 н. и 3 з.п. ф-лы, 10 ил.

Изобретение относится к порошковой металлургии и может быть использовано для получения исходного сырья для изготовления нитридного ядерного топлива. Способ получения порошка нитрида урана включает нагрев металлического урана, который осуществляют в вакуумируемой реакционной емкости при остаточном давлении 10 ^-1÷10^-2 мм рт.ст. и температуре 250÷300°С, с последующим напуском водорода до давления 750÷800 мм рт.ст. Гидрирование урана проводят в течение времени, которое определяют по заданной формуле. Реакционную емкость с полученным порошком гидрида урана подвергают повторному вакуумированию при температуре, не превышающей 220°С, до достижения остаточного давления в реакционной емкости 10^-1÷10^-2 мм рт.ст. Азотирование полученного порошка гидрида урана осуществляют в протоке азота при температуре 250÷300°С, при этом регулируют давление в реакционной емкости от 1 до 800 мм рт.ст. в зависимости от изменения площади реакционной поверхности порошка гидрида урана. Обеспечивается увеличение дисперсности порошков нитрида урана и снижение длительности процесса их получения. 1 з.п. ф-лы, 1 табл., 1 пр.

Изобретение относится к области неорганической химии, в частности к металлургии урана и производству соединений урана, и может быть использовано в химической и ядерных технологиях. Способ получения диоксида урана заключается в гидрировании металлического урана при температуре 200-220°С, дегидрировании при температуре 470-500°С и окислении при температуре 600-800°С в потоке смеси водорода и паров воды в соотношении 40:1-1,2 (мольн. доли). Изобретение обеспечивает повышение дисперсности и удельной поверхности порошка диоксида урана, получения диоксида урана с кислородным коэффициентом близким к стехиометрическому, а также сокращение длительности процесса. 1 з.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретение может быть использовано в химической промышленности. Способ выделения фтора включает загрузку смеси, содержащей фторид урана и окислитель, в реакционный сосуд со сплошным основанием и проемом, обращенным в сторону от основания, нагрев этой смеси в реакционном сосуде и образование по меньшей мере одного оксида урана и нерадиоактивного газообразного продукта из нагретой смеси. При этом осуществляют регулирование толщины слоя смеси в реакционном сосуде для достижения требуемого выхода реакции и/или требуемой скорости реакции получения нерадиоактивного газообразного продукта. Используемая смесь может содержать тетрафторид урана UF₄ и реагент для выделения фтора, выбранный из группы, включающей оксид германия GeO, диоксид германия GeO ₂, кремний Si, триоксид бора B₂O₃ и диоксид кремния SiO₂. Изобретение позволяет повысить выход фтора. 3 н. и 13 з.п. ф-лы, 2 ил., 1 табл.

Изобретение относится к способу приготовления оксалатов актиноидов. Способ включает осаждение одного актиноида или соосаждение большего числа актиноидов в форме частиц оксалата в псевдоожиженном слое приведением в контакт водного раствора, содержащего актиноид или актиноиды, с водным раствором щавелевой кислоты или соли щавелевой кислоты и сбор частиц оксалата. Изобретение обеспечивает получение оксалатов актиноидов в форме порошков с высокими гранулометрическими и морфологическими характеристиками. 2 н. и 14 з. п. ф-лы, 9 ил., 2 пр.

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано в технологии производства спеченных керамических топливных таблеток с выгорающим поглотителем для ядерных реакторов. Для прессования таблеток используют смесь порошка диоксида урана, приготовленного по одной из известных технологий, с удельной поверхностью частиц 2,0-2,2 м² /г, ультрадисперсного порошка UO₂ с удельной поверхностью 10,5-11 м²/г и нанокристаллических порошков оксидов Gd₂O₃, ТiO₂, Nb₂O ₅, Аl₂О₃, Сr₂О₃ . Содержание ультрадисперсного порошка UO₂ в смеси - 5-10 % масс., нанокристаллических оксидных порошков Gd ₂O₃ - 3-5 % масс., других оксидов - 0,02-0,1 % масс. Такое топливо существенно превосходит стандартное по показателю среднего размера зерна (25-60 мкм вместо 10-20 мкм). Технический результат - увеличение глубины выгорания топлива при его эксплуатации за счет увеличения зерна топливных таблеток, улучшение его технологических и эксплуатационных свойств за счет увеличения пластичности и, как следствие, повышение надежности работы тепловыделяющих элементов. 4 з.п. ф-лы, 2 табл.

Изобретение относится к области металлургии, а именно к получению порошка диоксида урана методом пирогидролиза. Реакционная камера для получения порошка диоксида урана из гексафторида урана выполнена в виде емкости, имеющей фильтровальную зону, первую реакционную зону для превращения гексафторида в уранилфторил и вторую реакционную зону с газораспределительной решеткой для создания псевдоожиженного слоя для восстановления уранилфторида до диоксида урана, при этом емкость выполнена с внутренним расстоянием между двумя противоположными плоскими стенками не более 104 мм для обогащения до 5 % по U²³⁵. Реакционная камера также может быть выполнена в виде емкости, разделенной вертикальной перегородкой на полости, каждая из которых имеет фильтровальную зону, первую реакционную зону и вторую реакционную зону. Изобретение обеспечивает ядерную безопасность реакционной камеры. 2 н.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к способам экстракционной переработки регенерированного урана с целью очистки от технеция-99, являющегося бета-активным излучателем. Способ переработки азотнокислого раствора регенерированного урана включает экстракцию урана(VI) трибутилфосфатом в органическом разбавителе, очистку экстракта в промывной зоне экстракционного каскада раствором восстановителя в виде азотнокислого раствора, содержащего карбогидразид, и реэкстракцию урана, причем технеций в промывной зоне переводят в неэкстрагируемое состояние путем введения в раствор восстановителя аминокарбоновой кислоты. Изобретение обеспечивает повышение эффективности разделения урана и технеция, устранение условий обратного окисления технеция и снижение количества жидких радиоактивных отходов. 2 з.п. ф-лы, 2 табл., 2 пр.

Изобретение относится к области химической технологии неорганических веществ и может быть использовано при переработке обедненного гексафторида урана. Способ переработки гексафторида урана заключается в том, что растворяют гексафторид урана в воде с получением раствора уранилфторида, полученный раствор обрабатывают аммиачной водой с получением твердого полиураната аммония и раствора фторида аммония, твердую фракцию отфильтровывают и прокаливают при температуре 450-600°C до октаоксида триурана и далее раствор после фильтрации упаривают до получения твердого фторида аммония. Изобретение обеспечивает эффективный промышленный способ переработки гексафторида урана с получением товарных опций урана и фторсодержащего продукта. 2 пр.

Изобретение относится к способам получения тетрафторида урана, а именно к способам получения тетрафторида урана на переделе гидрофторирования диоксида урана, и может быть использовано в производстве гексафторида урана или металлического урана. Способ получения тетрафторида урана включает противоточное взаимодействие твердой фазы в виде диоксида урана с фторидом водорода, находящимся в газовой фазе, при движении твердой фазы через низкотемпературную и высокотемпературную области, при подаче в высокотемпературную область в зону выгрузки тетрафторида урана безводного фторида водорода. В низкотемпературную область совместно с газовой фазой, выходящей из высокотемпературной области, подают переведенную в газообразное состояние плавиковую кислоту, имеющую концентрацию фторида водорода не менее 35 мас.%. При этом поддерживают суммарный расход плавиковой кислоты в пересчете на безводный фторид водорода, подаваемой в низкотемпературную область, и безводного фторида водорода, подаваемого в высокотемпературную область, равный стехиометрическому расходу фторида водорода в реакции гидрофторирования диоксида урана до тетрафторида урана. Изобретение обеспечивает удешевление процесса получения тетрафторида урана. 2 з.п. ф-лы, 2 табл.

Изобретение относится к области неорганической химии, в частности к металлургии урана и производству его соединений, и может быть использовано в химической и ядерной технологиях. Способ получения оксида урана включает нагрев диоксида урана до температуры 500÷900°С в среде кислородсодержащего агента в реакционной емкости, образующей замкнутое пространство с внутренним объемом, составляющим 2÷4 объема загружаемого урансодержащего продукта, и имеющей отверстия, суммарная площадь которых составляет от 5 до 25% от площади поверхности реакционной емкости, с последующим исключением внешнего источника тепла. Причем перед нагревом диоксида урана в реакционной емкости к диоксиду урана добавляют металлический уран в количестве 20÷40% мас. от массы диоксида урана. Изобретение обеспечивает упрощение и снижение энергоемкости процесса получения оксида урана. 1 табл., 1 пр.

Изобретение относится к технологии рециклирования ядерных энергетических материалов, а именно к способам очистки гексафторида урана от фторидов рутения, и может быть использовано для возврата урана, выделенного из отработавшего ядерного топлива, в топливный цикл легководных реакторов. Способ очистки гексафторида урана от фторидов рутения включает взаимодействие газообразного гексафторида урана с сорбентом, причем в качестве сорбента используют пористые гранулы из спеченного металлического порошка никеля или никеля, содержащего до 10 мас.% меди. Изобретение обеспечивает эффективную очистку гексафторида урана от фторидов рутения при невысоких температурах, безопасность и простоту в технологическом отношении, а также позволяет использовать сорбент повторно после его регенерации. 4 з.п. ф-лы, 2 табл., 5 пр.

Изобретение относится к ядерному топливному циклу, а именно к технологии получения разбавителя для переработки гексафторида оружейного высокообогащенного урана (ВОУ) в гексафторид низкообогащенного урана (НОУ). Способ заключается в обогащении по ²³⁵ U отвалов гексафторида урана разделительного производства до заданной концентрации ²³⁵U в разбавителе, которое выполняют в два этапа. На первом этапе в отборе ординарного каскада газовых центрифуг получают продукт с концентрацией ²³⁵ U меньшей требуемой концентрации ²³⁵U в разбавителе и сортируют его в разные емкости по содержанию вредного изотопа ²³⁴U. На втором этапе осуществляют обогащение продукта, поступающего на питание ординарного каскада газовых центрифуг из емкости выбранного сорта по содержанию вредного изотопа ²³⁴U, до заданной концентрации ²³⁴U в разбавителе. Изобретение позволяет получить разбавитель требуемого качества при меньших затратах работы разделения. 5 з.п. ф-лы, 2 ил., 10 табл., 5 пр.

Изобретение относится к технологии очистки гексафторида урана от легколетучих примесей и может быть использовано для улучшения качества и снижения себестоимости продукции газоразделительных производств. Способ очистки гексафторида урана от легколетучих примесей включает переведение гексафторида урана в жидкое состояние, выдержку жидкого гексафторида урана при температуре 80-100°С в закрытом контейнере в течение времени, достаточного для сосредоточения легколетучих примесей в поверхностном слое жидкости, формирование при этом слоя очищенного гексафторида урана и переливание после этого очищенного гексафторида урана в другой контейнер. При этом время выдержки жидкого гексафторида урана задают не менее величины 2,0563·10^-3·m_ГФУ/D_K ², где m_ГФУ - масса гексафторида урана в контейнере, кг, D_K - диаметр контейнера, м, а массовую скорость перелива, кг/с, предотвращающую смешение очищенного гексафторида урана с поверхностным слоем, поддерживают не более величины 694,725·10^-4·D² , где D - диаметр контейнера. Изобретение обеспечивает более простой способ очистки гексафторида урана и получение гексафторида урана чистотой более 99,95%. 1 з.п. ф-лы, 1 пр.

Изобретение относится к технологии производства ядерного топлива для энергетических реакторов, в частности, к процессам получения порошков диоксида урана для изготовления сердечников твэлов. Способ приготовления порошка двуокиси урана, содержащего выгорающий поглотитель, включает разложение распыленного нитратного раствора урана, содержащего исходный компонент выгорающего поглотителя, в потоке плазменного теплоносителя в присутствии восстановителя и выделение целевого продукта из полученной пылегазовой смеси, причем в качестве исходного компонента выгорающего поглотителя в раствор вводят борную кислоту. Изобретение позволяет получать порошок диоксида урана, спеченного с бором, с заданным содержанием бора и обеспечивает полный выход бора в порошок. 3 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.

Изобретение относится к устройствам для проведения низкотемпературного порционного гидролиза твердого гексафторида урана в водном растворе фтороводорода и может быть использовано при переработке обедненного (отвального) гексафторида урана до порошкообразного диоксодифторида урана и безводного фтороводорода. Аппарат содержит корпус с коническим днищем и патрубком выгрузки, а также рубашку, крышку с патрубками подачи исходных реагентов и выдачи продуктов реакции и якорную мешалку. Якорная мешалка снабжена направленными вверх дополнительными лопастями, а торец вала мешалки снабжен скребком, размещенным в патрубке выгрузки, снабженном запорно-разгрузочным устройством. Запорно-разгрузочное устройство содержит корпус с рубашкой охлаждения и плунжер с отверстием, соизмеримым с отверстием патрубка выгрузки. Изобретение обеспечивает эффективное перемешивание реакционной массы, легкую выгрузку продукта и позволяет получить порошок диоксодифторида урана с очень высокой удельной поверхностью. 3 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к способу получения сферических частиц горючего или ядерного топлива из оксида группы тяжелых металлов урана, плутония или их смесей. Способ включает следующие стадии: получение исходного раствора нитрата тяжелого металла, добавление первого реагента из группы мочевины и/или карбоната аммония, и/или гидрокарбоната аммония, и/или цианата аммония, и/или биурета при комнатной температуре, нагревание полученного раствора до температуры 80°C T<T_s, где Т_s=температура кипения раствора, выдерживание его в течение времени 2 ч t 8 ч, охлаждение до температуры T_A комнатной температуры, прибавление второго реагента в виде PVA и/или THFA для установления вязкости раствора, стекание раствора по каплям с образованием микрошариков, поверхностное отверждение микрошариков в атмосфере, содержащей аммиак, улавливание микрошариков в растворе, содержащем аммиак, последующая промывка, сушка и термическая обработка. Изобретение обеспечивает получение горючего или ядерного топлива с хорошими свойствами простым способом, при этом исключается использование проблематичных органических веществ. 9 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к области переработки и утилизации радиоактивных отходов предприятий атомной промышленности. Согласно способу проводят обработку фильтрующего материала водными растворами, сорбционную или экстракционную очистку от примесей. Осаждают соль металла из растворов сорбционной (экстракционной) очистки и прокаливают до получения оксида металла. Вскрытие исходного сырья, содержащего уран, бор и кремний, осуществляют в азотной кислоте с концентрацией (4,5±0,2) моль/л при температуре (105±2)°C в течение от 2 до 3 ч. Для очистки от кремния в раствор азотной кислоты за 1 ч до окончания процесса вскрытия вводят флокулянт дипроксамин-157 в количестве от 0,10 до 0,25 мг на 1 л раствора. Техническим результатом изобретения является повышение степени очистки от радиоактивных отходов. 1 табл., 8 пр.

Изобретение относится к области химической технологии неорганических веществ и может быть использовано для получения тетрафторида урана. Способ получения тетрафторида урана включает восстановление и фторирование октаоксида триурана парами разложения фторида аммония, взятого в избытке 100-130% мольных от стехиометрического количества в интервале температур 260-700°С. Изобретение обеспечивает простой промышленный способ получения тетрафторида урана и снижение себестоимости продукта. 3 пр.

Изобретение относится к технологии фторирования порошкообразного сырья, а именно к способу и реактору для получения гексафторида урана. Способ включает подачу порошкообразного урансодержащего сырья нисходящим потоком вдоль центральной вертикальной оси корпуса реактора и подачу газообразного фтора в сырье потоком, сформированным с использованием струй двух наборов, при этом центры ввода струй первого набора, направленных под углом к потоку сырья, располагают по окружности с меньшим радиусом, чем радиус концентрической окружности, по которой располагают центры ввода струй второго набора, направленных к потоку сырья аксиально-тангенциально, при постоянных и одинаковых модулях скорости всех струй и соотношении фтора, подаваемого посредством струй первого и второго наборов, составляющем (1÷4):1. Пламенный реактор содержит цилиндрический корпус и крышку с рубашками охлаждения, выполненные в крышке устройство для подачи порошкообразного сырья и коллектор фтора. Коллектор сообщен с узлом вывода газообразных продуктов реакции, узлом выгрузки твердых огарков и двумя наборами сопел. Все сопла, сообщенные с коллектором, имеют одинаковые профили. Изобретение обеспечивает равномерное распределение температуры в факеле, уменьшение температуры воздействия на крышку и стенки реактора и увеличение ресурса непрерывной работы реактора. 2 н. и 7 з.п. ф-лы, 4 ил., 1 табл.

Изобретение относится к способам растворения топлива, которое представляет собой смесь оксидов урана и плутония. Способ заключается в растворении МОКС-топлива в растворе азотной кислоты при одновременном присутствии в растворе ионов фтора и гадолиния при следующих концентрациях: азотной кислоты (6-9) моль/л, фторида натрия (0,05-0,08) моль/л и нитрата гадолиния в пересчете на гадолиний (1,3-1,5) г/л. Изобретение обеспечивает полное растворение смешанного уран-плутониевого топлива без образования осадков и ядерную безопасность процесса растворения. 2 з.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретение относится к неорганической химии, в частности к способу получения азотнокислых солей урана и актинидов. Способ получения нитратов актинидов включает обработку актинидов или их соединений тетраоксидом азота в присутствии воды. Подачу тетраоксида азота в реакционный сосуд осуществляют в смеси с воздухом или кислородом и процесс проводят при нормальном давлении и температуре от 25°С до 95°С. Изобретение обеспечивает простой удобный перевод соединений актинидов в нитраты, позволяющий увеличить степень использования окислов азота, то есть сократить сброс их в атмосферу. 2 з.п. ф-лы, 3 табл., 3 пр.

Изобретение относится к ядерной энергетике и касается технологии получения смешанного диоксида урана и плутония (UO ₂-PuO₂) для изготовления ядерного топлива. Способ получения твердого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана включает взаимодействие нитратных растворов урана и плутония с относительным содержанием их в растворе 95÷70 и 5÷30 мас.% соответственно с гидроксиламином, что приводит к восстановлению плутония до трехвалентного состояния и соосаждению урана и плутония в виде гомогенной смеси гидроксиламината уранила с гидроксидом плутония, и дальнейшее разложение полученного осадка на воздухе при 200-300°C. Изобретение позволяет получать твердый раствор диоксида плутония в матрице диоксида урана несложным способом при низких энергозатратах. 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 2 табл., 2 пр.

Изобретение относится к области экологии и направлено на предупреждение загрязнения окружающей среды и отравления радиоактивными веществами. Способ конверсии отвального гексафторида урана в металлический уран и фторид кальция включает взаимодействие гексафторида урана и металлического кальция, причем газообразный гексафторид урана вводят в расплавленный металлический кальций посредством барботажа, а температура процесса поддерживается выше температуры плавления фтористого кальция. Изобретение позволяет перевести токсичный радиоактивный гексафторид урана в нелетучий компактный продукт, безопасный для хранения. 1 пр.

Изобретение может быть использовано при переработке отработавшего ядерного топлива. Устройство выполнено U-образной формы и установлено вертикально. На первой стороне размещены штуцер 4 для подачи раствора нитрата уранила и штуцер 6 для совместного вывода маточного и отработавшего промывного растворов. На второй стороне, выполненной в виде трубопровода 7 с секционной нагревательной рубашкой 14, размещены штуцер 12 подачи промывного раствора и сливной патрубок 13. В верхней части первой стороны устройства размещен кольцевой реактор 1 с конусным днищем 2 и нагревательной рубашкой 15. Трубопровод 7 одним концом соединен с конусным днищем 2 кольцевого реактора 1, а другим - через патрубок 11 с пульсатором. Штуцер 4 для подачи раствора нитрата уранила и дополнительный штуцер 3 для подачи раствора ацетата натрия расположены под конусным днищем 2 кольцевого реактора 1. Изобретение позволяет осуществлять непрерывный процесс кристаллизации, осаждения и осветления раствора в условиях многоступенчатой фронтальной промывки и обеспечивает высокую степень очистки нитрата уранила от продуктов деления. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к способу экстракционной очистки регенерированного урана и может быть использовано в технологических процессах при переработке облученного ядерного топлива. Способ очистки регенерированного урана от тория, технеция и нептуния включает экстракцию уранилнитрата из водного азотнокислого раствора трибутилфосфатом в органическом разбавителе. При этом в процессе многоступенчатой противоточной экстракции на ступени выдачи экстракта поддерживают степень насыщения экстрагента ураном более 92,5% от предельного насыщения и равновесную концентрацию азотной кислоты в водной фазе не более 0,7 моль/л. Причем концентрация азотной кислоты в первом потоке питающего водного азотнокислого раствора уранилнитрата, подаваемом на ступень выдачи экстракта, не более 0,6 моль/л и величина насыщения экстрагента ураном более 92,5% от предельного насыщения на третьей или последующей по ходу водной фазы ступени при подаче на нее второго потока питающего водного азотнокислого раствора уранилнитрата. Изобретение обеспечивает повышение степени очистки урана. 4 з.п. ф-лы, 5 табл.

Изобретение может быть использовано при переработке отходов, содержащих фториды урана. Сорбент фторид натрия, содержащий уран (V), обрабатывают парами воды при температуре 100-250°С. Затем извлекают уран фторированием при температуре не выше 400°С. Изобретение позволяет снизить расход фтора, предотвратить спекание сорбента. 4 табл.

Изобретение относится к технологии получения сорбентов для очистки гексафторида урана, получаемого из облученного ядерного топлива (ОЯТ), от гексафторида плутония. Сорбент содержит уранилфторид и добавку, увеличивающую пористость сорбента, выбранную из фторидов кальция, магния, стронция, бария в количестве 5-25 мас.%. Сорбент получают путем смешивания уранилфторида и добавки, полученную массу формуют, сушат при 20-25°С, в режиме ступенчатого нагрева при температурах 75, 120 и 150°С. Способ позволяет получать прочные гранулы сорбента с высокой пористостью 2 н.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретение может быть использовано при переработке отходов сублиматного производства. Твердые уранфторсодержащие отходы обрабатывают серной кислотой с получением сульфатно-фторидного раствора. В полученный раствор вводят сульфат алюминия в соотношении Аl:F=1:6 и направляют на сорбционную очистку от Мо и W на сорбенте на основе оксида титана с содержанием 5% мольн. оксида циркония, а затем подвергают экстракционной очистке от примесей. Изобретение позволяет получать урансодержащий материал высокой чистоты. 4 з.п. ф-лы, 3 табл.

Изобретение может быть использовано при изготовлении ядерного топлива для атомных электростанций. Порошок диоксида урана получают осаждением урана в виде дигидроксиаминатных комплексов уранила либо из нитратных, либо хлоридных, либо сульфатных растворов. Полученные осадки разлагают в инертной атмосфере при 200÷500°С. Осаждение урана проводят гидроксиламином при мольном отношении NH₂OH:U 2. Изобретение позволяет получать продукт, характеризующийся содержанием в своем гранулометрическом составе 7÷10 об.% частиц размером менее 100 нм при относительно низких энергозатратах. 2 ил., 2 табл.