Способ дезактивации оборудования ядерно-топливных циклов газообразным хлором



 


Владельцы патента RU 2341837:

Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования Томский политехнический университет (RU)

Изобретение относится к области ядерной технологии и предназначено для использования при дезактивации оборудования ядерно-топливных циклов и атомных подводных лодок. Способ дезактивации оборудования включает заполнение замкнутого пространства с находящимся оборудованием, подлежащим дезактивации, химически активной газообразной средой. Замкнутое пространство герметизируют, откачивают часть воздуха, напускают насыщенный водяной пар и хлор до атмосферного давления, выдерживают 24 часа. Образовавшиеся хлориды на загрязненных поверхностях смывают распыленной водой и удаляют на переработку. Очищенные поверхности подвергают дозиметрическому контролю по бета- и гамма-излучениям. Изобретение направлено на упрощение технологического процесса дезактивации, на применение способа для дезактивации оборудования и деталей любых геометрических форм и габаритов. 1 табл.

 

Изобретение относится к области ядерной технологии и может быть использовано для дезактивации оборудования ядерно-топливных циклов и атомных подводных лодок (АПЛ).

Известен способ фторирования нелетучих соединений урана дифторидом ксенона [Пат. ФРГ №2506475 от 26.08.76, МКИ С01G 43/06], который позволяет при температуре, близкой к комнатной, получить гексафторид урана. Процесс предполагает использование редкого и дорогого фторокислителя (дифторида ксенона), при этом скорость фторирования нелетучих отложений урана остается низкой.

Известен способ обработки урансодержащих отложений смесью газообразных бромсодержащего фтороуглеводорода и фторокислителя [Пат. США №4311678 от 19.01.82, МКИ С01G 43/06].

В качестве бромсодержащего фторуглеводорода предлагается бромтрифторметан или дибромдифторметан, в качестве фторокислителя - фтор или гептафторид йода. При взаимодействии бромсодержащего фторуглеводорода с гептафторидом йода образуется трифторид брома и пентафторид йода, а со фтором трифторид и пентафторид брома. Трифторид брома реагирует с урансодержащими отложениями при нормальной температуре с образованием гексафторида урана и брома, который реагирует со фтором с образованием трифторида брома.

Недостатками данного процесса являются:

- высокий расход фторокислителя, вызванный необходимостью фторирования как бромсодержащего фторуглеводорода, так и брома;

- возможность образования ядовитого фтороксида углерода.

Наиболее близким по технической сущности и достигаемому эффекту является способ газификации нелетучих соединений урана (Пат. RU №2219132, МКИ 7 С01G 43/06 от 13.12.2002. Бюл. №35), выбранный за прототип.

Данное изобретение относится к процессам фторирования неорганических соединений, в частности к процессам получения гексафторида урана из нелетучих соединений урана, особенно к удалению нелетучих соединений урана из оборудования, работающего в среде гексафторида урана, например, из газовых центрифуг. К поверхности нелетучих соединений урана извне подают бромсодержащий газ, в качестве которого используют трифторид брома и фторирующий реагент брома, образующийся при взаимодействии трифторида брома с нелетучими соединениями урана.

Недостатком рассмотренных аналогов является то, что эти способы применимы только для отложений соединений урана, дающих летучие фториды.

Задачей изобретения является разработка промышленной технологии дезактивации как внешних, так и внутренних поверхностей оборудования, в том числе без демонтажа последнего.

Поставленная задача достигается тем, что в производственное помещение, где находится оборудование, подлежащее дезактивации, или во внутренние полости оборудования напускается хлор - химически активный газ. Замкнутое пространство герметизируют, откачивают часть воздуха и напускают насыщенный водяной пар и хлор до атмосферного давления. Выдерживают в таком состоянии 24 часа, давление при такой выдержке в помещении падает. Затем напускают насыщенный водяной пар до атмосферного давления. Загрязненные детали орошаются водой, с них смываются растворы с радиоактивными изотопами, которые удаляют на переработку. Очищенные поверхности подвергают дозиметрическому контролю по бета- и гамма-излучениям.

Разработана следующая последовательность операций, позволяющая снять радиоактивные загрязнения и продукты коррозии с поверхности радиоактивных материалов.

Замкнутое производственное помещение, реакторный отсек атомной подводной лодки, либо специальную емкость, в которую загружены загрязненные детали, герметизируют, производят частичную откачку воздуха 10-20%, затем напускают насыщенный водяной пар и хлор в объемном отношении 1:5-1:10. Хлор непосредственно соединяется почти со всеми металлами в присутствии влаги. Во влажном воздухе происходит частичный гидролиз хлора с образованием соляной и хлорноватистой кислоты

Cl22OHCl+HOCl

Хлор и продукты его гидролиза реагируют с продуктами коррозии, которые адсорбировали радиоактивные изотопы и с химическими соединениями радионуклидов с образованием легкорастворимых хлоридов.

После выдержки в течение 24 часов загрязненные поверхности орошают водой из распылителей, образовавшиеся продукты взаимодействия хлора и продуктов его гидролиза с радиоактивными загрязнениями смываются водой в систему по переработке жидких радиоактивных отходов. Далее проводят дозиметрический контроль по бета- и гамма-излучениям.

При неполной дезактивации подобную операцию повторяют до получения требуемой степени дезактивации (по бета-активности менее 30 частиц/см2 мин, по гамма-активности - менее 0,2 микрозиверта в час).

Предложенный способ дезактивации обеспечивает:

- простоту технологического процесса, возможность его применения в «полевых условиях», например на атомных подводных лодках;

- применимость способа для дезактивации оборудования и деталей любых геометрических форм и габаритов, вплоть до реакторных отсеков атомных подводных лодок;

- минимальное количество жидких радиоактивных отходов.

Практическое использование настоящего изобретения иллюстрируется примером массовой дезактивации нескольких деталей различной формы.

Пример.

Дезактивируемые детали запорно-регулирующей арматуры, загрязненные радиоактивными веществами, содержащими уран с природным содержанием изотопов, помещают в прозрачный полиэтиленовый сосуд. Из сосуда удаляют часть воздуха, а затем в него напускают насыщенный водяной пар и хлор в объемном отношении 1:10. По истечении 24 часов детали извлекают из сосуда и промывают водой. Дозиметрический контроль по β-излучению производят с помощью прибора МКС-РМ 1402 М с датчиком БД-05. По результатам измерений вычисляют степень дезактивации

где I1 - исходная активность образца, I2 - конечная.

Исходная тусклая поверхность изделий после дезактивации приобретает естественный металлический цвет.

Полученные результаты представлены в таблице дезактивации деталей в атмосфере хлора за 24 часа.

Таблица

Способ дезактивации оборудования ядерно-топливных циклов газообразным хлором
№№ ппНаименование деталиАктивность исходная, Активность конечная, I2 Степень дезактивации α, %%
1.Корпус крана, 11Б1 бк Ду=25 мм. Медь4559.098,0
2.Корпус вентиля высокого давления Ду=6 мм. Сталь12Х18Н10Т2041,599,3
3.Головка вентиля Ду=19 мм, латунь Лс59-1ЛД30023,092,3
4.Шпиндель вентиля Ду=6 мм Сталь 12Х18Н10Т850,0100,0

Способ дезактивации оборудования, включающий заполнение замкнутого пространства с находящимся оборудованием, подлежащим дезактивации, химически активной газообразной средой, отличающийся тем, что замкнутое пространство герметизируют, откачивают часть воздуха, напускают насыщенный водяной пар и хлор до атмосферного давления, выдерживают 24 ч, образовавшиеся хлориды на загрязненных поверхностях смывают распыленной водой и удаляют на переработку, а очищенные поверхности подвергают дозиметрическому контролю по бета- и гамма-излучениям.



 

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

Изобретение относится к устройствам для дистанционной выгрузки радиоактивных сорбентов из высокотемпературных фильтров теплоносителя первого контура атомной электростанции.
Изобретение относится к области переработки долгоживущих радиоактивных отходов (РАО), содержащих ионообменные смолы (ИОС) и фиксированные на них радионуклиды. .

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

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.

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

Изобретение относится к области металлургии, в частности гидрометаллургическим способам переработки и дезактивации радиоактивных отходов редкометального производства.

Изобретение относится к композиции, позволяющей получение гелеобразной водной пены, способной деконтаминировать, очищать и обезжиривать радиоактивную поверхность.
Изобретение относится к области охраны окружающей среды, в частности к дезактивации грунтов, почв и техногенных объектов, и предназначено для очистки грунтов от радионуклидов цезия, стронция, кобальта.

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
Изобретение относится к области химической и радиохимической промышленности и может быть использовано для регенерации отработавшего ядерного топлива, главным образом дисперсионных твэлов с композициями (керметами) типа Be - UBe13, Be - UO2, и возврата обогащенного урана в топливный цикл, извлечения (утилизации) урана и бериллия из отходов производства уран-бериллиевых композиций

Изобретение относится к технологии утилизации и может быть использовано при утилизации крупногабаритного корабля с ядерной энергетической установкой

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, реабилитации территорий, загрязненных техногенными радиоактивными изотопами
Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при утилизации и захоронении облученных изделий из бериллия, применяемых в качестве отражателя и замедлителя нейтронов ядерных реакторов, а также компонентов бланкета и других элементов термоядерного реактора

Изобретение относится к области радиохимической технологии и может быть использовано для переработки облученного ядерного топлива

Изобретение относится к способам иммобилизации твердых радиоактивных отходов

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к электрохимической переработке ядерного горючего

Изобретение относится к атомной промышленности и может быть использовано на радиохимических заводах по регенерации ядерного топлива отработавших ТВС
Изобретение относится к способу дезактивации и переработки лома металлов и сплавов, постоянно накапливающегося в ядерной энергетике и промышленности
Наверх