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公开(公告)号：CN119118180A
公开(公告)日：2024-12-13
申请号：CN202411035133.2
申请日：2024-07-30
Applicant: 中国原子能科学研究院
IPC: C01F17/206 , G21C3/58 , C01F17/10
Abstract: 本发明涉及一种AnO2型MOX燃料粉末的制备方法，包括如下步骤：由混合锕系盐与尿素固体制备混合锕系低共熔体、混合锕系低共熔体经脱氨、脱氮/脱碳，直接获得AnO2型MOX燃料粉末；混合锕系盐由四价锕系硝酸盐和四价锕系草酸盐组成；当四价锕系硝酸盐为五水合硝酸钚固体、六水合硝酸钍固体或U(NO3)4·3‑4H2O固体，四价锕系草酸盐为六水合草酸钍固体、六水合草酸钚固体或草酸U(IV)固体时，所述AnO2型MOX燃料粉末为(ThxPu1‑x)O2、(UxTh1‑x)O2或(UxPu1‑x)O2粉末。本发明直接采用硝酸钚/硝酸钍/U(NO3)4·3‑4H2O及草酸钍/草酸钚/草酸U(IV)为原料，能够简化AnO2型的MOX燃料粉末的制备工艺流程，减少过程试剂的使用，没有任何过程废液产生，从而提供一种简便的，生产效率高、不产生废液、更加经济和绿色的MOX燃料粉末制备方法。
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公开(公告)号：CN111863303B
公开(公告)日：2022-08-05
申请号：CN202010522372.6
申请日：2020-06-10
Applicant: 中国原子能科学研究院
Abstract: 本发明属于放射性废物处理技术领域，涉及一种PUREX流程含钚团聚物的溶解与回收方法。所述的方法包括用含戊二酰偕亚胺二肟、四甲基氢氧化铵的溶液溶解所述的含钚团聚物的步骤。利用本发明的PUREX流程含钚团聚物的溶解与回收方法，能够更好的从PUREX流程溶剂萃取设备上积存的含钚团聚物中，及储存含钚有机废物的大罐中生成的含钚团聚物中回收钚，从而消除设备安全隐患，保障设备安全、正常运行。
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公开(公告)号：CN112694330A
公开(公告)日：2021-04-23
申请号：CN202011493074.5
申请日：2020-12-17
Applicant: 中国原子能科学研究院
IPC: C04B35/51 , C04B35/622 , G21C3/62 , G21C21/02
Abstract: 本发明属于核燃料制备技术领域，涉及一种二氧化铀‑石墨烯复合燃料芯块的制备方法。所述的制备方法包括如下步骤：(1)二氧化铀粉末的制备；(2)制备氧化石墨烯悬浮液；(3)制备二氧化铀‑氧化石墨烯悬浮液；(4)制备二氧化铀‑氧化石墨烯混合粉末；(5)制备二氧化铀‑氧化石墨烯芯块生坯；(6)制备二氧化铀‑石墨烯复合燃料芯块。利用本发明的二氧化铀‑石墨烯复合燃料芯块的制备方法，能够制备得到高导热性的新型复合燃料芯块，从而提高核反应堆运行时的安全性。
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公开(公告)号：CN111863300A
公开(公告)日：2020-10-30
申请号：CN202010522369.4
申请日：2020-06-10
Applicant: 中国原子能科学研究院
Abstract: 本发明属于放射性废物处理技术领域，涉及一种PUREX流程污溶剂中保留钚的洗脱方法。所述的洗脱方法包括将含戊二酰偕亚胺二肟、四甲基氢氧化铵、NaOH的溶液加入所述的污溶剂中进行处理的步骤。利用本发明的PUREX流程污溶剂中保留钚的洗脱方法，能够更好的从PUREX流程污溶剂中洗脱回收钚。
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公开(公告)号：CN111863298A
公开(公告)日：2020-10-30
申请号：CN202010522358.6
申请日：2020-06-10
Applicant: 中国原子能科学研究院
Abstract: 本发明属于放射性废物处理技术领域，涉及一种PUREX流程污溶剂的深度净化方法。所述的净化方法包括如下可重复的和/或可替换顺序的净化步骤：(1)在所述的污溶剂中加入含戊二酰偕亚胺二肟、四甲基氢氧化铵、NaOH的溶液进行处理；(2)在所述的污溶剂中加入含绿色硼基阴离子的离子液体进行处理。利用本发明的PUREX流程污溶剂的深度净化方法，能够更好的净化PUREX流程中产生的污溶剂。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN107177744B
公开(公告)日：2019-03-12
申请号：CN201710354665.6
申请日：2017-05-18
Applicant: 中国原子能科学研究院
Abstract: 本发明属于镧系和锕系元素分离技术领域，涉及一种萃取分离镧系和锕系元素的方法。所述的方法是调节含镧系和锕系元素的溶液中无机酸的浓度为0.1‑5mol/L，然后加入含N，N‑二烷基二甘酸酰胺酸的有机溶剂进行萃取分离。利用本发明的萃取分离镧系和锕系元素的方法，能够在从放射性乏燃料溶解液、高放废液或含镧系元素的酸性浸出液中萃取分离镧系和锕系元素时，兼具良好的萃取能力、萃取容量和萃取选择性。
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公开(公告)号：CN118932194A
公开(公告)日：2024-11-12
申请号：CN202410910143.X
申请日：2024-07-08
Applicant: 中国原子能科学研究院
Abstract: 本发明提供了一种从锶中色层分离医用核素钇的方法，包括：(1)将N，N‑二(2‑乙基己基)二甘酰胺酸溶解于有机溶剂后洗涤除去萃取剂中的干扰元素，旋蒸除去有机溶剂；(2)向所述萃取剂中加入适量二氯甲烷稀释，并加入固相分离树脂材料，搅拌均匀静置一段时间，除去溶剂并用去离子水清洗DEHDGA树脂后，烘干至恒重；(3)将DEHDGA树脂制成色层柱，向色层柱中加入90Sr溶液，将90Y核素吸附到DEHDGA树脂上；(4)用水相淋洗色层柱，然后用盐酸溶液解吸，得到高纯90Y溶液。本发明采用新型酰胺荚醚类试剂负载到固相材料之中，在实现良好的锶和钇元素分离的同时，尽可能少的将杂质元素萃取到有机相中，缩短整体分离流程、提高分离工艺效率。本发明还提出了一种提高固相材料Kd值的新方法，可有效减小萃取剂中活性官能团与固相材料间的相互作用，提高合成材料与目标元素间的作用效果。
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公开(公告)号：CN118707580A
公开(公告)日：2024-09-27
申请号：CN202410908102.7
申请日：2024-07-08
Applicant: 中国原子能科学研究院
Abstract: 本发明提供了一种用于医用钇产品中锶的分析方法，包括如下步骤：(1)制备含有萃取剂的树脂柱，所述萃取剂为N,N’‑二甲基‑N,N’‑二辛基‑3‑氧杂‑戊二酰胺；(2)将树脂柱用酸溶液进行预平衡，然后向树脂柱中加入钇产品，用酸溶液淋洗，收集淋洗液；(3)针对淋洗液进行锶活度分析和杂质离子浓度分析；(4)针对淋洗后的树脂柱进行钇活度分析。本发明建立的分析方法可实现90Y产品中痕量90Sr的分析，分离效果与经典的纸色谱相当，分析时间显著缩减至20‑30分钟，而且避免了将纸色谱切割成段的步骤及放射性沾污的风险。而且，该方法还可在不解吸90Y的情况下利用高纯锗γ能谱测量90Y的放射性活度，提高了分析效率。
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公开(公告)号：CN114067921B
公开(公告)日：2024-02-20
申请号：CN202111265073.X
申请日：2021-10-28
Applicant: 中国原子能科学研究院
IPC: G16C10/00
Abstract: 本公开涉及一种酸度系数的确定方法及装置，该方法包括获取目标酸HmA发生n级解离时的第一解离参数，其中，m和n均为正整数，且m≥n；获取参考酸HR发生解离时的第二解离参数；获取水的第三解离参数；基于所述第一解离参数、所述第二解离参数和所述第三解离参数，确定所述目标酸的n级解离酸度系数。本公开的酸度系数确定方法以水的解离参数为基准，以参考酸的解离参数为参考，实现目标酸的酸度系数的求解，该方法能够适用于多种体系的物质，能够计算大分子物质的酸度系数，且计算代价较小、计算精度较高。
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公开(公告)号：CN116173550A
公开(公告)日：2023-05-30
申请号：CN202211639704.4
申请日：2022-12-20
Applicant: 中国原子能科学研究院
Abstract: 本发明公开了一种分离纯化辐照核燃料溶解液中铀的简化系统及方法，在1A萃取器实现铀和钚的共同萃取，在1B+萃取器采用具有还原和络合双重作用的料液1B+X洗涤经1A萃取器萃取后的铀钚共萃取料液1AP，采用1B+S进行补萃，1B+萃取器得到的含铀萃取液1B+U，在1C萃取器用稀硝酸反萃得到水相铀溶液，铀的化学收率大于99.9％，经铀尾端处理后得到铀产品溶液；采用本发明的方法增强了共去污分离循环对含铀液流中其他放射性核素的去污；仅依靠共去污分离循环即可实现核燃料溶解液中铀的分离和纯化，省去了特定的铀纯化循环，大幅度简化了辐照核燃料后处理的工艺流程及运行成本；通过增加1BXX或1B3X萃取器，可对铀产品溶液进行进一步纯化而不影响对其它产品元素的分离纯化。
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