Устройства для обработки, манипулирования или облегчения манипулирования топливными или другими материалами внутри реактора, например внутри его резервуара высокого давления: ...водные способы – G21C 19/46

Изобретение относится к области регенерации плутония из отработанного ядерного топлива водными методами. Предложен способ реэкстракции плутония из органического раствора трибутилфосфата, содержащего плутоний в четырехвалентном состоянии, в водный азотнокислый раствор осуществляют путем контактирования указанного органического раствора с водным раствором, содержащим азотную кислоту, карбогидразид в качестве восстановителя, переводящего плутоний в трехвалентное состояние, и аминокарбоновую кислоту. В качестве аминокарбоновой кислоты может использоваться глицин с концентрацией от 0,2 до 0,5 моль/л в растворе восстановителя. В растворе восстановителя содержание азотной кислоты поддерживается в диапазоне от 0,25 до 1,5 моль/л. Технический результат - достижение высокой полноты реэкстракции плутония из органического раствора трибутилфосфата (ТБФ) при снижении концентрации восстановителя и увеличении диапазона рабочей концентрации азотной кислоты. 2 з.п. ф-лы, 1 табл., 2 пр.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки отработавшего ядерного горючего, и может быть использовано в технологической схеме переработки ОЯТ. В заявленном изобретении извлечение урана и плутония в раствор трибутилфосфата в инертном разбавителе проводят в две последовательные стадии, первую из которых проводят в запредельном режиме, и образующийся при этом водный поток, содержащий от 15% до 50% суммы извлекаемых элементов, на второй стадии обрабатывают дополнительным потоком оборотного экстрагента в режиме полного извлечения элементов. Органические потоки, полученные после первой обработки и после второй обработки, объединяют и объединенный поток направляют на последующие операции. Техническим результатом является достижение более высоких коэффициентов очистки целевых компонентов от продуктов деления и сокращение объема радиоактивных отходов. 2 з.п. ф-лы, 2 табл.

Изобретение относится к методам фракционирования долгоживущих радионуклидов при комплексной переработке облученного ядерного топлива (ОЯТ) атомных электростанций (АЭС) и направлено на селективное выделение нептуния из совместного экстракта урана, нептуния, плутония и технеция. Способ выведения нептуния при фракционировании долгоживущих радионуклидов включает экстракцию урана (VI), плутония (IV), нептуния (VI) и технеция (VII) из азотнокислого раствора разбавленным трибутилфосфатом и восстановительную реэкстракцию нептуния (V). Селективную реэкстракцию нептуния осуществляют до или после отделения технеция раствором пероксокислоты в слабой азотной кислоте при содержании в реэкстракте 0,7-1,5 моль/л азотной кислоты и 0,05-0,15 моль/л пероксокислоты. Изобретение позволяет получить реэкстракт нептуния, не содержащего уран, плутоний и технеций, тем самым повысить селективность при стабилизации нептуния. 2 з.п. ф-лы, 1 ил., 3 пр., 3 табл.

Изобретение относится к способам экстракционной очистки регенерированного урана и может быть использовано в технологических процессах при переработке облученного ядерного топлива, где необходима очистка урана от плутония, тория-228 и нептуния-237. Способ очистки регенерированного урана от плутония, тория и нептуния включает экстракцию урана трибутилфосфатом в углеводородном разбавителе из азотнокислого раствора, промывку экстракта и реэкстракцию урана, при этом в азотнокислый раствор регенерированного урана, направляемый на экстракцию, вводят фтор-ион до концентрации 0,03-0,52 г/л. Кроме того, в азотнокислый раствор регенерированного урана, направляемый на экстракцию, возможно введение урана (IV), стабилизированного гидразином, до концентрации 0,5 г/л. На экстракцию направляют раствор регенерированного урана с концентрацией по урану 400-500 г/л. Изобретение позволяет повысить очистку регенерированного урана от плутония, тория, нептуния. 2 з.п. ф-лы, 2 пр., 2 табл.

Группа изобретений относится к способу группового отделения всех актинидов (III), (IV), (V) и (VI), присутствующих в сильнокислой водной фазе, от продуктов распада с использованием двух экстрагентов, которые действуют в несвязанных химических областях. Способ группового отделения актинидов, присутствующих в сильнокислой водной фазе с рН<0, от продуктов распада, присутствующих в указанной сильнокислой водной фазе, включая лантаниды и иттрий, который включает стадии: соэкстрагирование актинидов, лантанидов, иттрия и, возможно, нескольких других продуктов распада из сильнокислой водной фазы путем приведения этой фазы в контакт с несмешивающейся органической фазой, которая содержит первый экстрагент, способный к экстрагированию этих элементов из сильнокислой водной фазы, и второй экстрагент, способный к экстрагированию тех же самых элементов из слабокислой водной фазы с рН выше 0, с последующим отделением сильнокислой водной фазы от органической фазы и селективную реэкстракцию актинидов из органической фазы путем приведения этой органический фазы в контакт со слабокислой водной фазой, содержащей, по меньшей мере, один комплексообразователь и по меньшей мере один восстановитель, с последующим отделением слабокислой водной фазы от органической фазы. Группа изобретений позволяет решить проблему группового извлечения лантанидов, проблему расслоения фаз при высокой концентрации актинидов в кислой водной фазе и позволяет сократить расходы органических реагентов за счет увеличения коэффициента распределения. 2 н. и 21 з.п. ф-лы, 1 ил., 3 табл.

Изобретение относится к способу регенерации отработанного ядерного топлива на основе оксида урана или смешанного уран-плутониевого оксида. Способ регенерации отработанного ядерного топлива и получения смешанного уран-плутониевого оксида, который включает в себя следующие стадии: отделения урана и плутония от продуктов деления, америция и кюрия, которые присутствуют в водном нитратном растворе, образовавшемся при растворении отработанного ядерного топлива в азотной кислоте, причем эта стадия включает в себя, по меньшей мере, одну операцию совместной экстракции урана в степени окисления (VI), и плутония в степени окисления (IV), из указанного водного раствора путем контактирования этого раствора с фазой растворителя, не смешивающейся с водой, содержащей, по меньшей мере, один экстрагент; распределение урана и плутония, совместно экстрагированных на первой стадии, между двумя водными фазами, а именно первой водной фазой, содержащей плутоний и уран, и второй водной фазой, содержащей уран, но не содержащей плутоний; очистку плутония и урана, присутствующих в первой водной фазе, полученной после второй стадии от продуктов деления, которые находятся в этой фазе; и совместное превращение плутония и урана, которые присутствуют в водной фазе, полученной после третьей стадии, в смешанный уран-плутониевый оксид. Изобретение обеспечивает возможность эффективного удаления из урана и плутония примеси других химических элементов, а также возможность получения смешанного урана-плутониевого оксида, который можно непосредственно использовать для производства МОХ ядерного топлива. 44 з.п. ф-лы, 5 ил.

Способ отделения химического элемента от урана (VI), начиная от азотнокислой водной фазы А1 в цикле извлечения для урана, включает несколько стадий. Первая стадия - извлечение урана (VI), в которой водная фаза протекает со скоростью потока D₁ в первом экстракторе в противотоке к органической фазе, не смешивающейся с водой и содержащей экстрагент. Вторая стадия предназначена для промывания органической фазы, полученной после первой стадии, азотнокислой водной фазой А2, на которой органическая фаза протекает во втором экстракторе в противотоке к фазе А2. При этом первый и второй экстракторы связаны друг с другом таким способом, что водная фаза, протекающая в первом экстракторе, образована фазой А1 и фазой А2, полученной после второй стадии. Поскольку химический элемент присутствует в фазе А1 в концентрации ниже, чем концентрация урана (VI), и является менее экстрагируемым указанным экстрагентом, чем уран (VI), он накапливается в органической фазе в ходе первой стадии. Причем первая стадия включает отбор части водной фазы, протекающей в первом экстракторе, на пике накопления химического элемента в органической фазе или, иначе, выше по течению, относительно направления потока органической фазы, от этого пика. Предложены также способ переработки отработанного ядерного топлива и цикл очистки урана. Заявленные изобретения обеспечивают извлечение ценного химического элемента в концентрированной и очищенной форме. 3 н. и 13 з.п. ф-лы, 4 ил.

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 технологиям переработки отработанного ядерного топлива. Центробежный экстрактор содержит блок центробежной экстракции и блок электролитического восстановления. В блоке электролитического восстановления блок центробежной экстракции содержит корпус основной части, образующий внешнюю оболочку, и корпус ротора, расположенный в корпусе основной части и выполненный так, чтобы с помощью центробежной силы осуществлять фазовое разделение смеси из раствора топлива, который получен растворением отработанного ядерного топлива в водном растворе азотной кислоты, и экстрагирующего растворителя, предназначенного для экстракции нуклидов, содержащихся в растворе топлива, в указанном блоке центробежной экстракции имеется пространство, которое предназначено для использования в качестве пространства для смешивания, где раствор топлива смешивают с экстрагирующим растворителем, и в котором блок электролитического восстановления выполнен так, что раствор топлива, содержащий продукты деления и младшие актиниды, направляется в блок электролитического восстановления, так, чтобы осуществлять электролитическое восстановление нуклидов до тех пор, пока валентность плутония, содержащегося в растворе топлива, не выйдет на уровень, при котором эффективность экстракции растворителем станет низкой, и так, чтобы подавать электролитически восстановленный раствор топлива в корпус ротора. Изобретение позволяет извлекать уран с высокой степенью чистоты без проведения этапа выделения плутония из отработанного ядерного топлива. 10 з.п. ф-лы, 6 ил.

Изобретение относится к области регенерации плутония из отработанного ядерного топлива (ОЯТ) водными методами. На операциях отделения плутония от урана и на операции аффинажа плутония в качестве его восстановителя используется карбогидразид CO(N₂H₃)₂ в концентрации от 0.2 до 1.0 моль/л. Нижний предел концентрации восстановителя обусловлен необходимостью обеспечения достаточно высокой скорости восстановления Pu(IV); верхний предел концентрации выбран из соображений экономии карбогидразида. Рабочая область концентрации азотной кислоты для проведения процесса реэкстракции плутония карбогидразидом находится в интервале от 0.25 до 1.0 моль/л НNО ₃. Этот интервал обеспечивает отсутствие риска полимеризации плутония при низкой кислотности и полноту его реэкстракции. Температура, при которой проводится процесс реэкстракции (от 20 до 35°С), соответствует реальным производственным условиям, специальная операция для нагревания растворов не требуется. Технический результат - достижение высокой полноты реэкстракции плутония из органического раствора трибутилфосфата без образования азотистоводородной кислоты. 2 з.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретение касается способа, представляющего собой усовершенствованный способ Purex для отделения урана от других актиноидов (Pu, Np, Th ) за один цикл очистки. Сущность изобретения: способ включает в себя: а) совместную экстракцию урана (VI), плутония (IV) и других актиноидов (IV) или (VI) из азотнокислого водного раствора с помощью фазы растворителя и промывку этой фазы; b) реэкстракцию плутония в степени окисления (III) из фазы растворителя азотнокислым водным раствором; с) реэкстракцию урана в состоянии окисления (VI) из фазы растворителя азотнокислым водным раствором; d) концентрирование урана (VI) в азотнокислого водном растворе, полученном на стадии с), причем часть водного раствора, обогащенного ураном (VI) и полученного на стадии d), используют для реэкстракции из фазы растворителя актиноида или актиноидов (IV) либо на стадии b), либо между стадиями b) и с). Способ может быть использован при переработке отработанного ядерного топлива на основе UO₂ , смешанного оксида (U, Pu)O₂ или (U, Th)O₂ . 2 н. и 14 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к технологии получения ядерного топлива энергетического назначения, в частности к процессу очистки от примесей оксидов природного, регенерированного или возвратного (оружейного) урана. Способ включает растворение оксидов, экстракцию урана 30%-ным трибутилфосфатом в органическом разбавителе, промывку экстракта урана азотнокислым раствором, реэкстракцию урана слабокислым водным раствором и переработку в оксиды упаренного реэкстракта, при этом совмещают операции растворения, экстракции и промывки путем одновременного взаимодействия оксидов урана с трибутилфосфатом в углеводородном разбавителе, содержащие азотную кислоту, и водным азотнокислым раствором, и полученный после взаимодействий органический раствор направляют на реэкстракцию. 2 з.п. ф-лы, 4 табл., 2 ил.

Изобретение относится к способам экстракционной очистки регенерированного урана и может быть использовано в технологических процессах переработки облученного ядерного топлива, где необходима очистка урана от бета-активного технеция-99. Способ включает восстановление технеция (VII) в водном азотнокислом растворе регенерированного урана (VI) гидразином, комплексование восстановленного технеция гексаметафосфатом натрия, корректировку полученного раствора по содержанию азотной кислоты и экстракцию урана (VI) трибутилфосфатом в органическом разбавителе. Гексаметафосфат натрия вводят до концентрации не более 0,02 моль NaPO₃ на литр раствора. Экстракт урана (VI) промывают азотнокислым раствором, содержащим уран (IV), стабилизированный гидразином. Отработанный промывной раствор объединяют с раствором урана (VI) на операции экстракции. Способ обеспечивает очистку урана от технеция на операции экстракции и позволяет применять промывной раствор, содержащий уран (VI), стабилизированный гидразином, на операции промывки экстракта для увеличения степени очистки урана от технеция на операции промывки. 1 табл.

Изобретение относится к способам экстракционной переработки регенерированного урана и может быть использовано в технологических процессах переработки ядерного топлива. Изобретение касается способа экстракционной переработки регенерированного урана, включающего восстановление технеция (VII) в водном растворе уранилнитрата азотнокислым раствором гидразина в присутствии урана (IV), экстракцию урана (VI) трибутилфосфатом в органическом разбавителе. При этом восстановление технеция (VII) ведут не более 20 минут при величине избытка нитрат-иона по отношению к его количеству в уранилнитрате 0,15-0,94 моль/л. Способ полностью исключает образование осадков гидролизованного урана (VI), вызывающих прекращение процесса восстановления технеция (VII) и, как следствие, экстракционной очистки урана от технеция, требует меньше расхода урана (IV) и обеспечивает максимальное значение степени восстановления технеция (VII). 1 з.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретение относится к области регенерации облученного ядерного топлива, обработки руд редкоземельных металлов, тория и/или урана. Способ отделения урана (VI) от одного или нескольких актиноидов, выбранных из актиноидов (IV) и актиноидов (VI), отличных от урана (VI), содержит следующие этапы: а) соединение органической фазы, не смешивающейся с водой и содержащей упомянутый уран и упомянутый или упомянутые актиноиды, с кислым водным раствором, содержащим, по меньшей мере, один лакунарный гетерополианион, и если упомянутый актиноид или, по меньшей мере, один из упомянутых актиноидов является актиноидом (VI), восстановитель, способный избирательно восстанавливать этот актиноид (VI); и б) отделение упомянутой органической фазы от упомянутого водного раствора. Включение предложенного способа в первый цикл очистки процесса PUREX позволяет отказаться от второго цикла очистки урана. 3 н. и 19 з.п. ф-лы, 7 ил., 3 табл.

Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива. Сущность изобретения: способ переработки облученного ядерного топлива включает экстракционный передел с использованием 30%-ного трибутилфосфата в углеводородном разбавителе и осаждение из реэкстрактов урана полиуранатов аммония. Осаждение полиуранатов аммония проводят в присутствии 1÷10 г/л диамида тиоугольной кислоты. Преимущества изобретения заключаются в повышении очистки. 1 з.п. ф-лы, 2 табл.

Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива. Сущность изобретения: способ экстракционной переработки высокоактивного рафината Пурекс-процесса для отработанного ядерного топлива атомных электростанций включает в себя экстракционное извлечение трансплутониевых, редкоземельных элементов и молибдена из азотнокислого раствора. Коррозионное железо выводят в рафинат в двухвалентном состоянии, для чего экстрагент, поступающий на экстракцию трансплутониевых и редкоземельных элементов, предварительно обрабатывают раствором восстановителя, который затем передают в проточный корректор состава исходного раствора, где его задерживают до восстановления железа. Преимущество изобретения заключается в упрощении экстракционного извлечения и разделения целевых компонентов. 2 з.п. ф-лы, 2 табл., 1 ил.

Изобретение может быть использовано в радиохимической промышленности для снижения пенообразования при растворении алюминийсодержащих ТВЭЛов в азотной кислоте. Снижение пенообразования достигается путем введения в реакционную среду предварительно растворенного в азотной кислоте пеногасителя, в качестве которого используют органические соединения класса блоксополимеров оксидов этилена и пропилена - Лапрол-5003, либо Лапрол-6003, либо Дипроксамин-157. 3 ил.

Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива. Сущность изобретения: раствор нитрата уранила упаривают до концентрации по урану 800-1300 г/л и по азотной кислоте 0,5-3,0 моль/л. Кристаллизацию проводят в прямотоке образующихся кристаллов гексагидрата нитрата уранила и маточного раствора при постоянном охлаждении раствора до температуры 15-30°С. Образующиеся кристаллы отделяют от маточного раствора и подвергают противоточной промывке при температуре 15-30°С промывным раствором, содержащим 250-300 г/л урана и 3,0-6,0 моль/л азотной кислоты. Затем кристаллы отделяют от промывного раствора, расплавляют при температуре более 60°С и выгружают под действием разницы гидростатического давления. Устройство для очистки нитрата уранила от продуктов деления содержит кристаллизатор, выполненный в виде трубы с наружным охлаждением, снабженный штуцером подачи раствора нитрата уранила. Оно имеет U-образную форму и установлено вертикально. На одной стороне устройства в его верхней части размещен кристаллизатор со штуцером для подачи раствора нитрата уранила. Нижняя часть кристаллизатора установлена соосно в промывочной колонне. Крышка снабжена штуцером для совместного вывода маточного и отработавшего промывного растворов. Нижняя часть промывочной колонны имеет конусное днище и снабжена штуцером подачи промывного раствора. Другая сторона устройства выполнена в виде трубопровода. В нижней части трубопровод соединен с конусным днищем промывочной колонны и пульсационной цилиндрической камерой, а в верхней части трубопровод снабжен сливным патрубком. Преимущества изобретения заключаются в упрощении способа и повышении степени очистки. 2 н. и 3 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к очистке радиоактивных отходов. Результат способа: локализация и концентрирование примесей в головной части технологической схемы переработки твердофазного продукта, снижение объемов водно-хвостовых растворов. Твердый продукт, содержащий радиоактивные примеси, растворяют в азотной кислоте. Проводят многоступенчатую экстракцию. Часть экстрагента поступает в многоступенчатый экстрактор в виде экстракта, полученного предварительной экстракцией ценных компонентов из растворенного продукта. Водная фаза после экстракции возвращается на операцию растворения. 1 табл., 2 ил.

Изобретение относится к области обращения с отработавшим ядерным топливом. Сущность изобретения: способ переработки облученного ядерного топлива для получения совместного раствора U и Pu включает экстракцию U, Pu, Np, Tc из азотнокислого раствора 30% раствором трибутилфосфата и отделение Np и Tc. Последующую реэкстракцию Pu проводят раствором обедненного или регенерированного четырехвалентного урана. Раствор подают в среднюю часть блока реэкстракции Pu с расходом, обеспечивающим в реэкстракте весовое соотношение Pu:U=1:4. При этом одновременно подают в конец блока раствор 0,1-0,7 моль/л азотной кислоты с расходом, исключающим проскок U(IV) с экстрактом U(VI). Совместную реэкстракцию плутония и части урана также проводят раствором комплексообразователя, подаваемым с постоянным составом и расходом, обеспечивающим полную реэкстракцию плутония. При этом одновременно подают в конец блока раствор 0,1-0,7 моль/л азотной кислоты с расходом, обеспечивающим заданное поступление урана в смешанный реэкстракт. Преимущество изобретения заключается в обеспечении нераспространения делящихся материалов. 2 с.п. ф-лы., 2 табл., 1 ил.

Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива. Сущность изобретения: способ экстракционной переработки высокоактивного рафината Пурекс-процесса включает совместное экстрагирование трансплутониевых, редкоземельных элементов, осколочных молибдена и циркония, а также коррозионного железа с помощью раствора 0,1-0,4 моль/л циркониевой соли дибутилфосфорной кислоты в 30% (об.) трибутилфосфате с предельными углеводородами. Затем производят реэкстракцию трансплутониевых элементов с цериевой подгруппой редкоземельных элементов в раствор азотной кислоты при ее концентрации 3,5-5 моль/л в реэкстракте, промытом от молибдена оборотным экстрагентом. Далее, проводят совместную или раздельную реэкстракцию осколочного молибдена с иттрием и иттриевой подгруппы редкоземельных элементов. Регенерируют экстрагент путем промывки в противотоке части экстрагента, выведенной, исходя из поступления циркония с исходным раствором, щавелевой кислотой при добавлении оксалата аммония в ступень ввода экстрагента при температуре процесса 35-40°С. Преимущество изобретения заключается в повышении качества переработки. 6 з.п. ф-лы, 7 табл., 1 ил.

Изобретение относится к области радиохимической промышленности. Сущность изобретения: способ очистки нитрата уранила от продуктов деления включает кристаллизацию гексагидрата нитрата уранила из раствора путем его охлаждения. При этом раствор нитрата уранила предварительно упаривают до концентрации по урану 800-1300 г/л и по азотной кислоте 0,5-3,0 моль/л. Кристаллизацию проводят в прямотоке образующихся кристаллов гексагидрата нитрата уранила и маточного раствора при постоянном перемешивании и охлаждении раствора до температуры 15-30°С. Кристаллы отделяют от маточного раствора и подвергают противоточной промывке при температуре 15-30°С промывным раствором, содержащим 250-300 г/л урана и 3,0-6,0 моль/л азотной кислоты. Затем кристаллы выгружают и осушают. Устройство для очистки нитрата уранила от продуктов деления содержит кристаллизатор, выполненный в виде трубы с наружным охлаждением. Кроме того, внутри расположенного вертикально кристаллизатора установлена лопастная мешалка. Штуцер для подачи раствора нитрата уранила расположен в верхней части кристаллизатора. Нижняя часть кристаллизатора установлена соосно в промывочной колоне и закреплена в отверстии ее крышки, снабженной штуцером для совместного вывода маточного и отработавшего промывного растворов. Нижняя часть промывочной колонны соединена под углом с наклонной трубой, внутри которой установлен шнек. Верхняя часть наклонной трубы снабжена штуцером для выгрузки осушенных кристаллов гексагидрата нитрата уранила и штуцером подачи промывного раствора. При этом штуцер для выгрузки осушенных кристаллов размещен выше штуцера подачи промывного раствора. Штуцер для подачи раствора нитрата уранила, штуцер для подачи промывного раствора и гидрозатвор размещены на одном уровне. Преимущества изобретения заключаются в повышении степени очистки и экономичности процесса. 2 н. и 5 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к переработке урангадолиниевых скрапов для получения соединений урана ядерной чистоты. Скрап растворяют в смеси азотной и плавиковой кислот концентрацией 15-180 г/л. Раствор фильтруют при 60-100⁰С. Уран экстрагируют из раствора трибутилфосфатом. Экстракт промывают раствором ЭДТА или трилоном Б концентрацией 1-10 г/л. Раствор ЭДТА или трилона Б готовят растворением в азотной кислоте или смеси азотной кислоты с нитратом аммония или натрия в количестве 1-3 М. 2 з.п.ф-лы.