Способ трансмутации элементов



Способ трансмутации элементов
Способ трансмутации элементов

 


Владельцы патента RU 2415486:

Федеральное государственное учреждение Российский научный центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к способам трансмутации долгоживущих радиоактивных нуклидов, в том числе возникающих в облученном ядерном топливе, а также к способам производства необходимых радиоизотопов из доступных нуклидов. Материал распределяется в рассеивающей нейтроны среде, примыкающей к нейтронному источнику или окружающей источник, и подвергается воздействию нейтронного потока. Рассеивающая нейтроны среда и источник совместно окружаются отражателем-замедлителем нейтронов, а также поглотителем нейтронов. Для формирования нейтронных потоков используются реакции синтеза, протекающие в токамаке. Рассеивающая нейтроны среда прозрачна для нейтронов и устроена таким образом, что нейтронное рассеяние значительно увеличивает нейтронный поток, воздействующий на трансмутируемый материал. Использование в качестве рассеивающей среды тяжелых элементов, таких как свинец и висмут с добавками лития, обеспечивает изменение спектра нейтронов в ней, в том числе постепенное замедление термоядерных нейтронов с медленным смещением вниз по энергетическому спектру, что делает возможными эффективные резонансные захваты нейтронов в облучаемом материале, а также оптимизирует наработку трития, необходимого для реакции синтеза дейтерия и трития. Технический результат - повышение эффективности трансмутации долгоживущих радиоактивных нуклидов. 10 з.п. ф-лы, 2 ил.

 

Изобретение относится к способам эффективной трансмутации долгоживущих радиоактивных нуклидов, в том числе возникающих в облученном ядерном топливе, а также к способам производства необходимых радиоизотопов из легко доступных нуклидов.

Известен способ трансмутации путем облучения исходного материала нейтронами в случае, когда исходный материал размещается в рассеивающей нейтроны среде, окружающей нейтронный источник, а в качестве источника нейтронов используются радиоактивные материалы, ускорительные системы или ядерные реакторы деления [1]. Известен способ перевода долгоживущих нуклидов в короткоживущие путем помещения их в активную зону ядерных реакторов деления или в пучках нейтронов, получаемых в ускорительных системах [2]. Известен способ обработки радиоактивных отходов путем помещения их в зону ядерного взрыва оружейного плутония [3].

Наиболее близким является способ [1], который выбран в качестве прототипа. Наиболее мощными современными источниками нейтронов, из рассмотренных в [1], являются реакторы деления и ускорительные системы. Однако, как реакторы деления, так и ускорительные источники нейтронов, обеспечив достижение интенсивности около 1018 нейтронов в секунду (н/с), уже близки к своему техническому пределу. Для источников нейтронов на реакциях ядерного синтеза сохраняется потенциал их дальнейшего развития вплоть до интенсивности 1021 н/с [4].

Задачей, на которое направлено изобретение, является обеспечение трансмутации нуклидов в необходимых количествах.

Указанная задача достигается тем, что в процессе трансмутации предлагается использовать реакции ядерного синтеза в токамаке.

Достижение указанной задачи обеспечивается предлагаемой совокупностью существенных признаков.

Способ трансмутации элементов, заключающийся в облучении нейтронным потоком трансмутируемого материала, имеющегося в рассеивающей, прозрачной для нейтронов среде, включающей тяжелые элементы и обеспечивающей увеличение нейтронного потока, причем облучение проводят нейтронами, которые получают в реакциях ядерного синтеза в сформированной предварительно плазме нейтронного источника, имеющего магнитную конфигурацию токамака, при этом рассеивающую нейтроны среду с трансмутируемым материалом размещают с примыканием к одной из сторон нейтронного источника, имеющего магнитную конфигурацию токамака, где:

- в рассеивающую среду вводят замедлитель нейтронов, причем часть рассеивающей среды формируют свободной от трансмутируемого материала;

- протяженность пространства, занятого рассеивающей средой, свободной от трансмутируемого материала, между нейтронным источником и частью рассеивающей среды с трансмутируемым материалом, как минимум, на один порядок величины больше, чем длина упругого нейтронного рассеяния в рассеивающей среде, но меньше длины поглощения нейтронов при диффузии;

- часть рассеивающей среды, включающую тяжелые элементы и свободную от трансмутируемого материала, размещают между рассеивающей средой с замедлителем и той частью рассеивающей среды, где распределен трансмутируемый материал;

- замедлитель нейтронов состоит из углерода или тяжелой (дейтериевой) воды либо их комбинации;

- посредством высокотемпературной плазмы источника, имеющего магнитную конфигурацию токамака, производят нейтроны высоких энергий, инициируют подкритический процесс прямого деления сырьевых и делящихся изотопов и последующий бридинг делящихся изотопов из сырьевых изотопов ядерного топлива, при этом быстрые нейтроны излучают в рассеивающую среду из подкритической активной зоны;

- часть рассеивающей среды, включающую тяжелые элементы, и свободную от трансмутируемого материала, преобразуют в жидкую фазу и размещают для циркуляции в системе охлаждения для вывода тепла из подкритической активной зоны;

- в трансмутируемый материал в качестве исходного изотопа, в частности, включают 127I, из которого при захвате нейтронов облучающего потока производят полезный радиоизотоп 128I;

- когда трансмутируемый материал содержит фосфорно-молибденовую комплексную соль, после облучения нейтронами извлекают метастабильный 99mTc после распада значительной части 99Mo;

- когда трансмутируемый материал содержит металлический теллур, его после облучения нейтронами расплавляют и выделяют иод возгонкой;

- когда трансмутируемый материал содержит делящиеся изотопы, состоящие из актинидов, их утилизируют.

В настоящее время наибольшие стационарные значения потоков тепловых нейтронов, близкие к ~1015 нейтронов на квадратный сантиметр в секунду (н/см2с), достигаются на ядерных реакторах [5], а наибольшие пиковые значения потоков (~1016 н/см2с) в импульсном режиме - на источниках нейтронов на глубоком расщеплении (ИНГР) [6]. Такой уровень интенсивности и плотности потока нейтронов может быть достигнут и даже превышен при реализации реакций ядерного синтеза D-T и D-D в стационарном режиме в токамаках [7]. Современные токамаки уже продемонстрировали генерацию до 5×1018 н/с при энергии нейтронов 14.1 МэВ в реакции D+T и до 5×1016 н/с при энергии нейтронов 2.5 МэВ в реакции D+D.

Концептуальный и инженерный анализ токамаков с термоядерной мощностью более 50 МВт, проводившийся в рамках проектов объемных источников нейтронов [8], проектов ITER и DEMO [9], показал техническую целесообразность таких установок. Магнитная конфигурация сферического токамака (СТ) с аспектным отношением A=R/α=1.3-1.8 представляет особый интерес для разработки нейтронного источника, поскольку такая установка малых размеров может обеспечить более высокий уровень нейтронных потоков при меньшей стоимости по сравнению с классическим токамаком (КТ) с той же мощностью синтеза. Здесь R и α обозначают, соответственно, большой и малый радиусы.

Стационарный режим работы токамака и максимизация выхода нейтронов тесно связаны с выбором методов нагрева и генерации тока, а также режима плазменного разряда. Для КТ со сверхпроводящими катушками требуется нейтронная защита толщиной около 1 м. Тороидальное магнитное поле >5 Т может быть реализовано в КТ при приемлемом уровне потребления электроэнергии менее 10 МВт. В малогабаритных сферических токамаках с магнитным полем до 2 Т довольно высокие потоки быстрых нейтронов >7×1013 н/см2с могут быть достигнуты даже с медными катушками, охлаждаемыми водой. Сферические токамаки с большой вытянутостью κ, треугольностью δ и тороидальной бета βtor до 60% обладают улучшенными характеристиками стабильности и удержания, а также значительной долей бутстреп-тока до 90% [10], и поэтому могут рассматриваться как основа для нейтронных источников малых размеров и меньшей стоимости. Следует отметить, что конфигурация СТ является более простой и лучше совместимой с требованиями к конструкции высокопоточного источника нейтронов и подкритической активной зоны, чем конфигурация КТ.

С точки зрения производства нейтронов наиболее привлекательны реакции ядерного синтеза, протекающие при торможении пучка высокой энергии в плазме токамака. Система «пучок-плазма» обеспечивает высокие скорости реакций и коэффициент умножения мощности пучка Qbeam≈1 даже при сравнительно низком термоядерном коэффициенте умножения мощности в плазме Q<0.1.

Наш анализ [11] показывает, что достигнутый уровень технологий токамаков технически соответствует возможности создания уникального мощного источника нейтронов с энергией 14.1 МэВ при использовании D+T реакции или нейтронов с энергией 2.5 МэВ при использовании D+D реакции. Эта возможность основана на реализации реакций синтеза в двухкомпонентном (пучок-плазма) сферическом токамаке, где значительный вклад в мощность синтеза вносят взаимодействия между надтепловыми дейтронами пучка и ядрами трития фоновой плазмы. В такой системе оптимальные параметры плазмы (плотность и время удержания энергии) ниже, чем требуются для поддержания такой же скорости реакции синтеза в Максвелловской плазме. При использовании размножения нейтронов с энергией 14.1 МэВ в бериллиевом или урановом бланкете интенсивность источника нейтронов может быть увеличена в 2 или в 5 раз соответственно.

Практическая реализация предложенного решения

Предлагаемый способ может быть реализован на практике в многочисленных вариантах трансмутации разнообразных нуклидов с оптимизацией энергетического спектра нейтронов реакций ядерного синтеза для повышения скорости ядерных реакций нейтронов и трансмутируемых нуклидов.

Возможные применения предлагаемого способа и обеспечивающих его средств включают, например, следующие перечисленные ниже варианты:

1. Как основной, вариант предлагаемого способа трансмутации нуклидов в необходимых количествах основан на облучении материалов нейтронным потоком, в рассеивающей среде, которая прозрачна для нейтронов и устроена таким образом, что рассеяние значительно увеличивает нейтронный поток, действию которого подвергается материал. Этот вариант может быть реализован в условиях, когда среда примыкает к нейтронному источнику с магнитной конфигурацией токамака, в плазме которого протекают реакции ядерного синтеза. Рассеивающая нейтроны среда может окружать источник или примыкать к источнику, будучи окруженной эффективным отражателем нейтронов.

Варианты реализации предлагаемого способа поясняются графически:

Фиг.1 - вариант примыкания среды к токамаку снаружи;

Фиг.2 - вариант примыкания среды к токамаку со стороны.

2. Возможен вариант, описанный в п.1, в случае, когда протяженность пространства, занятого рассеивающей средой, между нейтронным источником и облучаемым материалом как минимум на один порядок величины больше, чем длина упругого нейтронного рассеяния в рассеивающей среде, но меньше длины поглощения нейтронов при диффузии.

3. Возможна реализация вариантов, описанных в п.1 или в 2, в случае, когда хотя бы та часть рассеивающей среды, где распределен облучаемый материал, изготовлена из тяжелых элементов, таким образом, что многократные упругие столкновения нейтронов приводят к постепенному уменьшению энергии нейтронов, производимых источником реакций синтеза.

4. Вариант, описанный в п.3, в случае, когда рассеивающая среда также содержит замедлитель нейтронов, введенный в среду, или замедлитель, окружающий ту часть рассеивающей среды, где распределен облучаемый материал, и источник нейтронов.

5. Вариант, описанный в п.4, в случае, когда область рассеивающей среды, изготовленная из тяжелых элементов, свободная от облучаемого материала, расположена между замедлителем и той частью рассеивающей среды, где распределен облучаемый материал.

6. Вариант, описанный в п.4 или в 5, в случае, когда замедлитель состоит из углерода или тяжелой (дейтериевой) воды или их комбинации.

7. Вариант, описанный в любом из пп. с 3 по 6, в случае, когда упомянутыми тяжелыми элементами являются свинец, или висмут, или их смесь с литием, или иными нуклидами.

8. Возможен вариант, описанный в любом из пп. с 1 по 7, в случае, когда в качестве нейтронного источника используется токамак с окружающей или примыкающей к нему подкритической активной зоной, содержащей ядерное топливо; при этом высокотемпературная плазма токамака производит нейтроны высоких энергий, которые инициируют подкритический процесс прямого деления сырьевых и делящихся изотопов и последующий бридинг делящихся изотопов из сырьевых изотопов ядерного топлива; быстрые нейтроны излучаются из подкритической активной зоны в рассеивающую среду.

9. Вариант, описанный в п.8, в случае, когда ядерное топливо содержит делящиеся изотопы, состоящие из актинидов, подлежащих утилизации.

10. Вариант, описанный в п.8 или 9, в случае, когда смесь свинца, висмута и других элементов образует среду, рассеивающую нейтроны, причем хотя бы часть смеси находится в жидкой фазе и циркулирует в системе охлаждения для вывода тепла из подкритической активной зоны.

11. Возможно, как вариант, производство необходимых изотопов, включающее стадию трансмутации исходного нуклида путем облучения нейтронами материала, его содержащего, и стадию выделения необходимого изотопа из облученного материала в случае, когда на стадии облучения нейтронами исходного материала используется метод, описанный в любом из пп. с 1 по 10.

12. Вариант, описанный в п.11, в случае, когда облучаемый материал содержит 127I в качестве упомянутого исходного изотопа, из которого производится полезный радиоизотоп 128I при захвате нейтронов облучающего потока.

13. Вариант, описанный в п.12, в случае, когда облучаемый материал содержит йодный состав, который после облучения нейтронами может быть использован в медицинских целях.

14. Вариант, описанный в п.11, в случае, когда облучаемый материал содержит 98Мо в качестве упомянутого исходного изотопа, из которого производится 99Мо при захвате нейтронов облучающего потока, после чего полученный 99Мо распадается с образованием полезного метастабильного радиоизотопа 99mТс.

15. Вариант, описанный в п.14, в случае, когда облучаемый материал содержит фосфорно-молибденовую комплексную соль, после облучения нейтронами поглощаемую в матрице из окиси алюминия, из которой извлекается метастабильный 99mТс после распада значительной части 99Мо.

16. Вариант, описанный в п.11, в случае, когда облучаемый материал содержит 130Те в качестве упомянутого исходного изотопа, из которого производится 131Те при захвате нейтронов облучающего потока, после чего полученный 131Те распадается с образованием полезного радиоизотопа 131I.

17. Вариант, описанный в п.16, в случае, когда облучаемый материал содержит металлический теллур, который после облучения нейтронами расплавляется с целью выделить йод возгонкой.

18. Вариант, описанный в п.11, в случае, когда облучаемый материал содержит делящийся элемент в качестве упомянутого исходного изотопа, из которого производятся осколки деления при захвате нейтронов облучающего потока, а далее из осколков деления отбираются полезные радиоизотопы.

19. Вариант, описанный в п.11, в случае, когда облучаемый материал содержит 124Хе в качестве упомянутого исходного изотопа, из которого производится 125Хе при захвате нейтронов облучающего потока, после чего полученный 125Хе распадается с образованием полезного радиоизотопа 125I.

20. Возможен вариант, описанный в п.11, в случае, когда облучаемый материал содержит полупроводник, а в качестве полезного изотопа выступает легирующая примесь, которая образуется из ядер полупроводникового материала при захвате нейтронов.

21. Вариант, описанный в п.20, в случае, когда полупроводниковым материалом является кремний 30Si, выступающий в качестве исходного изотопа, из которого производится 31Si при захвате нейтронов облучающего потока, после чего полученный 31Si распадается с образованием 31Р, являющегося донорной легирующей примесью.

22. Вариант, описанный в п.20, в случае, когда полупроводниковым материалом является германий 70Ge, выступающий в качестве исходного изотопа, из которого производится 71Ge при захвате нейтронов облучающего потока, после чего полученный 71Ge распадается с образованием 71Ga, являющегося акцепторной легирующей примесью, а также в случае, когда полупроводниковым материалом является германий 74Ge, из которого производится небольшое количество 75Ge при захвате нейтронов облучающего потока, после чего полученный 75Ge распадается с образованием75As, являющегося донорной легирующей примесью.

23. Возможна, как вариант, трансмутация хотя бы одного долгоживущего изотопа радиоактивных отходов, включающая в себя стадию облучения указанных отходов нейтронным потоком в случае, когда облучение нейтронным потоком производится методом, описанным в любом из пп. с 3 по 7.

24. Возможен вариант, описанный в п.23 в случае, когда указанным преобразуемым долгоживущим изотопом является 99Тс.

25. Возможен вариант, описанный в п.23 в случае, когда указанным преобразуемым долгоживущим изотопом является 129I.

26. Возможен вариант, описанный в п.23 в случае, когда указанным преобразуемым долгоживущим изотопом является 79Se.

27. Возможен вариант, описанный в любом из пп. с 23 по 26 в случае, когда в качестве нейтронного источника используется токамак, окруженный подкритической активной зоной, содержащей ядерное топливо, или токамак, примыкающий к ней; при этом высокотемпературная плазма токамака производит нейтроны высоких энергий, которые инициируют подкритический процесс прямого деления и последующие бридинг делящихся изотопов из сырьевых изотопов ядерного топлива и деление делящихся изотопов; быстрые нейтроны излучаются из подкритической активной зоны в рассеивающую среду.

28. Возможен вариант, описанный в п.27, в случае, когда смесь свинца висмута и других элементов образует среду, рассеивающую нейтроны, причем хотя бы часть смеси находится в жидкой фазе и циркулирует в системе охлаждения для вывода тепла из подкритической активной зоны.

29. Возможен вариант, описанный в п.27 или 28, в случае, когда ядерное топливо содержит делящиеся изотопы, состоящие из актинидов, подлежащих утилизации.

Источники информации

1. Заявка на изобретение WO 98/59347, С.Rubbia, Neutron-driven element transmuter (прототип).

2. Заявка на изобретение RU 93003328 А, Еремеев И.П. Способ трансмутации изотопов.

3. Патент на изобретение RU 2156001 С1, Тараторин Б.И., Иванов С.Д. Способ обработки радиоактивных отходов.

4. Б.В.Кутеев, П.Р.Гончаров, В.Ю.Сергеев, В.И.Хрипунов. Мощные нейтронные источники на основе реакций ядерного синтеза. Физика плазмы, 2009, т.35, в печати.

5. Institut Laue-Langevin Annual Report (2007) http://www.ill.eu/fileadmin/users_files/Annual_Report/AR-07/index.htm

6. IAEA TECDOC Series No. 1439, Development Opportunities for Small and Medium Scale Accelerator Driven Neutron Sources, Report of a technical meeting held in Vienna, Austria, May 18-21, 2004.

7. С.Gormezano, High performance tokamak operation regimes. Plasma Phys. Control. Fusion, vol.41, p.B367(1999).

8. H.R. Wilson et al., A Steady State Spherical Tokamak for Components Testing, FT/3-1Ra / 20th IAEA Fusion Energy Conference, Vilamoura, Portugal, November 1-6, 2004.

9. К. Ikeda et al., eds., Progress in the ITER Physics Basis, Nucl. Fusion, 2007, v.47, p.S1-S414.

10. S.C. Jardin et al., Physics basis for a spherical torus power plant, Fusion Eng. Des., vol.65, p.165(2003).

11. B.V.Kuteev, A.A.Borisov, A.A.Golikov, P.P.Goncharov, M.Gryaznevich, V.I.Khripunov, V.E.Lukash, E.V.Popova, P.V.Savrukhin, V.Yu.Sergeev, Plasma and Current Drive Parameters for a Megawatt Range Fusion Neutron Source, submitted to IEEE Transactions on Plasma Science, 2009.

1. Способ трансмутации элементов, заключающийся в облучении нейтронным потоком трансмутируемого материала, имеющегося в рассеивающей, прозрачной для нейтронов, среде, включающей тяжелые элементы и обеспечивающей увеличение нейтронного потока, отличающийся тем, что облучение производят нейтронами, которые получают в реакциях ядерного синтеза в сформированной предварительно плазме нейтронного источника, имеющего магнитную конфигурацию токамака, причем рассеивающую нейтроны среду с трансмутируемым материалом размещают с примыканием к одной из сторон нейтронного источника, имеющего магнитную конфигурацию токамака.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в рассеивающую среду вводят замедлитель нейтронов, причем часть рассеивающей среды формируют свободной от трансмутируемого материала.

3. Способ по п.2, отличающийся тем, что протяженность пространства, занятого рассеивающей средой, свободной от трансмутируемого материала, между нейтронным источником и частью рассеивающей среды с трансмутируемым материалом, как минимум, на один порядок величины больше, чем длина упругого нейтронного рассеяния в рассеивающей среде, но меньше длины поглощения нейтронов при диффузии.

4. Способ по п.3, отличающийся тем, что часть рассеивающей среды, включающую тяжелые элементы и свободную от трансмутируемого материала, размещают между рассеивающей средой с замедлителем и той частью рассеивающей среды, где распределен трансмутируемый материал.

5. Способ по п.2, отличающийся тем, что замедлитель нейтронов состоит из углерода или тяжелой (дейтериевой) воды или их комбинации.

6. Способ по п.1, отличающийся тем, что посредством высокотемпературной плазмы источника, имеющего магнитную конфигурацию токамака, производят нейтроны высоких энергий, инициируют подкритический процесс прямого деления сырьевых и делящихся изотопов и последующий бридинг делящихся изотопов из сырьевых изотопов ядерного топлива, при этом быстрые нейтроны излучают в рассеивающую среду из подкритической активной зоны.

7. Способ по п.4, отличающийся тем, что часть рассеивающей среды, включающую тяжелые элементы и свободную от трансмутируемого материала, преобразуют в жидкую фазу и размещают для циркуляции в системе охлаждения для вывода тепла из подкритической активной зоны.

8. Способ по п.1, отличающийся тем, что в трансмутируемый материал в качестве исходного изотопа, в частности, включают 127I, из которого при захвате нейтронов облучающего потока производят полезный радиоизотоп 128I.

9. Способ по п.1, отличающийся тем, что, когда трансмутируемый материал содержит фосфорно-молибденовую комплексную соль, после облучения нейтронами извлекают метастабильный 99mТс после распада значительной части 99Мо.

10. Способ по п.1, отличающийся тем, что, когда трансмугируемый материал содержит металлический теллур, его после облучения нейтронами расплавляют и выделяют иод возгонкой.

11. Способ по п.1, отличающийся тем, что, когда трансмугируемый материал содержит делящиеся изотопы, состоящие из актинидов, их утилизируют.



 

Похожие патенты:
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 области ядерной энергетики, в частности к очистке отходящих газов от радиоактивного йода. .

Изобретение относится к конструкции хранилища для длительного хранения в нем контейнеров с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ). .

Изобретение относится к технологии обезвреживания отработанных радиоактивных ионообменных смол, образующихся в процессе эксплуатации атомных энергетических объектов.

Изобретение относится к технологии обезвреживания жидких радиоактивных отходов (ЖРО) мембранно-сорбционным методом в полевых условиях. .
Изобретение относится к области охраны окружающей среды, реабилитации территорий, загрязненных радионуклидами среднего и низкого уровня удельной активности. .
Изобретение относится к обработке жидких радиоактивных отходов (ЖРО). .
Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано для сбора отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) в виде твердых радиоактивных фрагментов тепловыделяющих элементов (просыпи) в помещениях и на поверхностях оборудования горячей камеры.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в технологических схемах переработки ОЯТ.

Изобретение относится к способу обезвреживания радиоактивных отходов. .

Изобретение относится к области охраны окружающей среды от радиоактивного и прочих видов загрязнения и предназначено для использования в технологии обезвреживания радиоактивных отходов и других видов опасных отходов, а также для локализации выбросов различного рода отходов

Изобретение относится к области дезактивации твердых радиоактивных отходов, переработки жидких радиоактивных отходов и фиксации радиоактивных элементов в устойчивой твердой среде

Изобретение относится к области охраны окружающей среды от радиоактивного, а также прочих видов загрязнения и может быть использовано в процессе захоронения радиоактивных и промышленных отходов

Изобретение относится к области обработки радиоактивных металлических отходов (РМО) с целью удаления с их поверхности твердых радиоактивных отложений и может найти применение для дезактивации РМО нержавеющих сталей, образующихся при ремонте или демонтаже оборудования, трубопроводов и металлоконструкций ядерных реакторов
Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а именно к области долговременного хранения как твердых, так и отвержденных радиоактивных отходов (РАО)
Изобретение относится к области охраны окружающей среды, загрязненных техногенными радиоактивными изотопами, а именно к способу реагентной дезактивации песчаных грунтов от радионуклидов цезия, который включает обработку песчаных грунтов водным раствором, содержащим дезактивирующие реагенты, в качестве которых используют минеральную серную кислоту с концентрацией 2-4 М, при соотношении жидкой и твердой фаз 0,5/1-1/1 в автоклаве при температуре 100-140°С
Изобретение относится к технологии переработки уранфторсодержащих отходов и может быть использовано для переработки отходов сублиматного производства

Изобретение относится к способам переработки урансодержащих материалов, а также уранфторсодержащих материалов и может быть использовано при переработке оборотов, образующихся при эксплуатации любой технологической схемы переработки урана

Изобретение относится к области защиты окружающей среды и ликвидации последствий аварий, касается процесса высокоэффективной очистки воздуха (газов) от радиоактивных веществ и предназначено для использования в системах газоочистки предприятий, производящих радиоактивные изотопы, и особенно в местах постоянного загрязнения воздушной среды радиоактивными веществами
Наверх