Промышленная Сибирь Ярмарка Сибири Промышленность СФО Электронные торги НОУ-ХАУ Электронные магазины Карта сайта
 
Ника
Ника
 

Поиск патентов

Как искать?
Реферат
Название
Публикация
Регистрационный номер
Имя заявителя
Имя изобретателя
Имя патентообладателя

    





Оформить заказ и задать интересующие Вас вопросы Вы можете напрямую c 6-00 до 14-30 по московскому времени кроме сб, вс. whatsapp 8-950-950-9888

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 ОБРАБОТКИ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА И ИСПОЛЬЗУЕМЫЙ ДЛЯ ЭТОГО ЦЕНТРОБЕЖНЫЙ ЭКСТРАКТОР

Номер публикации патента: 2423743

Вид документа: C2 
Страна публикации: RU 
Рег. номер заявки: 2009130698/07 
  Сделать заказПолучить полное описание патента

Редакция МПК: 
Основные коды МПК: G21C019/46    
Аналоги изобретения: GB 865778 А, 19.04.1961. JP 7108104 А, 25.04.1995. RU 2355057 С1, 13.09.2007. RU 2229178 С2, 10.05.2000. RU 98117069 А, 20.08.2000. JP 2005214706 А, 11.08.2005. 

Имя заявителя: КАБУСИКИ КАЙСЯ ТОСИБА (JP) 
Изобретатели: МИЗОГУТИ Кодзи (JP)
ФУДЗИТА Рейко (JP)
ФУЗЕ Коуки (JP)
НАКАМУРА Хитоси (JP)
УЦУНОМИЯ Казухиро (JP)
ТАНАКА Нобухико (JP) 
Патентообладатели: КАБУСИКИ КАЙСЯ ТОСИБА (JP) 
Приоритетные данные: 12.08.2008 JP 2008-208194 

Реферат


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.

Дирекция сайта "Промышленная Сибирь"
Россия, г.Омск, ул.Учебная, 199-Б, к.408А
Сайт открыт 01.11.2000
© 2000-2018 Промышленная Сибирь
Разработка дизайна сайта:
Дизайн-студия "RayStudio"