Способ химической дезактивации оборудования атомных электрических станций

Авторы патента:

G21F9 - Обработка материалов с радиоактивным заражением; устройства для устранения радиоактивного заражения таких материалов

Владельцы патента RU 2340965:

Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" (RU)

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к способам химической дезактивации радиационно-опасного оборудования ядерных реакторов, и предназначено для удаления растворами химических реагентов продуктов коррозии конструктивных материалов. Способ химической дезактивации оборудования атомных электрических станций включает двухванную окислительно-восстановительную обработку поверхностей оборудования водными растворами химических реагентов в режиме их принудительного перемешивания при заданных температуре и времени. Процесс дезактивации оборудования в первой ванне проводят в три стадии. Во второй ванне проводят в две стадии. В первой и второй ваннах на первой стадии обработку проводят водным раствором перманганата калия с уксусной и азотной кислотами. Весовое соотношение компонентов в растворе от 1:9:1 до 1:1:9. В ванне создают раствор с суммарной концентрацией кислот от 10,0 до 50,0 г/кг. На второй стадии в раствор первой и второй ванн порционно вводят концентрированную перекись водорода. На третьей стадии первой ванны вводят концентрат раствора этилендиаминтетрауксусной кислоты с ацетатом аммония и гидразином при их весовом соотношении 1:0,5:0,1 соответственно. В ванне создают раствор с концентрацией этилен-диаминтетрауксусной кислоты от 10 до 50 г/кг и рН раствора от 3,5 до 5,0. Изобретение направленно на повышение эффективности дезактивации и снижение дозовых нагрузок на обслуживающий персонал АЭС. 2 з.п. ф-лы, 5 табл.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к способам химической дезактивации радиационно- пасного оборудования ядерных реакторов, например парогенераторов (ПГ) реакторной установки (РУ) атомных электрических станций (АЭС) с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР, PWR).

Процесс химической дезактивации (очистки) сводится, как правило, к удалению растворами химических реагентов продуктов коррозии конструкционных материалов, в том числе и радиоактивных, с поверхностей контурного оборудования РУ. Известно [Н.И. Ампелогова, Ю.М.Симановский, А.А.Трапезников. Дезактивация в ядерной энергетике. Москва, Энергоатомиздат. С.36-39, 113-114, 1982], [В.М.Седов и др. Химическая технология теплоносителей ядерных энергетических установок. Москва, Энергоатомиздат. С.84,249, 1985.], [М. Пик, М. Сегал. Химическая дезактивация водо-водяных реакторов в Великобритании. Атомная техника за рубежом. 1984, №12, с.27], что в процессе эксплуатации РУ АЭС с ВВЭР, PWR на внутренних поверхностях оборудования первого контура формируются сложные по химическому и фазовому составу оксидные пленки, которые условно можно разделить на два типа:

- защитные, прочно сцепленные с основным металлом оксидные пленки (топотактический слой металлооксидных отложений, обогащенных хромом и имеющих шпинельную структуру, состав которой можно представить формулой - Ni_xFe₃-x-y Cr_yO₄, где y и х - переменные);

- рыхлые отложения (эпитактический слой металлооксидных отложений, состав которых определяется, в основном, магнетитом и ферритом никеля), накапливающиеся на плотном топотактическом слое эксплуатационных отложений [В.М.Седов и др. Химическая технология теплоносителей ядерных энергетических установок. Москва, Энергоатомиздат. С.249, 1985].

Для удаления с поверхностей оборудования таких пленок, как правило, применяют двухступенчатую (двухванную) окислительно-восстановительную обработку оборудования водными растворами химических реагентов: вначале щелочным раствором перманганата калия (KMnO₄), а затем кислым восстановительным раствором. Первая ванна предназначена для окисления труднорастворимого оксида Cr³⁺, входящего в структуру отложений, до растворимого в щелочной среде хромат ион (CrO₄ ^2-) [Н.И.Ампелогова, Ю.М.Симановский, А.А.Трапезников. Дезактивация в ядерной энергетике. Москва, Энергоатомиздат. С.131, 1982]. Во второй ванне, предназначенной для растворения отложений, обогащенных магнетитом (Fe₃O₄) и ферритом никеля (FeNi₂O₄), обычно используют восстановительные рецептуры растворов на основе минеральных и органических кислот или композиции растворов, содержащие комплексоны [Н.И.Ампелогова, Ю.М.Симановский, А.А.Трапезников. Дезактивация в ядерной энергетике. Москва, Энергоатомиздат. С.183-186, 1982], [М.Пик, М.Сегал. Химическая дезактивация водо-водяных реакторов в Великобритании. Атомная техника за рубежом. 1984, №12, с.30-31].

Известен двухванный способ снятия окалины с нержавеющей стали, который предусматривает кипячение деталей в растворе 20% едкого натра (NaOH) с 3% KMnO₄ и последующую обработку деталей в серной кислоте (H₂SO₄) или смеси плавиковой (HF) и азотной (HNO₃) кислот при температуре 65°С [М.Пик, М.Сегал. Химическая дезактивация водо-водяных реакторов в Великобритании. Атомная техника за рубежом. 1984, №12, с.28], [United States Steel. Fabrication of USS stainless steel. 2nd ed., 1956, p.83]. Существенным недостатком этого способа являются большие коррозионные потери металла, что неприемлемо для дезактивации контурного оборудования РУ.

Наиболее близким к заявляемому способу является двухванный способ химической дезактивации трубопроводов и оборудования РУ АЭС с ВВЭР, включающий:

- обработку внутренних поверхностей щелочным раствором перманганата калия, содержащим 30 г/кг КОН (NaOH) и от 2 до 5 г/кг KMnO₄ (первая ванна);

- водную промывку;

- обработку внутренних поверхностей кислым раствором щавелевой кислоты (Н₂С₂O₄) с HNO₃, содержащим от 10 до 30 г/кг H₂C₂O₄ и 1 г/кг HNO₃ или 10-30 г/кг Н₂С₂O₄ и 1-3 г/кг Н₂O₂ (вторая ванна).

Дезактивация оборудования в каждой ванне проводится при температуре растворов 90-100°С в течение 1,5-2,0 часов при непрерывной циркуляции растворов. Чередование растворов (ванн) при дезактивации производится до получения удовлетворительных результатов [Ф.Я.Овчинникова. Нововоронежская АЭС. Справочно-информационные материалы. Воронеж: Центрально-черноземное книжное издательство, с.157, 1979], [Руководящий документ РД 210.006-90 «Правила технологического проектирования атомных станций (с реакторами ВВЭР)»].

Этот способ принят нами в качестве прототипа. Недостатком способа-прототипа является низкая эффективность очистки поверхностей оборудования от эксплуатационных отложений (средний коэффициент дезактивации (Кд) за 1 цикл, включающий две ванны, составляет не более 9) [Н.И.Ампелогова, Ю.М.Симановский, А.А.Трапезников. Дезактивация в ядерной энергетике. М.: Энергоатомиздат, с.186, 1982] и вероятность образования и осаждения на поверхностях дезактивируемого оборудования вторичных труднорастворимых отложений оксалатов Fe²⁺ [Н.И.Ампелогова, Ю.М.Симановский, А.А.Трапезников. Дезактивация в ядерной энергетике. М.: Энергоатомиздат, с.130, 1982, 1983].

Задачей настоящего изобретения является создание способа химической дезактивации оборудования, позволяющего повысить эффективность очистки поверхностей оборудования и, как следствие, снизить дозовые нагрузки на обслуживающий персонал АЭС.

Для достижения этого технического результата в способе, включающем двухванную окислительно-востановительную обработку внутренних поверхностей оборудования РУ водными растворами химических реагентов в режиме их принудительного перемешивания при заданных температуре и времени, предлагается:

- процесс очистки (дезактивации) оборудования в первой ванне проводить в три стадии, а во второй - в две стадии;

- в первой и второй ваннах на первой стадии очистки применять водный раствор перманганата калия (KMnO₄) с уксусной (СН₃СООН) и азотной кислотами (HNO₃) при весовом соотношении компонентов в растворе от 1:9:1 до 1:1:9 соответственно и начальном рН раствора от 1 до 2,5 из расчета создания в ванне раствора с суммарной концентрацией кислот от 10,0 до 50,0 г/кг;

- на второй стадии в раствор первой и второй ванн порционно вводить концентрированную перекись водорода; а на третьей стадии первой ванны - концентрат раствора этилендиаминтетрауксусной кислоты (ЭДТК) с ацетатом аммония (NH₄Ac) и гидразином (N₂H₄) при их весовом соотношении 1:0,5:0,1 соответственно из расчета создания в ванне раствора с концентрацией ЭДТК от 10 до 50 г/кг и рН раствора от 3,5 до 5,0.

Дополнительно предлагается процесс дезактивации оборудования заканчивать:

в первой и второй ванне на первой стадии обработки при отсутствии в растворе свободного KMnO₄;

в первой ванне на второй стадии при стабилизации концентрации марганца в растворе, а на третьей стадии при стабилизации в растворе ванны удельной активности и концентрации Fe, Cr и Ni при наличии в растворе свободной ЭДТК;

во второй ванне на второй стадии при стабилизации в растворе ванны удельной активности и концентрации Mn, Fe, Cr и Ni при наличии в растворе свободной Н₂O₂.

Исходную концентрацию ЭДТК в растворе первой ванны предлагается определять на основании теоретической металлоемкости ЭДТК с учетом химического и количественного составов отложений.

Сущность заявляемого способа заключается в том, что дезактивацию радиоактивно загрязненного оборудования АЭС предлагается осуществлять по традиционной двухванной технологии, но с использованием в обеих ваннах кислых растворов химических реагентов и проведением двух окислительных стадий обработки оборудования в первой и второй ваннах и одной восстановительной (третьей) стадии в первой ванне. На первой стадии окислительной обработки оборудования в первой и второй ваннах предлагается использовать уксуснокислый раствор KMnO₄ с добавкой в него HNO₃, а на второй стадии (стадия осветления раствора) для разрушения вторичных отложений двуокиси марганца и возможного избытка перманганата - перекись водорода. Предлагается также после осветления раствора первой и второй ванн перекисью водорода продолжать порционную дозировку в раствор ванн перекиси водорода (вторая стадия окислительной обработки). На третьей стадии (восстановительной) обработки оборудования в первой ванне предлагается применять ацетатный раствор ЭДТК с N₂H₄.

Предложение использовать на первой стадии очистки поверхностей оборудования в первой и второй ванне кислого раствора KMnO₄ обуславливается тем, что такой раствор, в сравнении со щелочным окислительным раствором, может оказаться более эффективным при дезактивации нержавеющей стали и сплавов титана [Н.И.Ампелогова, Ю.М.Симановский, А.А.Трапезников. Дезактивация в ядерной энергетике. М.: Энергоатомиздат, с.134, 1982].

Известно, что химическая стойкость плотных (защитных), прочно сцепленных с основным металлом оксидных пленок (топотактический слой) обусловлена обогащением их хромом, содержание которого в пленках достигает 30-45% [Н.И.Ампелогова, Ю.М.Симановский, А.А.Трапезников. Дезактивация в ядерной энергетике. М.: Энергоатомиздат, с.131, 1982], [В.М.Седов и др. Химическая технология теплоносителей ядерных энергетических установок. М.: Энергоатомиздат, с.248-249, 1985]. Кроме того, при проведении цикла дезактивации оборудования по любой технологии на очищаемых поверхностях из-за того что исходный оксидный слой не имеет одинакового состава и толщины [М.Йовчев. Коррозия теплоэнергетического и ядерно-энергетического оборудования. Москва, Энергоатомиздат. с.161, 1988], остаются остатки высокообогащенных хромом оксидных пленок. Нами экспериментально установлено, что после проведения обработки образцов окалины аустенитной стали марки 0Х18Н10Т окислительно-восстановительными растворами по технологии способа-прототипа состав окалины по основным химическим элементам Fe и Cr существенно изменяется (см. таблицу 1). Окалина, как минимум, в 2,0 раза обогащается хромом и в 1,5 раза обедняется по содержанию в ней железа. Естественно, что растворение высокообогащенных хромом отложений возможно только в растворах, содержащих окислитель. Этим и обосновывается предложение использования на заключительном этапе дезактивации оборудования окислительной двухстадийной ванны с применением на первой стадии уксуснокислого раствора KMnO₄, а на второй перекиси водорода. Это повысит не только эффективность растворения обогащенных хромом отложений и, соответственно, коэффициента дезактивации (Кд), но и позволит отказаться от проведения этапа пассивации очищенных поверхностей оборудования, так как кислые перекисные растворы являются пассиваторами [Н.И.Ампелогова, Ю.М.Симановский, А.А.Трапезников. Дезактивация в ядерной энергетике. М.: Энергоатомиздат, с.130, 1982].

Положительным моментом использования на первой стадии дезактивации оборудования в первой и второй ваннах уксуснокислого раствора KMnO₄ с добавкой в него HNO₃ является также то, что предлагаемая рецептура универсальна и позволяет, при высоком содержании кислот (СН₃СООН+HNO₃) в растворе ванны, создать оптимальный для окисления Cr³⁺ в Cr⁶⁺ диапазон рН от 1,0 [Е.В.Захарова, В.И.Казарин, Г.Н.Мешкова. Совершенствование способов дезактивации оборудования первого контура АЭС. Атомная энергия, т.79, вып.1, с.71-74, 1995] до 2,5 [М.Пик, М.Сегал. Химическая дезактивация водо-водяных реакторов в Великобритании. Атомная техника за рубежом. 1984, №12, с.27,], что невозможно в случае использования известных [Н.И.Ампелогова, Ю.М.Симановский, А.А.Трапезников. Дезактивация в ядерной энергетике. М.: Энергоатомиздат, с.135, 1982] окислительных рецептур растворов на основе KMnO₄ с азотной кислотой. Растворы KMnO₅ с концентрацией HNO₃ более 10 г/кг имеют рН менее 1,0, а при рН 2,5 содержание HNO₃ в растворе не превышает 0,5 г/кг, что явно недостаточно для растворения отложений, содержащих в своем составе Fe, Со и Ni.

Положительным является и то, что применение в окислительной рецептуре в качестве основного компонента СН₃СООН, обладающей комплексообразующими свойствами [Н.И.Ампелогова, Ю.М.Симановский, А.А.Трапезников. Дезактивация в ядерной энергетике. М.: Энергоатомиздат, с.126, 1982], позволит повысить эффективность извлечения из отложений и перевода в раствор не только хрома, но и других металлов (Fe, Ni, Со), входящих в состав отложений, а использование в рецептуре в качестве добавки HNO₃ дает возможность провести необходимую корректировку рН раствора и предотвратить вероятность образования и осаждения на поверхностях очищаемого оборудования вторичных отложений ацетатов металлов.

Основанием использования перекиси водорода для осветления раствора (стадия разрушения избытка KMnO₄ и растворения вторичных отложений MnO₂) и продолжения окислительной стадии обработки оборудования в первой и второй ваннах за счет периодической ее дозировки в раствор является то, что H₂O₂ - бессолевая добавка с величиной рН раствора, близкой к нейтральной, что позволяет снизить общее солесодержание отработанных растворов (ЖРО), образующихся в цикле дезактивации. Положительным моментом является также то, что применение H₂O₂ на завершающей стадии окислительной обработки повышает не только кинетические характеристики процесса разрушения в растворе избытка KMnO₄ и растворения вторичных отложений двуокиси марганца (MnO₂), но и позволяет после осветления раствора продолжить процесс окисления в отложениях Cr³⁺ до Cr⁶⁺активным кислородом, образующимся в растворе в результате химических реакций взаимодействия Н₂O₂ с перманганатом калия и двуокисью марганца [Р.Рипан, И.Четяну. Неорганическая химия, т.2. Мир. Москва, 1971, с.430] и частичного каталитического распада самой перекиси водорода до атомарного и молекулярного кислорода [Б.В.Некрасов. Основы общей химии, т.1. Химия, Москва, с.150, 1985]. Известно, например [Н.И.Ампелогова, Ю.М.Симановский, А.А.Трапезников. Дезактивация в ядерной энергетике. М.: Энергоатомиздат, с.36, 1982], что введение газообразного кислорода в теплоноситель приводит к значительному повышению содержания растворенных хроматов, образование которых, вероятно, протекает по реакции:

2Cr₂O₃+3O₂+4Н₂O→4Н₂CrO₄.

Кроме того, в результате химико-каталитического разрушения Н₂O₂ с образованием газообразного кислорода в очищаемой системе: раствор - пленки эксплуатационных отложений - поверхность металла реализуется режим интенсивного перемешивания («кипения») раствора, который активизирует процесс захвата с очищаемых поверхностей оборудования раствором мелкодисперсных продуктов коррозии [Патент JP №62-22119, публикация от 15.05.87 №6-553, «Изобретения стран мира»] и углеродосодержащих нерастворимых примесей, входящих в структуру эксплуатационных отложений, что, в целом, повышает эффективность дезактивации.

Экспериментально установлено, что применение перекиси водорода после обработки поверхностей оборудования кислыми растворами KMnO₄ позволяет полностью разрушить в растворе избыток KMnO₄ и осадки MnO₂. Реакция Н₂O₂ с KMnO₄ и MnO₂ происходит быстро с образованием кислорода как в объеме раствора, так и на очищаемых поверхностях. Необходимое количество перекиси водорода при проведении осветлительной стадии в первой и второй ваннах определяется стабилизацией концентрации марганца в растворе, причем его количество в растворе должно соответствовать количеству марганца, введенного в раствор в составе KMnO₄. Критерием же окончания стадии окислительной обработки оборудования во второй ванне (прекращение технологической операции периодического ввода Н₂О₂ в раствор ванн) является стабилизация в растворе ванны концентрации Mn, Fe, Cr и Ni и удельной активности при наличии в растворе свободной перекиси водорода.

Эффективность растворения (оценивалась по изменению Кд) металлооксидных отложений, обогащенных хромом, в уксуснокислом растворе KMnO₄+HNO₃ с последующей дозировкой в раствор концентрированной Н₂O₂ иллюстрируется на примере очистки образцов-свидетелей теплообменных труб (ТОТ), вырезанных из парогенератора ПГВ-440 энергоблока №3 Нововоронежской АЭС, результаты которой приведены в таблице 2.

Применение в первой ванне на третьей стадии дезактивации восстановительного раствора ЭДТК с NH₄Ac и N₂H₄ при весовом соотношении 1:0,5:0,1 и исходной величине рН раствора от 3,5 до 5 исключает возможность образования в объеме раствора и осаждения на поверхностях очищаемого оборудования вторичных отложений, повышает эффективность процесса растворения оксидов металлов за счет:

- наличия в растворе восстановителя (N₂H₄);

- обеспечения оптимальной для растворения феррита никеля [М.Пик, М.Сегал. Химическая дезактивация водо-водяных реакторов в Великобритании. Атомная техника за рубежом. 1984, №12, с.31] и магнетита [патент РФ №2203461, БИ №12, 2003 г.] величины рН раствора от 4 до 5;

- буферных свойств предлагаемой рецептуры раствора [Б.В.Некрасов. Основы общей химии, т.1, Химия, Москва, с.189, 1965], обеспечивающих поддержание оптимального для растворения феррита никеля диапазона рН раствора.

Положительным моментом использования предлагаемой восстановительной рецептуры на основе ЭДТК с NH₄Ac и N₂H₄ является также то, что приготовление концентрата раствора с содержанием ЭДТК не менее 200 г/кг не представляет трудностей. Концентрат может быть приготовлен без дополнительного нагрева простым растворением компонентов в дистилляте при соблюдении последовательности растворения компонентов (NH₄Ac→ЭДТК→N₂H₄) и рекомендуемого их соотношения. В таблицах 3 и 4 приведены основные исходные данные для приготовления 20 м³ (объем штатного бака, используемого на АЭС с ВВЭР-1000) концентрированного раствора ЭДТК [патент РФ, №2203461, БИ №12, с.19-20, 2003].

Пример осуществления заявляемого способа

Проводили химическую дезактивацию образцов-свидетелей теплообменных труб (ТОТ), вырезанных из парогенератора ПГВ-440 энергоблока №3 Нововоронежской АЭС в статических условиях при периодическом взбалтывании растворов в стеклянных колбах, снабженных обратными холодильниками. Обработку образцов в первой ванне, предназначенной для окисления Cr³⁺ в Cr⁶⁺, проводили в течение 2,5 часов при температуре 90±1°С окислительными растворами состава:

заявляемый способ:	способ-прототип:
KMnO₄ - 1,0 г/кг	KMnO₄ - 5,0 г/кг
СН₃СООН - 5,0 г/кг	NaOH - 30,0 г/кг
HNO₃ - 5,0 г/кг	рН - 12,1
рН - 1,3

После обработки образца-свидетеля ТОТ окислительным уксуснокислым раствором KMnO₄ с HNO₃ (заявляемый способ, первая стадия первой ванны) в колбу каплями вводили концентрированную перекись водорода (вторая стадия первой ванны) до полного осветления раствора и растворения вторичных отложений MnO₂ (суммарно введено в колбу около 0,15 мл H₂O₂), образец-свидетель извлекали из колбы, промывали водой, сушили, измеряли его радиоактивность и определяли Кд. Далее образец помещали в осветленный горячий раствор первой ванны, в раствор вводили концентрат восстановительного раствора ЭДТК с NH₄Ac и N₂H₄ до концентрации ЭДТК в растворе ванны - 20 г/кг и эксперимент (третья стадия первой ванны) продолжали еще в течение 4,1 часов.

После завершения обработки образцов-свидетелей ТОТ растворами первой ванны растворы из колбы сливали, проводили 2-кратную промывку образцов и колбы дистиллятом, образцы извлекали из колб, сушили, измеряли их радиоактивность и определяли Кд.

Последующую обработку образцов-свидетелей ТОТ (вторая ванна) проводили при температуре 90±1°С в течении 9 часов (способ-прототип) и 4,6 часа (заявляемый способ) растворами состава:

заявляемый способ:	способ-прототип:
KMnO₄ - 1,0 г/кг	Н₂С₂O₄ - 20,0 г/кг
СН₃СООН - 5,0 г/кг	HNO₃ - 1,0 г/кг
HNO₃ - 5,0 г/кг	рН - 2,1
рН - 1,3

с периодическим извлечением образцов из растворов, измерением их радиоактивности и определением Кд. В эксперименте (заявляемый способ) после 2-часовой обработки образца кислым окислительным раствором KMnO₄ в раствор дозировали концентрированную Н₂O₂.

Результаты сравнительных экспериментов по дезактивации образцов-свидетелей ТОТ парогенератора ПГВ-440 энергоблока №3 Нововоронежской АЭС, приведенные в таблице 5, свидетельствуют о том, что предлагаемый способ дезактивации оборудования РУ АЭС, в сравнении с прототипом, позволяет существенно повысить эффективность очистки поверхностей оборудования от радиоактивных эксплуатационных отложений и снизить дозовые нагрузки на персонал АЭС при проведении регламентных работ по техническому обслуживанию и ремонту оборудования.

Предлагаемый способ дезактивации трубопроводов и оборудования РУ с ВВЭР (PWR) может быть реализован на АЭС с использованием штатного оборудования без изменения схемных решений, заложенных в штатных методиках и технологиях, с учетом предлагаемого изменения составов растворов и режимов их применения.

Таблица 1
Элементный состав окалины стали марки ОХ18Н10Т до и после проведения цикла окислительно-восстановительной обработки по технологии способа-прототипа
Химический элемент	Содержание элементов, в %
до обработки (исх.)	после обработки
Железо (Fe)	71,54	49,23
Хром (Cr)	16,80	34,38
Никель (Ni)	8,87	12,53
Титан (Ti)	0,63	1,06
Марганец (Mn)	1,77	1,63
Кобальт (Со)	0,21	0,31
Медь (Cu)	0,17	0,16
Цинк (Zn)	0,01	0,02
Ванадий (V)	0,12	0,13
Вольфрам (W)	0,02	0,11

Таблица 2
Результаты очистки поверхности образца-свидетеля теплообменной трубки (ТОТ) со стороны первого контура, вырезанной из парогенератора ПГВ-440 энергоблока №3 Нововоронежской АЭС. Объем раствора - 100 мл. Площадь очищаемой поверхности - 25 см². Температура обработки - 95±5°С.
Химические операции	Состав раствора, г/кг, последовательность операций	Введено Н₂O₂, мл	Время обработки, час	А_β, имп·см²/мин	Кд*
нач.	кон.
Окислительная обработка образца (окислитель - KMnO₄)	Окислительный раствор:	-	3,0	1170	**	-
	KMnO₄ - 5
	СН₃СООН - 40
	HNO₃- 10
рН - 1,1
Осветление окислительного раствора	Ввод Н₂O₂ в отработанный окислительный раствор
		0,36	0,5	-	50	43,4


Окислительная обработка образца (окислители: Н₂O₂; атомарный кислород)	Периодический ввод в осветленный окислительный раствор Н₂O₂	0,36	2,0	-	35	62,0
		0,36	2,0	-	20	108,5
		0,12	1,5	-	15	145,0
		0,24	2,0	-	8	271,0
0,24	2,0	-	фон	фон
Примечание: * - коэффициенты дезактивации рассчитаны от начального значения А_β образца;
** - измерение А_β не проводились, на образце и в растворе MnO₂.

Таблица 3
Основные исходные данные для приготовления 20 м³ исходного концентрата промывного раствора на основе ЭДТК, ацетата аммония и гидразина по предлагаемому способу
Состав исходного концентрата, г/л	Необходимое количество химических реагентов, кг	Водородный показатель рН концентрата
ЭДТК - 200	4000
NH₄Ac - 100	2000	4,2
N₂H₄ - 20	400
ЭДТК - 200	4000
NH₄Ac - 100	2000	5,4-5,5
N₂H₄ - 20	400
NH₄OH до рН-5,4	1,5 м³25% NH₄OH

Таблица 4
Изменение величины рН концентратов растворов на основе ЭДТК в зависимости от их разбавления дистиллятом.
Основной компонент концентрата	Исходная величина pH	Изменение рН концентрата при разбавлении. Концентрация разбавленного раствора по основному компоненту, г/л
100	50	25	12,5
ЭДТК	4,2	4,2	4,05	4,05	4,05
ЭДТК	5,4-5,5	5,3	5,25	5,15	5,15

Таблица 5
Коэффициенты дезактивации образцов-свидетелей ТОТ, вырезанных из трубчатки парогенератора ПГВ-440 энергоблока №3 Нововоронежской АЭС. Температура обработки - 90±1°С. Объем растворов в колбе - 50 см³. Соотношение V/S=2,0 см³/см²
Способ дезактивации	Состав раствора, г/кг	время, час	А_β имп. см²/мин	Кд**
Ванна 1	Ванна 2	нач.	кон.
прототип	KMnO₄ - 5,0	-	2,5	1595	1545 *	1,03
	NaOH - 30,0	-	2,5	1595	1545 *	1,03
	рН - 12,0
	слив раствора и проведение водной промывки	-
	-	Н₂С₂O₄ - 20,0	2,0	1545	745	2,1
		4,0	-	690	2,3
		HNO₃ - 1,0	6,0	-	640	2,5
		рН - 2,1	7,5	-	540	2,9
9,0	-	440	3,6
заявляемый	KMnO₄ - 1,0	-	2,5	1650		-
	СН₃СООН - 5,0
	HNO₃ - 5,0
	рН - 1,3
	ввод Н₂О₂ 4 капли	-	0,1	-	350	4,7
	ввод конц. до	-	2,5	-	300	5,5
	ЭДТК - 20,0		3,5	-	250	6,6
	NH₄A_c - 10,0		4,0		195	8,2
	N₂H₄ - 2,0		-	-	-	-
	pH - 3,5	-	-	-	-
	слив раствора и проведение водной промывки
	-	KMnO₄ - 1	2,0	-	-	-
		СН₃СООН - 5
		HNO₃- 5
		рН - 1,3
		ввод Н₂О₂ 4 капли	0,1	-	30	55,0
		ввод Н₂О₂ 2 капли	1,0	-	10	165,0
ввод Н₂О₂ 1 капли	1,5	-	фон	Фон
Примечание:* - измерение А_β не проводились, на образце и в растворе MnO₂;
** - Кд рассчитаны от начального значения А_β образца.

1. Способ химической дезактивации оборудования атомных электрических станций, включающий двухванную окислительно-восстановительную обработку поверхностей оборудования водными растворами химических реагентов в режиме их принудительного перемешивания при заданной температуре и времени, отличающийся тем, что процесс дезактивации оборудования в первой ванне проводят в три стадии, а во второй - в две стадии, при этом в первой и второй ваннах на первой стадии обработку проводят водным раствором перманганата калия с уксусной и азотной кислотами при весовом соотношении компонентов в растворе от 1:9:1 до 1:1:9, соответственно, из расчета создания в ванне раствора с суммарной концентрацией кислот от 10,0 до 50,0 г/кг; на второй стадии в раствор первой и второй ванн порционно вводят концентрированную перекись водорода; а на третьей стадии первой ванны - концентрат раствора этилендиаминтетрауксусной кислоты с ацетатом аммония и гидразином при их весовом соотношении 1:0,5:0,1, соответственно, из расчета создания в ванне раствора с концентрацией этилен-диаминтетрауксусной кислоты от 10 до 50 г/кг и рН раствора от 3,5 до 5,0.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что дезактивацию на первой стадии первой и второй ванн ведут при начальной рН раствора от 1 до 2,5, а на третьей стадии первой ванны - при рН раствора от 3,5 до 5,0.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что обработку поверхностей оборудования растворами заканчивают: в первой и второй ваннах на первой стадии обработки - при отсутствии в растворе свободного перманганата калия; в первой ванне на второй стадии - при стабилизации концентрации марганца в растворе, на третьей стадии - при стабилизации в растворе ванны удельной активности и концентрации железа, хрома и никеля при наличии в растворе свободной этилендиаминтетрауксусной кислоты; а на второй стадии второй ванны - при стабилизации в растворе ванны удельной активности и концентрации марганца, железа, хрома и никеля при наличии в растворе свободной перекиси водорода.

Изобретение относится к способу получения сорбента для очистки среды от радиоактивных и токсичных загрязнений на основе измельченных железомарганцевых конкреций и предназначено для использования в процессе обработки жидких радиоактивных отходов, при очистке сточных промышленных вод и очистке воздушных и паро-воздушных сред.

Пульсационный клапанный погружной насос // 2339101

Изобретение относится к атомной промышленности в части переработки радиоактивных отходов. .

Способ растворения диоксида урана // 2339100

Изобретение относится к способам переработки материалов, содержащих диоксид урана, и может быть использовано для извлечения урана из отработанного ядерного топлива, а также отходов металлургических и механических операций производства изделий из диоксида урана.

Установка для совместной утилизации твердых и жидких отходов, загрязненных радиоактивными компонентами // 2339099

Изобретение относится к области утилизации органосодержащих отходов, загрязненных радиоактивными компонентами (спецодежда, фильтры, смывные воды и т.п.), образующихся в ходе технологических процессов.

Способ химической дезактивации оборудования атомных электрических станций // 2338278

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано для дезактивации радиоактивно загрязненного оборудования атомных электрических станций (АЭС).

Способ химической дезактивации оборудования атомных электрических станций // 2338278

Способ защиты от загрязнения подземных вод в районах складирования и захоронения отходов, содержащих токсичные или радиоактивные вещества, и устройство для его реализации // 2337419

Изобретение относится к охране окружающей среды и может быть использовано для защиты от загрязнения токсичными или радиоактивными веществами подземных питьевых вод, грунтов и почв в районах размещения технических отходов.

Полимерная композиция для фиксации радионуклидов // 2337118

Изобретение относится к полимерной композиции для фиксации радионуклидов, в том числе 133Ва, 134Eu и 36Cl, которая может быть использована в ядерной технике с целью недопущения их выхода в окружающую среду с последующим ее заражением.

Способ переработки жидких радиоактивных отходов атомных электрических станций // 2336584

Изобретение относится к области переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), а именно к способам концентрирования ЖРО методом упаривания (термической дистилляции) и отверждения радиоактивных концентратов.

Способ утилизации органосодержащих твердых отходов, загрязненных радиоактивными компонентами // 2335700

Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов. .

Способ фиксации радиоизотопа i-129 // 2340966

Изобретение относится к области ядерной энергетики и предназначено для переработки и хранения радиоактивных отходов долгоживущих радионуклидов, в частности для переработки долгоживущего радионуклида I-129 при обращении с отработанным ядерным топливом

Способ химической дезактивации оборудования атомных электрических станций // 2340967

Изобретение относится к области атомной энергетики и предназначено для удаления эксплутационных радиоактивных отложений с поверхностей оборудования первых контуров атомных электрических станций (АЭС)

Способ иммобилизации долгоживущих радионуклидов // 2340968

Изобретение относится к области переработки долгоживущих радиоактивных отходов (РАО), содержащих ионообменные смолы (ИОС) и фиксированные на них радионуклиды

Устройство для выгрузки радиоактивного сорбента из фильтра в контейнер // 2341835

Изобретение относится к устройствам для дистанционной выгрузки радиоактивных сорбентов из высокотемпературных фильтров теплоносителя первого контура атомной электростанции

Композиция для долговременного хранения иода-129 // 2341836

Изобретение относится к прикладной радиохимии и предназначено для подготовки к захоронению радиоактивных отходов, а именно - иода-129, при переработке облученного топлива атомных электростанций

Способ дезактивации оборудования ядерно-топливных циклов газообразным хлором // 2341837

Изобретение относится к области ядерной технологии и предназначено для использования при дезактивации оборудования ядерно-топливных циклов и атомных подводных лодок

Способ очистки воздуха от газообразных соединений радиоактивного йода // 2342719

Изобретение относится к области экологии атомной энергетики, в частности к очистке воздушных потоков, в т.ч

Способ переработки жидких радиоактивных отходов // 2342720

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а точнее к области переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО)

Способ переработки жидких радиоактивных отходов атомных электрических станций (варианты) // 2342721

Изобретение относится к области переработки (обезвреживания) жидких радиоактивных отходов (ЖРО), а именно к способам концентрирования, сушки и отверждения солевого концентрата (кубового остатка)

Способ выделения металлов из растворов (варианты) // 2343164

Изобретение относится к области выделения металлов и может быть использовано для очистки растворов от малых концентраций токсичных металлов, в том числе радионуклидов, а также для концентрирования металлов в аналитической химии