Обработка твердых радиоактивных отходов (G21F9/28)
G21F9/28 Обработка твердых радиоактивных отходов(296)
Изобретение относится к области металлургии, а именно к пирометаллургической переработке металлических радиоактивных отходов, представленных оболочками отработавших твэлов. Способ включает предварительное смешение фрагментов конструкционных материалов (КМ) отработавших оболочек твэлов, выполненных из циркониевых сплавов, с КМ отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС), выполненных из нержавеющих сталей, и последующую переплавку под слоем предварительно сплавленного трехкомпонентного флюса, содержащего оксиды магния, кальция и алюминия.
Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к технологии обработки радиоактивных отходов, и может быть использовано для дезактивации отработанных ионообменных смол (ОИОС). Способ переработки содержащих кобальт-57 ионообменных смол, загрязненных гематитом, проводят дезактивационным раствором, состоящим из 1М H2SO4 и 0.1M FeSO4 при температуре 50 °С.
Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано для удаления радиоактивных загрязнений с внутренних поверхностей оборудования первого контура водо-водяных ядерных реакторов малой мощности.
Использование: для иммобилизации твердых отходов пирохимической переработки отработанного ядерного топлива, состоящих из хлоридов щелочных металлов и хлоридов продуктов деления. Сущность изобретения заключается в том, что последовательно выполняют операции смешивания отходов и компонентов керамической матрицы, формовки из них керамических заготовок и отжига заготовок, причем в качестве компонента матрицы используют бентонитовую глину, при этом доля продуктов деления в хлоридах не превышает 20 мас.%, доля хлоридов в заготовках составляет от 10 до 30 мас.%, доля бентонитовой глины в заготовках соответственно составляет от 90 до 70 мас.%, в состав бентонитовой глины входит не менее 60% монтмориллонита с содержанием элементов, мас.%: SiO2 - от 58 до 62, СаО - от 2 до 4, Аl2O3 - от 16 до 22, MgO - от 2 до 4, Fe2O3 - от 3 до 5, ТiO2 - не менее 1, Na2O - от 0,5 до 2, K2O - от 1 до 2, операцию смешивания совмещают с измельчением компонентов матрицы путем их помола, формовку и отжиг заготовок проводят в реакторе горячего изостатического прессования в атмосфере инертного газа аргона при давлении от 50 до 100 атм, отжиг заготовок проводят в два этапа, первый из которых включает их нагревание со скоростью 10-20°С/мин до температуры 450-500°С и последующую выдержку при этой температуре в течение 2-4 часов, а второй этап включает их дальнейшее нагревание со скоростью 10-20°С/мин до температуры 800-1000°С и последующую выдержку при этой температуре в течение 10-20 часов.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, может быть использовано для обращения с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) и радиоактивными отходами (РАО). Предлагается способ экстракционного выделения трансплутониевых и редкоземельных элементов (ТПЭ и РЗЭ) из рафината головного цикла модифицированного Пурекс-процесса переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), включающий выделение фракции ТПЭ и РЗЭ с их отделением от цезий-стронциевой фракции, промывку полученного экстракта азотнокислым раствором и реэкстракцию ТПЭ и РЗЭ.
Изобретение относится к области техники, связанной с разработкой методов и аппаратов для переработки из видов радиоактивных отходов (РАО), образующихся в процессе фабрикации ядерного топлива и переработки отработавшего ядерного топлива - высокоэффективных аэрозольных фильтров воздуха, насыщенных твердыми частицами-носителями делящихся материалов.
Устройство относится к области ядерной техники и может быть использовано для очистки и дезактивации металлических конструкционных элементов ядерных энергетических установок и облученной графитовой кладки реакторов.
Изобретение относится к области радиохимической технологии и может быть использовано на предприятиях, использующих пирохимическую технологию для дезактивации радиохимического оборудования и материалов. Осуществляют выдержку матрицы, содержащую хлориды щелочных металлов и хлориды урана и плутония, в экстракционной ячейке высокого давления в среде сверхкритического или жидкого растворителя в присутствии спирта, краун-эфира и фосфорсодержащего экстрагента и последующий сбор экстрагированных солей металлов.
Изобретение относится к способу дезактивации загрязненной радиоактивными веществами металлической поверхности путем введения в контакт с дезактивирующим раствором, содержащим комплексообразующий реагент и ион переходного металла, который выбирают из группы, включающей цинк, никель, кобальт и их смеси.
Изобретение относится к способу и устройству по переработке облученного в реакторе АЭС углерода. Способ включает выбор метода разделения изотопов Углерода из группы технологий разделения: газовая диффузия, сопловой метод, газовое центрифугирование, метода аэродинамической сепарации, лазерный метод.
Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов (РАО), образующихся в процессе разрушения облученных тепловыделяющих сборок (ОТВС) реакторов на быстрых нейтронах (РБН), методом индукционно-шлакового переплава в холодном тигле.
Изобретение относится к области обработки материалов с радиоактивным заражением и может использоваться для снижения активности и выгрузки ионообменных смол из ионообменных фильтров ядерной энергетической установки и передачи их на дальнейшую обработку и захоронение.
Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно - к способам дезактивационной обработки облученного реакторного графита, например облученных графитовых блоков отражателей и замедлителей активных зон, и может быть использовано при снятии с эксплуатации реакторов с графитовым замедлителем.
Изобретение относится к области радиохимической технологии и может быть использовано в производстве уран-плутониевых топливных композиций для возврата актинидов в производство, и для дезактивации радиохимического оборудования и материалов, и извлечения актиноидов из твердых радиоактивных отходов.
Изобретение относится к способу предварительной очистки содержащих радионуклиды, такие как Co-60, растворов, таких как кубовые остатки ядерных установок, посредством осаждения неактивных нуклидов в гидротермальном процессе и последующего отделения осажденных твердых веществ.
Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при дезактивации радиоактивных отходов. Предварительно твердые радиоактивные отходы подвергают дефрагментации до размеров, пригодных для их размещения в ультразвуковой и электрохимической ванне.
Изобретение относится к области реакторостроения, в частности к устройству выгрузки и временного хранения. Устройство выгрузки и временного хранения содержит накопительный бункер, наружную часть накопительного бункера, внутреннюю часть накопительного бункера, защитный модуль и загрузочный модуль.
Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к технологии кондиционирования и переработки радиоактивных отходов, и может быть использовано для утилизации отработанных ионообменных смол и их перевода в безопасную форму.
Изобретение относится к химической и атомной промышленности. Устройство для жидкостной очистки поверхности длинномерных изделий активной зоны ядерного реактора содержит емкость, которая выполнена из отдельных секций.
Изобретение относится к способу переработки радиоактивных отходов, в частности пористо-волокнистых теплоизоляционных материалов (ТИМ), образующихся в процессе эксплуатации объектов атомной энергетики и промышленности.
Группа изобретений относится к способу производства формованного изделия из геополимера и системе для производства формованного изделия из геополимера. Способ производства формованного изделия из геополимера включает стадию смешивания, стадию прессования и стадию отверждения, на которой спрессованную смесь отверждают.
Группа изобретений относится к средствам обработки облученных графитовых блоков уран-графитовых реакторов и может найти применение в атомной промышленности. Отработавший графитовый блок помещают в емкость и затем подвергают объект облучению однополярными электромагнитными импульсами мощностью более 1 МВт и длительностью менее 1 нс, частотой повторения не менее 1 кГц.
Изобретение относится к способам химической дезактивации металла с поверхностным загрязнением радионуклидами. Способ дезактивации поверхностно загрязненных изделий из металлических сплавов или их фрагментов, заключается в нанесении на дезактивируемую поверхность порошкового реагента, содержащего калий, натрий и серу, последующем нагреве поверхности, ее охлаждении путем обработки поверхности жидким азотом в количестве не менее 260 г на 1 кг обрабатываемой поверхности и очистке поверхности от образовавшейся окалины.
Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано для дезактивации загрязненных радионуклидами металлических поверхностей атомных энергетических установок. Способ дезактивации металлических поверхностей изделий, заключающийся в нагреве поверхностного слоя, локальном оплавлении дезактивируемой поверхности и удалении радиоактивного материала путем испарения и выдавливания расплавленного металла, отличается тем, что процесс дезактивации ведут в вакууме в диапазоне давлений от 1 Па до 300 Па за счет энергии, локализованной в перемещающихся по поверхности катодных пятнах вакуумно-дугового разряда, горящего между изделием, являющимся катодом, и анодом.
Изобретение относится к области атомной техники. Способ локальной дезактивации металлических поверхностей с трудноудаляемыми радиоактивными загрязнениями включает анодную поляризацию очищаемых металлических поверхностей.
Изобретение относится к области обработки радиоактивных отходов (РАО). Способ заключается в заполнении контейнера твердыми РАО, герметизации контейнера с последующим его вакуумированием, подаче в контейнер жидкого матричного материала и отверждении полученного компаунда.
Группа изобретений относится к атомной области, а именно к способу удаления бака. Предложен способ удаления имеющего оболочку и дно, такое как донный шаровой свод, бака из пространства, такого как шахта, посредством разделения бака на несколько сегментов и удаления из пространства подъемным инструментом, таким как подъемный кран.
Группа изобретений относится к области дезактивации металлических поверхностей объектов. Предлагается способ дезактивации загрязненных металлических изделий, при котором на дезактивируемую поверхность подают воду, осуществляют электрогидравлические удары в воде за счет импульсных искродуговых разрядов, воду откачивают насосом, очищают от растворенных в ней радиоактивных частиц и солей металлов и возвращают в зону дезактивации.
Изобретение относится к атомной энергетике. Способ дезактивации отработанной ионообменной смолы, загрязненной радионуклидами, включает обработку высокощелочным рН≥13 дезактивирующим раствором, содержащим 1-3 моль/л ионов натрия, очистку дезактивирующего раствора от радионуклидов цезия на катионите из резорцинформальдегидной смолы и очистку от радионуклидов кобальта за счет комплексообразования с последующей гидротермальной обработкой.
Изобретение относится к ядерной технике. Способ дезактивации элемента конструкции ядерного реактора включает обработку элемента конструкции ядерного реактора низкотемпературной плазмой при подаче потока химически инертного газа.
Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к сушке отработанных ионообменных смол (ОИОС). Установка для сушки отработанных ОИОС содержит герметичный цилиндрический корпус, в верхней части которого выполнен штуцер сдувки и патрубок для подачи отработанных ионообменных смол внутрь корпуса, а в нижней части выполнен патрубок для извлечения осушенных ОИОС, снабженный запорным устройством, внешний подогреватель корпуса, а также установленный соосно в корпусе с возможностью вращения приводной вал, оснащенный ворошителем.
Изобретение относится к устройствам для устранения радиоактивного заражения радиоактивных отходов. Устройство дезактивации радиоактивных элементов содержит загрузочно-разгрузочный манипулятор, рабочую камеру с крышкой, расположенный внутри нее поворотный стол, контейнер для сбора отходов и устройство вытяжной вентиляции.
Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано в процессе экстракционного аффинажа плутония. Способ экстракционного концентрирования и очистки плутония включает экстракцию плутония из потока питания, промывку экстракта и реэкстракцию плутония, корректировку состава реэкстракта, повторную экстракцию плутония оборотным экстрагентом из откорректированного реэкстракта, повторную реэкстракцию плутония с выводом реэкстракта из процесса в качестве продуктового потока, переработку рафината повторной экстракции на стадии извлечения плутония из потока питания и присоединение органического потока после повторной реэкстракции к промытому экстракту от первой экстракции.
Изобретение относится к области утилизации плавучих объектов, содержащих радиоактивные отходы. Способ формирования упаковки для долговременного хранения радиоактивных отходов, при котором утилизируемый плавучий объект устанавливают на стапель, вырезают радиоактивный блок, производят перемещение незагрязненных носового и кормового блоков для последующей утилизации.
Группа изобретений относится к атомной энергетике. Способ обработки отработанных ионообменных смол для захоронения включает подачу смеси отработанных ионообменных смол с транспортной водой в загрузочный бак, отделение ионообменных смол от транспортной воды путем отстаивания смеси и слива транспортной воды из загрузочного бака, последующую дозированную подачу отделенных от транспортной воды ионообменных смол в сушильную камеру, вакуумную сушку с одновременным перемешиванием ионообменных смол в сушильной камере при температуре не более 90°С и выгрузку обработанной ионообменной смолы в транспортный контейнер.
Группа изобретений может быть использована в ядерной энергетике для обработки объектов, включающих элементы, омываемые натрием. Для обработки натрия, осажденного на элементах ядерного реактора, его погружают в водный раствор соли, представляющий собой раствор карбоксилата или аминокарбоксилата.
Изобретение относится к ядерной физике, в частности к способам обработки материалов с радиоактивным заражением. Способ дезактивации поверхностей твердых объектов с радиоактивными загрязнениями включает проведение входного радиационного контроля уровня загрязнений, подачу под давлением воздуха в абразивное устройство, содержащее горелку с плазмотроном, эжекционную камеру и ускоряющую трубу.
Изобретение относится к устройству для отмывки внутренней и наружной поверхностей труб от продуктов коррозии и последующей пассивации отмытых поверхностей, а также может быть использовано для дезактивации труб низкого уровня активности.
Изобретение относится к технологии дезактивации радиоактивно зараженной конструкции из сплава на основе никеля в устройстве переработки радиоактивного материала. Способ дезактивации сплава на основе никеля включает: первое окисление оксидной пленки с накопленным радионуклидом первым окисляющим реагентом для извлечения никеля в растворитель и превращения в пленку с малым содержанием никеля; измерение количества никеля, хрома и железа, извлеченного в растворитель; второй выбор второго окисляющего реагента на основе извлеченного количества; второе окисление пленки с малым содержанием никеля вторым окисляющим реагентом для извлечения хрома и, таким образом, для превращения в пленку, обогащенную железом; и растворение и удаление пленки, обогащенной железом, посредством восстановления пленки, обогащенной железом, восстанавливающим реагентом, после второй стадии окисления.
Изобретение относится к технологии уничтожения твердых отходов или их переработки. Способ подготовки графитовых радиоактивных отходов к захоронению включает размещение облученного графита в термической камере, проведение термической деструкции путем продувания через термическую камеру газообразной инертной среды, вывод газовых продуктов деструкции в инертную среду.
Изобретение относится к способам дезактивационной обработки облученного реакторного графита, может быть использовано при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторных установок и при обращении с углеродсодержащими твердыми радиоактивными отходами (ТРО) для снижения класса их радиационной опасности.
Изобретение относится к экологии и охране окружающей среды, а более конкретно к способам высокотемпературной переработки углеродсодержащих отходов. Способ переработки реакторного графита включает измельчение и высокотемпературный нагрев отходов.
Изобретение относится к области обработки ядерных отходов. Способ обработки стержня-поглотителя, содержащего оболочку, в которой находится материал на основе спеченного карбида бора, пористость которого составляет менее 1% от объема материала, причем материал имеет трещины, которые содержат натрий и, по меньшей мере, одно радиоактивное вещество, при этом способ включает в себя этап обработки, во время которого натрий преобразовывают в карбонат натрия путем реакции карбонизации в результате приведения материала в контакт с реакционной смесью для обработки, содержащей, в молярных процентах, 0,5-5% пара, 5-25% углекислого газа и 74,5-94,5% химически инертного газа, таким образом, что увеличение в объеме карбоната вызывает раскрытие трещин и оболочки, которое начинается, по меньшей мере, из одной щели, сделанной в оболочке, а также распространение эффектов указанного способа обработки внутри материала.
Изобретение относится к способам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) и предназначено для использования в головных операциях радиохимической технологии переработки ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 с целью отделения трития.
Изобретение относится к области атомной энергетики. Приспособление погружное для электрохимической дезактивации фрагментов труб содержит зажим дезактивируемого фрагмента труб, анод и катод, выполненный в виде коаксиально расположенных и скрепленных между собой внешнего и внутреннего цилиндров.
Изобретение относится к области ядерной энергетики. Способ переработки отходов ядерного производства включает электрохимическое растворение твэлов в растворе азотной кислоты в электролизере при постоянном поддержании концентрации азотной кислоты в диапазоне 5,0÷6,0 М.
Изобретение относится к экологии и охране окружающей среды, а более конкретно к способам переработки беспламенным горением углеродсодержащих отходов, в частности облученного реакторного графита, а также других углеродсодержащих радиоактивных отходов АЭС.
Изобретение относится к области ядерной техники, а именно к способам удаления металлических покрытий с поверхностей деталей из радиоактивных металлов и сплавов перед их утилизацией с использованием технологических операций переплавки.
Изобретение относится к области обращения с радиоактивными отходами. Способ дезактивации твердых радиоактивных отходов (ТРО) включает воздействие в рабочей камере на поверхность ТРО частиц льда с дальнейшим плавлением льда, сбором и фильтрацией плавленой воды с образованием замкнутого цикла воды.
Изобретение относится к средствам защиты окружающей среды от последствий пожаров, осложненных радиационным фактором. Композиция для пылеподавления и локализации радиоактивных продуктов горения после тушения пожара с радиационным фактором в качестве поверхностно-активного вещества содержит смесь анионоактивного, неионогенного и амфотерного поверхностно-активных веществ при следующих соотношениях компонентов, мас.