Патенты автора Епимахов Виталий Николаевич (RU)
Изобретение относится к способу радиационного контроля герметичности оболочек твэлов ядерных энергетических установок. Облученную тепловыделяющую сборку помещают в герметичный пенал, пенал и контур циркуляции заполняют газовой средой с концентрацией кислорода от 0,5 до 1,0% об. Нагревают пенал до температуры 300°С и прокачивают газ по замкнутому циркуляционному контуру, пропуская его через холодильник, каплеотбойник, аэрозольный фильтр, фильтр, селективный к йоду-129, и через поглотитель диоксида углерода, измеряют активность криптона-85 и определяют герметичность оболочек твэлов тепловыделяющих сборок путем сравнения измеренного значения активности криптона-85 с установленными критериями отбраковки дефектных тепловыделяющих сборок, после измерения газ сбрасывают из пенала. Перед измерением активности газ прокачивают через катализатор, на котором водород, содержащий тритий, окисляется до воды, и через осушитель для поглощения паров воды, содержащих тритий; в качестве поглотителя углерода-14, содержащегося в диоксиде углерода, применяют сухой поглотитель, а после окончания измерений газ сбрасывают через аэрозольный фильтр очистки и угольный фильтр для поглощения криптона-85. Техническим результатом является повышение точности и достоверности контроля герметичности оболочек твэлов. 3 з.п. ф-лы, 3 ил., 4 табл.
Изобретение относится к области радиохимического анализа, а именно к способу контроля содержания радионуклидов йода в теплоносителе водо-водяных ядерных энергетических установок. При осуществлении способа пробу теплоносителя корректируют реагентами, затем переводят йод в молекулярную форму с последующим переведением молекулярного йода из водной фазы в газовую путем барботажа и пропускают через пористый мембранный адсорбент, импрегнированный серебром. В качестве мембраны применяют мембрану на основе минеральных волокон. Техническим результатом является повышение радиохимической чистоты выделяемых радионуклидов йода, оперативности контроля и безопасности работ. 4 з.п. ф-лы, 1 ил., 11 табл.
Способ переработки мало- и среднеминерализованных низкоактивных жидких радиоактивных отходов // 2696016
Группа изобретений относится к области переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) мембранно-сорбционными методами. Способ переработки мало- и среднеминерализованных низкоактивных жидких радиоактивных отходов включающий предварительную очистку путем подачи с помощью первого насоса низкого давления жидких радиоактивных отходов. Осуществляют терморегулируемую реагентную промывку обратноосмотического фильтра предварительно нагретым до заданной температуры промывочным раствором путем подачи раствора из емкости приготовления промывочного раствора вторым насосом низкого давления через механический микрофильтр на вход насоса высокого давления. Все среды направляют при переработке через дистанционно управляемые электромагнитные клапаны, в емкости приготовления промывочного реагентного раствора. Контролируют уровни заполнения и опорожнения с помощью сигнализаторов верхнего и нижнего уровней и температуру раствора. Контролируемую информацию направляют через элементы формирования информации и элементы обработки информации блоков управления на их элементы индикации. Имеется также устройство для переработки мало- и среднеминерализованных низкоактивных ЖРО. Группа изобретения позволяет дистанционно управлять переработкой ЖРО и промывкой обратноосмотического фильтра. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 3 ил.
Изобретение относится к области аналитической радиохимии и предназначено для контроля радионуклидов в газообразных радиоактивных выбросах судовых ядерных энергетических установок (ЯЭУ) и АЭС. Для повышения эффективности и достоверности контроля выбросов ЯЭУ отбирают пробу выбросов из вентиляционной системы в вакуумную линию контроля и очищают на первом аэрозольном фильтре. Затем пробу пропускают через фильтр-адсорбер с минеральным селективным сорбентом, импрегнированный серебром, и направляют в ионизационную камеру бета-радиометра для определения суммарной активности оставшихся летучих радионуклидов. Очищенную от аэрозолей и йода пробу направляют на нагретый до 300°С катализатор для окисления находящегося в ней радиолитического водорода и его изотопов. Полученный газ охлаждают в теплообменнике, выделяя конденсат, и пропускают через барботер, заполненный раствором щелочи с величиной рН не менее 8,5. Доочищают на втором аэрозольном фильтре и выполняют бета-радиометрические измерения суммарной активности инертных радиоактивных газов с одновременным определением суммарной активности радионуклидов трития и углерода-14. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.
Изобретение относится к области отверждения жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Способ отверждения ЖРО включает упаривание отходов нагнетаемым горячим воздухом при температуре ниже температуры кипения с последующей конденсацией из воздуха паров, приготовление цементного компаунда путем смешения полученного при упаривании концентрата ЖРО с цементным связующим и отверждение цементного компаунда. Упаривание отходов и приготовление цементного компаунда осуществляют индукционным нагревом, поддерживая в емкости-концентраторе температуру, не превышающую 80°С. На этапе упаривания контролируют уровень испаряемых отходов и осуществляют порционную подачу свежих отходов. Уровень испаряемых отходов поддерживают в диапазоне от объема отходов, подлежащих отверждению, до объема, занимаемого отвержденными отходами, а кратность упаривания отходов в емкости-концентраторе в зависимости от исходного солесодержания контролируют мерником конденсата, объем которого равен одному объему упаренных отходов, предназначенных для отверждения, помимо этого, упаривание отходов и приготовление цементного компаунда ведут при постоянном перемешивании. Изобретение позволяет повысить качество цементных компаундов за счет получения отвержденных отходов однородной структуры. 3 з.п. ф-лы, 1 ил., 2 пр.
Способ переработки маломинерализованных средне- и низкоактивных жидких радиоактивных отходов // 2669013
Изобретение относится к технологии обезвреживания жидких радиоактивных отходов (ЖРО) мембранно-сорбционными методами. Способ переработки маломинерализованных средне- и низкоактивных ЖРО включает очистку на механических и ультрафильтрах, опреснение на обратноосмотических фильтрах и доочистку на ионообменных фильтрах, реагентную обработку ионообменных смол ферроцианидом калия и солями кобальта с последующим использованием обработанных ионообменных смол в качестве сорбционного предфильтра и отверждение образующихся вторичных радиоактивных отходов включением в портландцементы. Дополнительно используют анионообменные смолы, которые обрабатывают перманганатом калия и полученный селективный сорбент диоксида марганца также используют в качестве сорбционного предфильтра. Перед опреснением отходов на обратноосмотических фильтрах проводят их доочистку последовательно на обоих сорбционных предфильтрах, установленных перед обратноосмотическими фильтрами. Изобретение позволяет повысить эффективность очистки ЖРО от радиоактивного кобальта за счет повышения прочности фиксации радионуклидов на сорбенте. 1 з.п. ф-лы, 2 пр.
Изобретение относится к способу контроля герметичности оболочек твэлов отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) транспортных ядерных энергетических установок. В заявленном способе ОТВС помещают в герметичный пенал, заполненный газовым теплоносителем, нагревают пенал с ОТВС и прокачивают газовый теплоноситель с отходящими из ОТВС радиоактивными газами и парами остаточной влаги по замкнутому циркуляционному контуру последовательно через аэрозольный фильтр, селективный к йоду фильтр, барботер, заполненный раствором щелочи, и измерительную камеру. Отделяют радионуклиды 137Cs на аэрозольном фильтре, 129I - на селективном фильтре, 14С и остатки 129I - в щелочном растворе барботера. Далее проводят бета-радиометрические измерения 85Kr в газовом теплоносителе, сравнивают измеренные значения активности радионуклидов 85Kr с установленными критериями отбраковки дефектных твэлов отработавших тепловыделяющих сборок и определяют герметичность оболочек твэлов ОТВС. Техническим результатом является повышение точности определения объемной бета-активности 85Kr в газовом теплоносителе нагретой ОТВС. 2 з.п. ф-лы, 1 ил., 4 табл., 2 пр.
Изобретение относится к области аналитической радиохимии и может использоваться для контроля содержания плутония в технологических средах ядерных энергетических установок (ЯЭУ). Способ определения объемной альфа-активности плутония в технологических средах ядерных энергетических установок, включающий отбор пробы, фильтрацию пробы с расходом 0,1-4 л/ч через ацетатцеллюлозную мембрану с диаметром пор 0,1-1,3 мкм, импрегнированную гидратированным оксидом марганца, с последующим высушиванием потоком воздуха, создаваемым разрежением, и радиометрическим измерением альфа-активности, при этом анализируемую пробу предварительно обрабатывают азотной кислотой и упаривают досуха, а затем растворяют в 7,5 M растворе азотной кислоты с добавкой 2,5-3,0 г/л азотистокислого натрия и выдерживают при температуре 40-45°C до прекращения выделения окислов азота в виде бурого газа, охлажденный раствор фильтруют через сильноосновной анионит, например, типа AB-17 со скоростью (7-10)·10-3 л/ч, после чего плутоний элюируют со смолы раствором 14-15 г/л йодида аммония в 10 M соляной кислоте со скоростью в два раза ниже скорости фильтрации, нейтрализуют аммиаком до pH=6-10 и направляют на фильтрацию через мембрану. Технический результат - повышение точности определения объемной альфа-активности плутония в технологических средах ЯЭУ на 40%. 1 з.п. ф-лы.
Изобретение относится к средствам иммобилизации высокоактивных отходов от переработки отработанного ядерного топлива в керамические материалы с последующим захоронением в геологических формациях. В заявленном способе при иммобилизации Sr-Cs-фракции высокоактивных отходов путем включения в геокерамические матрицы проводят кальцинацию высокоактивных отходов с добавкой алюмосиликатного минерала, в качестве которого используют боксит, с их предварительным фосфатированием и кальцинацию также предварительно фосфатированных хвостов обогащения апатитовой руды. Затем оба кальцината смешивают и измельчают до фракции 1-5 мкм в жидкой органической фазе, которую затем удаляют при медленном прокаливании, а полученную гомогенную шихту после формования спекают при температуре 900-920°С. Полученные геокерамические матрицы имеют высокую химическую стойкость, определяемую средней скоростью выщелачивания Cs и Sr, составляющей 10-6 г/см2·сут. Техническим результатом является улучшение иммобилизационных характеристик геокерамических матриц, упрощение процесса получения геокерамик, повышение плотности и однородности геокерамических блоков. 2 пр.
Заявленное изобретение относится к способам обезвреживания жидких радиоактивных отходов ядерных энергетических установок, загрязненных нефтепродуктами, продуктами коррозии и синтетическими поверхностно-активными веществами, в полевых условиях. В заявленном способе предусмотрено отстаивание отходов в исходной емкости со сливом загрязнений с поверхности в сборник нефтепродуктов, предочистка на механических насыпных фильтрах с модифицированными азотсодержащими углями и микрофильтрах грубой и тонкой очистки, умягчение и опреснение на обратно-осмотическом фильтре с отстаиванием отходов в двух промежуточных емкостях. При этом фильтрат обратноосмотичесих фильтров отправляют на доочистку на ионообменных фильтрах, а концентрат возвращают в первую промежуточную емкость перед микрофильтрами в качестве подщелачивающего реагента до насыщения по солям с отверждением образующихся радиоактивных концентратов путем включения в портландцемент, причем насыщенные нефтепродуктами угли заменяют новыми, а отработанные сжигают вместе со слитыми из исходной емкости нефтепродуктами, включая зольный остаток в портландцемент вместе с концентратами отходов. Техническим результатом является повышение прочности цементного камня в 1,5-2 раза и надежности фиксации в нем радионуклидов. 1 ил.
СПОСОБ КОНТРОЛЯ СОДЕРЖАНИЯ УРАНА В ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ СРЕДАХ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК // 2499310
Изобретение относится к области аналитической радиохимии и обеспечения безопасности эксплуатации ядерных энергетических установок (ЯЭУ). Контроль содержания урана в технологических средах ЯЭУ осуществляют следующим образом: отбирают пробу технологической среды, подщелачивают ее до рН 9-11 добавлением аммиака, фильтруют через ацетатцеллюлозную мембрану со свежеосажденной двуокисью марганца, растворяют мембрану с двуокисью марганца в соляной кислоте при кипении, восстанавлливают уран аскорбиновой кислотой и металлическим цинком до степени окисления IV, а затем определяют содержание урана в растворе фотометрическим методом с использованием арсеназо III в солянокислой среде. Техническим результатом является упрощение и повышение оперативности контроля, а также снижение предела обнаружения урана в 40 раз.
Изобретение относится к области радиохимического контроля на объектах ядерной энергетики и может быть использовано для контроля за герметичностью тепловыделяющих элементов активной зоны реактора
Изобретение относится к области получения воды высокой чистоты для теплоносителей ядерных энергетических установок
Изобретение относится к области определения радиоактивной загрязненности пресных вод
Изобретение относится к области получения обессоленной воды и воды высокой чистоты для теплоносителей ядерных энергетических установок научных центров
Изобретение относится к области аналитической радиохимии и технологии обработки радиоактивных вод
Изобретение относится к области получения воды высокой чистоты для теплоносителей ядерных энергетических установок мембранно-сорбционными методами
Изобретение относится к переработке жидких радиоактивных отходов (ЖРО) мембранно-сорбционными методами и применяется для очистки вод радио- и химическитоксичных загрязнений в мобильных установках переработки ЖРО
Изобретение относится к области переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) сорбционными методами
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ СОРБЕНТА ДЛЯ УДАЛЕНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ ЙОДА И/ИЛИ ЕГО ОРГАНИЧЕСКИХ СОЕДИНЕНИЙ // 2414294
Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано для удаления радионуклидов йода и/или его органических соединений при очистке и контроле газообразных радиоактивных отходов
Изобретение относится к технологии обезвреживания жидких радиоактивных отходов (ЖРО) мембранно-сорбционным методом в полевых условиях
Изобретение относится к обработке жидких радиоактивных отходов (ЖРО)
Изобретение относится к области очистки вод от стронция
Изобретение относится к технологии обезвреживания маломинерализованных отходов в полевых условиях
Изобретение относится к способу получения воды высокой чистоты для теплоносителей ядерных энергетических установок мембранно-сорбционными методами
Изобретение относится к области захоронения твердых и отвержденных радиоактивных отходов
Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов методом цементирования, в частности, в контейнере
Изобретение относится к области получения обессоленной воды и воды высокой чистоты для ядерных энергетических установок при очистке маломинерализированных низкоактивных жидких радиоактивных отходов
СПОСОБ ОЧИСТКИ ВОДЫ ОТ РАДИОСТРОНЦИЯ // 2276105
Изобретение относится к области сорбционной очистки вод от радиоактивных загрязнений
