Способ захоронения твердых радиоактивных отходов



Способ захоронения твердых радиоактивных отходов
Способ захоронения твердых радиоактивных отходов
Способ захоронения твердых радиоактивных отходов
Способ захоронения твердых радиоактивных отходов

 


Владельцы патента RU 2488904:

Открытое акционерное общество "Научно-исследовательский и конструкторский институт монтажной технологии - Атомстрой" (ОАО "НИКИМТ - Атомстрой") (RU)

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к выводу из эксплуатации выработавших свой ресурс объектов использования атомной энергии и захоронения твердых и отвержденных радиоактивных отходов. Отходы складируют в хранилище, пустоты в хранилище засыпают кварцевым песком, а затем снаружи на хранилище возводят укрытие курганного типа из различных материалов, при этом в качестве хранилища используют здание реактора, отходы и строительные конструкции складируют в помещениях здания, песок снаружи здания и внутри здания подают одновременно, снаружи до образования естественного угла откоса, а внутри, начиная с нижнего этажа, до заполнения всех пустот в каждом помещении, причем во все помещения каждого этажа песок также подают одновременно, по крайней мере, двумя струями с радиальной скоростью до касания с каждой стеной каждого помещения, при этом струи вращают в одной и той же горизонтальной плоскости у потолка в центре каждого помещения. Изобретение позволяет получить радиационно безопасный объект бессрочного захоронения при значительном снижении трудо- и материальных затрат, а также полностью восстановить экологию района размещения объекта. 4 ил.

 

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности, к выводу из эксплуатации выработавших свой ресурс объектов использования атомной энергии и захоронения твердых и отвержденных радиоактивных отходов.

Основы государственной политики в области обеспечения ядерной и радиационной безопасности РФ относят вопросы вывода радиационно-опасных объектов из эксплуатации и реабилитации загрязненных участков территории к приоритетным. Подготовка к выводу из эксплуатации и вывод из эксплуатации представляют собой длительный по времени процесс с большим объемом гигиенических мероприятий после окончательного прекращения эксплуатации радиационно-опасных объектов и удаления радиоактивных веществ и делящихся материалов, направленных на последовательное обеспечение ядерной и радиационной безопасности персонала и населения и охрану окружающей среды. Целью вывода радиационно-опасных объектов из эксплуатации является перевод радиационно-опасных объектов в состояние «не радиационный объект» и выведение его из сферы контроля со стороны органов государственного регулирования безопасности.

Известен способ долговременного хранения твердых радиоактивных отходов, включающий их складирование в хранилищах и изоляцию путем заполнения пустот между отходами, а также между стенками и дном хранилища текучим буферным заполнителем, образованным при смешении песчано-глинистой породы с водой, создавая тем самым дополнительный барьер на пути распространения радионуклидов; в качестве материала барьера используют смесь песчано-глинистой природной породы, содержащей 15-30% глинистых материалов и 40-60% кварца (основных составляющих) с водой при соотношении 1 кг породы на 2-8 литра воды; заполнение пустот в хранилище с отходами песчано-глинистым текучим раствором начинают снизу (со дна) и осуществляют постадийно, определенными порциями, с выдержкой после нагнетания каждой порции от 5 до 30 суток до достижения максимального уплотнения слоя. (см. пат. РФ 2357308, кл. G21F 9/00, публ. 2006 г.).

Недостатком данного способа является то, что кроме обычной подготовки здания радиационно-опасного объекта: дезактивации, демонтажа, создания хранилища со специальной подготовкой сложных коммуникаций, очень сложной и трудоемкой является технология заполнения его буферным раствором, что занимает много времени и материальных затрат. Кроме того этот способ экологически небезопасен, так как высохшая глина с песком даст трещины, а при необходимости выгрузки отходов из хранилища эту высохшую смесь трудно удалить. Кроме того. грунтовые воды могут размыть трещины в стенах и полу хранилища.

Известен также способ долговременного хранения радиоактивных отходов, включающий их складирование в хранилищах и изоляцию путем заполнения пустот между твердыми радиоактивными отходами, а также между твердыми радиоактивными отходами и стенками и дном хранилища буферной засыпкой в виде смеси природных материалов, образованной при смешении кварцевого песка с добавками, по которому используют буферную засыпку в виде сыпучей смеси природных материалов с размером частиц ≤5 мм, а в качестве добавок используют природные цеолиты из группы каркасных алюмосиликатов, железосодержащие минералы и оксид магния при определенном соотношении компонентов, (см. пат. РФ №2419901, кл. G21F 9/00, публ. 2001 г.).

Этот способ, по сравнению с предыдущим, повышает безопасность хранения твердых радиоактивных отходов в течение длительного времени, упрощает извлечение твердых радиоактивных отходов из хранилища при необходимости. Основным его недостатком является необходимость в строительстве сложных и трудоемких хранилищ, в приготовлении специальных буферных смесей, для которых необходимо завозить специальные материалы, а также в длительном контроле над состоянием хранилища. Все перечисленное выше требует больших материальных затрата.

Наиболее близким к предлагаемому способу является способ безопасного долговременного захоронения отвержденных и твердых отходов низкой и средней удельной активности в хранилищах, размещаемых в приповерхностных слоях земли и заглубленных до 100 м. траншейного типа, изготовленные из сборного или монолитного железобетона, разделенные на отсеки и перекрытые бетонными плитами. Пустоты (полости) остающиеся между размещенными в отсеках хранилища отходами заполняют буферными сыпучим материалом. По окончании заполнения всех отсеков хранилища перекрытие из бетонной плиты покрывают гидроизолирующим слоем асфальта, а затем возводят дополнительную изоляцию курганного типа. Выбор материалов и определение параметров (количество, состав и толщины слоев) такого многофункционального покрытия выбирают с учетом геологических и природно-климатических особенностей площадки расположения хранилища, (см. материалы 1й международной конференции «Вывод-2009» Москва 2-5 июня 2009 г. доклад «Практические решения по обеспечению безопасности долговременного хранения радиоактивных отходов» авторов А.С.Баринова и др.).

Описанное выше техническое решение направлено на перевод предложенного авторами хранилища из «объекта долговременного хранения» в «объект окончательной изоляции» твердых радиоактивных отходов и поэтому способ долговременного и безопасного хранения твердых радиоактивных отходов, предложенный и описанный в данном докладе, является наиболее близким к предложению заявителя и поэтому его выбрали за прототип, основным недостатком которого остаются сложность технологии его выполнения, большие трудозатраты и дороговизна, так как остается необходимость изготовления хранилища, приготовление буферных смесей, перевозки твердых радиоактивных отходов и т.д.

Задача новой разработки направлена на снижение материальных затрат при выводе из эксплуатации выработавших свой ресурс объектов использования атомной энергии, повышение при этом безопасности персонала, выполняющего указанную работу, и восстановление экологии окружающей среды с возможностью дальнейшего использования освободившихся территорий для различных нужд. Сущность предлагаемого технического решения состоит в упрощении способа путем исключения и упрощения некоторых операций сложной технологии, более рационального использования помещений, выработавшего свой ресурс объекта, путем использования его в качестве хранилища и мощной опоры для безопасного захоронения, а также использование песка в качестве буферного материала и одновременно для исключения нерегламентированного выхода радионуклидов в окружающую среду, в осуществлении захоронения твердых радиоактивных отходов на месте и перевода хранилища из «объекта долговременного хранилища» в «объект окончательной изоляции» радиоактивных отходов, то есть в объект бессрочного захоронения.

Для достижения указанного выше технического результата в способе захоронения твердых радиоактивных отходов низкой и средней удельной активности, которые складируют в хранилище, пустоты, остающиеся между размещенными в хранилище отходами и строительными конструкциями, засыпают кварцевым песком, а затем снаружи на хранилище возводят послойное многофункциональное укрытие курганного типа из различных материалов с учетом геологических и природно-климатических особенностей площадки расположения хранилища, в качестве хранилища используют здание реактора, отходы складируют в помещениях здания на расстоянии не менее 1 метра от стен и потолка, песок снаружи здания и внутри здания подают одновременно, снаружи - до образования естественного угла откоса, а внутри, начиная с нижнего этажа, до заполнения пустот в каждом помещении, причем во все помещения каждого этажа песок также подают одновременно, по крайней мере, двумя струями с радиальной скоростью до касания с каждой стеной каждого помещения, при этом струи вращают в одной и той же горизонтальной плоскости у потолка в центре каждого помещения.

Использование здания реактора в качестве хранилища позволяет исключить необходимость строительства новых дорогостоящих хранилищ для твердых радиоактивных отходов. Оно позволяет осуществить захоронение твердых радиоактивных отходов на месте и таким образом локализировать и изолировать основные радиоактивно-загрязненные компоненты оборудования, строительных конструкций, твердых радиоактивных отходов, так как его конструкции и его стены создают необходимые физические барьеры безопасности.

Складирование в помещениях здания твердых и отвержденных радиоактивных отходов низкой и средней активности после демонтажа построек и коммуникаций, а также радиоактивных отходов, накопленных на площадке АЭС за период ее эксплуатации, позволяет отказаться от операции перевозки их в другие места, а размещение их в помещениях на расстоянии не менее 1 метра от стен и потолка обеспечивает равномерное нагружение перекрытий и создает наилучшие условия для заполнения пустот в каждом помещении.

Одновременная подача песка снаружи здания до образования естественного угла откоса, а внутри, начиная с нижнего этажа, до заполнения пустот в каждом помещении исключит обрушение стен и перекрытий здания при заполнении его песком и, тем более, при возведении на нем послойного многофункционального укрытия курганного типа, так как оно превратилось в мощную конструкцию внутри захоронения. Кроме того, стены железобетонного здания в сочетании с кварцевым песком и послойным многофункциональным покрытием курганного типа создают необходимый физический барьер безопасности, исключающий несанкционированный доступ в зону локализации и нерегламентированный выход радионуклидов в окружающую среду и тем самым переводит заявленный способ захоронения из «долговременного» в «бессрочный».

Одновременная подача песка во всех помещениях каждого этажа, по крайней мере, двумя струями с радиальной скоростью до касания с каждой стеной в каждом помещении и вращение этих струй в одной и той же горизонтальной плоскости под потолком в центре каждого помещения позволяют равномерно подать песок в каждое помещение и при этом заполнить все пустоты, остающиеся между размещенными в каждом помещении отходами и его строительными конструкциями.

Таким образом, предложенное техническое решение позволило получить не только надежное бессрочное захоронение твердых и отвержденных радиоактивных отходов, полученных при выводе из эксплуатации выработавших свой ресурс объектов использования атомной энергии, но и обеспечило значительное упрощение сложнейшей технологии, значительно снизило трудозатраты и материальные затраты, при этом увеличена безопасность обслуживающего персонала, восстановлена и сэкономлена значительная часть земельных площадей, которые занимали радиационно-опасные объекты, восстановлена и улучшена экология района, а земли вокруг здания можно использовать для любых целей.

Заявлено техническое решение, а признаки, указанные в формуле изобретения являются необходимыми и достаточными для достижения нового технического результата.

Заявленное техническое решение для специалиста явным образом не следует из известного уровня техники и, следовательно, соответствует требованию «изобретательский уровень».

Наличие отличительных признаков по отношению к выбранному прототипу свидетельствует о соответствии предложенного технического решения критерию «новизна» по действующему законодательству.

Сведения, подтверждающие возможность осуществления предложенного технического решения с получением нового технического результата поясняются следующим образом.

На фиг.1 показана подача кварцевого песка одновременно во все помещения нижнего этажа здания до заполнения всех пустот и снаружи вдоль стен здания до образования естественного угла откоса - этап 1.

На фиг.2 показана подача кварцевого песка одновременно во все помещения верхнего этажа здания до заполнения всех пустот и снаружи вдоль стен здания до образования естественного угла откоса - этап 2.

На фиг.3 показано возведенное на захоронение послойное многофункциональное укрытия курганного типа - этап 3.

На фиг.4 показана кинематическая схема приводной головки с соплами для подачи песка в помещения здания.

На фиг.1, 2, 3, 4 обозначено:

1 - обобщенная схема здания реактора с помещениями внутри;

2 - твердые и отвержденные радиоактивные отходы в контейнерах;

3 - радиоактивные конструкции;

4 - приводная головка;

5 - сопла для подачи кварцевого песка в помещение с твердыми радиоактивными отходами и строительными конструкциями;

6 - шланг для подачи песка;

7 - кварцевый песок;

8 - водонепроницаемый слой - природная глина;

9 - грунт для посадки травы и кустарника;

10 - помещение в здании реактора.

Предложенный способ захоронения твердых радиоактивных отходов осуществляют следующим образом.

Вначале с помощью приборов определяют здания и сооружения объекта использования атомной энергии, подлежащие захоронению (на фиг. не показано). Затем с помощью специального оборудования осуществляют разборку этих зданий и конструкций и конструкций примыкающих к зданию 1 реактора. Нерадиоактивные конструкции и здания, если они не нужны, перерабатывают в металлолом и щебень. Радиоактивные конструкции 3 от разобранного здания, твердые радиоактивные отходы и отвержденные отходы в контейнерах 2 равномерно складируют в помещениях здания 1 реактора, подлежащем захоронению. Твердые радиоактивные отходы в контейнерах 2 размещают в помещениях здания 1 по схеме, обеспечивающей достаточный теплосъем от внутреннего тепловыделения контейнеров через слой песка 7. На этапе 1 (см. фиг.1) в потолочные перекрытия в центре каждого помещения нижнего этажа здания 1 реактора устанавливают с возможностью вращения приводные головки 4 с соплами 5. Головки 4 соединяют с приводами (на фиг. не показано), а сопла 5 со шлангами 6 для подачи сжатым воздухом под давлением кварцевого песка 7 в каждое помещение нижнего этажа. Одновременно во всех помещениях включают приводы (на фиг. не показаны) и сжатым воздухом под давлением в каждое сопло 5 подают кварцевый песок 7. Головка 4 вместе с соплами 5 начинает вращаться и таким образом, с помощью, по крайней мере, двух сопел 5, которые размещены на головке 4 в одной и той же горизонтальной плоскости, двумя струями песок 7 с радиальной скоростью подают до касания в каждую стену, каждого помещения. При этом происходит одновременное равномерное заполнение от стен к центру каждого помещения всех образовавшихся во всех помещениях между отходами, а также между отходами и стенами и потолком пустот, которые составляют не менее 1 м. Одновременно заполнению песком 7 нижнего этажа здания 1 песок 7 насыпают снаружи здания 1 вдоль его стен до верхней отметки помещений нижнего этажа до образования естественного угла откоса песка 7. На этапе 2 после заполнения помещения и всех пустот на нижнем этаже здания 1 реактора головки 4 устанавливают в перекрытиях всех помещений (потолках) верхнего этажа и весь цикл заполнения помещений здания 1 реактора повторяют, при этом одновременно, например, с помощью грузоподъемного конвейера, насыпают песок 7 вдоль стен здания 1 до образования кургана с углом естественного откоса. После этого на этапе 3 с помощью того же самого оборудования на поверхность кургана наносят водонепроницаемый слой 8, например, природную глину района, где находится площадка размещения данного объекта, а затем на этот слой наносят слой 9 почвенного грунта того же района и засеивают его многолетними травами и кустарником.

Используемые для исполнения предложенного способа захоронения твердых радиоактивных отходов головки для подачи песка выполнены по принципу простейшего пескоструйного оборудования просты в изготовлении, развод шлангов для подачи песка по всем помещениям составляет простую схему. Все это при изготовлении и сборке не требует больших материальных затрат, и поэтому данное оборудование можно захоронить в здании вместе с отходами.

Таким образом, заявлено техническое решение задачи указанной выше, совокупность существенных признаков которого неизвестна из настоящего уровня техники, обладает новизной по сравнению с выбранным прототипом, технически выполнимо, промышленно применимо, что соответствует критериям, характеризующим изобретение по действующему законодательству.

Предложенный способ прошел макетные испытания и подтвердил указанный выше новый технических результат - значительное упрощение технологии захоронения твердых радиоактивных отходов, повышение надежности защитного барьера на пути выделения радионуклидов, а также перевод хранилища из «объекта долговременного хранения» в «объект окончательной изоляции» радиоактивных отходов, то есть в объект бессрочного захоронения, а также значительный экономический результат, так как снижены трудо- и материальные затраты, о чем свидетельствуют заключения специалистов.

Новое техническое решение позволило значительно снизить материальные затраты при выводе из эксплуатации выработавших свой ресурс объектов использования атомной энергии, при этом получить объект бессрочного захоронения, не требующий контроля со стороны органов государственного регулирования безопасности, а площади, занимаемые этим объектом использовать для различных нужд.

Способ захоронения твердых радиоактивных отходов низкой и средней удельной активности, которые складируют в хранилище, пустоты, остающиеся между размещенными в хранилище отходами и строительными конструкциями, засыпают кварцевым песком, а затем снаружи на хранилище возводят послойное многофункциональное покрытие курганного типа из различных материалов с учетом геологических и природно-климатических особенностей площадки расположения хранилища, отличающийся тем, что в качестве хранилища используют здание реактора, отходы складируют в помещениях на расстоянии не менее 1 м от стен и потолка, песок снаружи здания и внутри здания подают одновременно снаружи до образования естественного угла откоса, а внутри, начиная с нижнего этажа, до заполнения всех пустот в каждом помещении, причем во все помещения каждого этажа песок подают также одновременно, по крайней мере, двумя струями с радиальной скоростью до касания с каждой стеной каждого помещения, при этом струи вращают в одной и той же горизонтальной плоскости у потолка в центре каждого помещения.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области охраны окружающей среды и к области переработки твердых отходов, загрязненных радионуклидами. .
Изобретение относится к способам химической дезактивации металлов с радиоактивным загрязнением. .

Изобретение относится к области переработки жидких и пульпообразных радиоактивных отходов (РАО), образующихся при регенерации облученного ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в радиохимической промышленности.
Изобретение относится к переработке отработанного ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС). .

Изобретение относится к охране окружающей среды, в частности реабилитации радиоактивно загрязненных территорий. .
Изобретение относится к области охраны окружающей среды, реабилитации территорий, загрязненных техногенными радиоактивными изотопами. .
Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано для дезактивации радиоактивно загрязненного оборудования и конструкционных элементов на атомных электрических станциях (АЭС), промышленных и медицинских предприятиях, в научных и учебных учреждениях, деятельность которых связана с радиоактивными материалами.

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а именно к устройствам для удаления радиоактивного загрязнения с металлических поверхностей. .

Изобретение относится к химической технологии, конкретно - к технологии переработки отработавшего ядерного топлива. .
Изобретение относится к области переработки отходов радиохимической промышленности и, в частности, к способам утилизации фильтрующих материалов

Изобретение относится к ядерной технике и технологии, к дезактивации различных материалов, загрязненных радионуклидами. В заявленном способе дезактивацию проводят в две стадии: на первой стадии в разогретую до 110°C камеру дезактивации с загрязненными материалами подают пар, активированный химическими реагентами, на второй стадии охлаждают камеру дезактивации и проводят обработку дезактивируемого материала растворами органических растворителей и комплексообразователей в среде сжиженных газов или низкокипящих растворителей. Способ может включать использование последовательно нескольких циклов обработки, чередуя первую и вторую стадии. Технический результат изобретения заключается в повышении эффективности дезактивации, увеличении коэффициентов очистки в 4-30 раз по сравнению с одностадийным способом дезактивации в сверхкритических флюидах, в уменьшении рабочего давления, объема жидких радиоактивных отходов и сокращении времени дезактивации в 1,5 раза. 2 з.п. ф-лы, 1 ил., 6 табл.

Изобретение относится к области дезактивации твердых радиоактивных отходов, переработки жидких радиоактивных отходов и фиксации радиоактивных элементов в устойчивой твердой среде. С помощью суспензии с влажностью не менее 50%, содержащей глину, абразивный компонент до 20% от массы глины, диатомит до 25% от массы глины и фосфорную кислоту в количестве (20-25)%) от массы глины, производят дезактивацию внутренних поверхностей труб. Изобретение позволяет упростить дезактивацию. 1 ил.

Группа изобретений относится к методам захоронения долгоживущих радионуклидов, в том числе изотопов трансурановых элементов. Заявленный способ включает погружение, по меньшей мере, одной тепловыделяющей капсулы в скважину, образованную в геологических формациях. В полости капсулы с герметичной оболочкой находится теплопроводящая матрица, насыщенная радионуклидами. При этом средняя плотность капсулы с радиоактивными отходами (РАО) превышает плотность геологических пород, расположенных под капсулой. Температура плавления тугоплавкого материала, из которого выполнена герметичная оболочка капсулы, превышает температуру плавления геологических пород, расположенных под капсулой. Количественный состав смеси радионуклидов в полости оболочки выбирают из условия: мощность объемного тепловыделения РАО должна превышать тепловую мощность, необходимую для расплавления геологических пород, расположенных под капсулой. Содержание высокоактивного изотопа в смеси радионуклидов, заполняющих капсулу, выбирают из условия: qmin≥1,2 Вт/см3, где qmin, - минимальная плотность мощности объемного тепловыделения смеси радионуклидов в течение 10 лет после погружения капсулы. Техническим результатом является обеспечение возможности захоронения с относительно высокой скоростью всего спектра РАО, включая долгоживущие радионуклиды, а также безвозвратное растворение радионуклидов. 2 н. и 18 з.п. ф-лы, 2 табл., 1 ил.

Изобретение относится к области атомной промышленности и может быть использовано для дезактивации внутренних и наружных поверхностей оборудования. В заявленном изобретении дезактивируемое оборудование помещают в дезактивирующий раствор и воздействуют на него ультразвуковыми колебаниями, при этом колебания возбуждают во всем объеме оборудования путем обеспечения жесткого акустического контакта поверхности оборудования с акустическими ультразвуковыми излучателями, причем колебания возбуждают в виде импульсов с частотой заполнения, соответствующей резонансной частоте нагруженных на оборудование излучателей. При этом устройство для осуществления заявленного способа содержит емкость с дезактивирующим раствором, размещенные в емкости опоры для установки дезактивируемого оборудования, электрический генератор, к выходу которого подключены акустические ультразвуковые излучатели, частично погруженные в раствор, излучатели снабжены волноводами-концентраторами и закреплены с тыльной стороны в технологической прижимной крышке, обеспечивающей за счет весовой нагрузки жесткий акустический контакт волноводов-концентраторов с поверхностью оборудования. Техническим результатом является обеспечение возможности дезактивация объектов, содержащих внутренние полости. 2 н. п. ф-лы, 1 ил.

Заявленное изобретение относится к способам обработки радиоактивных отходов, а именно к очистке платины в виде лома технологического оборудования, и может быть использовано для очистки вторичной платины от радиоактивного заражения плутонием. Заявленный способ включает нагрев лома вторичной платины с радиоактивными загрязнениями плутония во всем объеме и нерадиоактивными загрязнениями в виде металлических примесей в его поверхностном слое, которые содержатся в большем, чем плутоний, количестве. Перед нагревом лома примеси удаляют средствами гидрометаллургии, не разрушающими поверхность платины. Нагрев лома ведут до его расплавления с образованием радиоактивного конденсированного оксида плутония и совмещают его с индукционной плавкой платины для отделения ее от оксида плутония. Плавку ведут в присутствии флюсующих добавок с образованием расплава платины и шлака, содержащего оксид плутония, при отношении площади зеркала расплава к объему расплава 0,20-0,50 с частотой индукционного электромагнитного поля (20-66) кГц и воздушным дутьем на поверхность расплава при температуре (2049-2073) К в течение (1,0-1,3) ч. Затем шлак отделяют от платины. Техническим результатом является создание условий для облегчения образования оксида плутония и сохранения платины. 6 з.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретение относится к атомной промышленности в части переработки радиоактивных отходов, а именно к устройствам для более полного освобождения емкостей-хранилищ от радиоактивных осадков, и может найти применение в химической, нефтехимической и других отраслях. Насос содержит корпус, воздухораспределитель, состоящий из клапанов подачи сжатого воздуха, сброса отработанного воздуха и подачи разрежения в корпус, пульсопровод, нагнетательный трубопровод с выпускным шаровым клапаном, систему управления и впускной клапан. Впускной клапан снабжен золотником, взаимодействующим с торцом выполненного в виде трубы седла и соединенным валом со штоком пневмоцилиндра. К донышкам корпусов по периметру присоединены всасывающие патрубки, на торце которых выполнены пазы, расширяющиеся внутрь, а к торцам прикреплены заглушки. По одному из вариантов пневмоцилиндр устанавливается в зоне обслуживания и подключается к системе управления, электропневмораспределители которой, управляющие работой клапана подачи разрежения и пневмоцилиндра двустороннего действия, соединены параллельно. По второму варианту пневмоцилиндр устанавливается на корпусе насоса, а верхняя полость пневмоцилиндра соединяется трубопроводом с пульсопроводом. В нижней полости пневмоцилиндра устанавливается возвратная пружина, усилие которой меньше усилия пневмоцилиндра при рабочем давлении и составляет при верхнем и нижнем положениях поршня пневмоцилиндра соответственно 0,4 и 0,6 усилия пневмоцилиндра. 2 н. и 4 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к устройствам для струйного растворения и размыва осадка, скопившегося на дне емкостей-хранилищ радиоактивных отходов любого уровня активности, перевода нерастворимой твердой фазы осадка во взвешенное состояние и выдачи раствора и суспензии из емкости. Пульсационный клапанный погружной насос содержит корпус с впускным шаровым клапаном, пульсопровод, нагнетательный трубопровод с выпускным шаровым клапаном, воздухораспределитель и систему управления. Корпус сообщается с нижними соплами посредством трубы и камеры нижних сопел, внутри которой размещен вал с присоединенным к нему по малому диаметру конусом. Конус по большему диаметру присоединен к полой части вала с соплами. На большем диаметре конуса выполнен бурт, взаимодействующий с седлом камеры при верхнем положении вала. Вал соединен через подвижный подшипниковый узел и зубчатую шестерню с приводами поворота и изменения глубины погружения сопел. Технический результат - возможность регулирования соотношения объемов жидкости, подаваемых одновременно в камеру нижних сопел и нагнетательный трубопровод. 2 з.п. ф-лы, 5 ил.
Заявленное изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при утилизации, захоронении и рефабрикации облученных изделий из бериллия, таких как, например, отражатель нейтронов ядерных и термоядерных реакторов. В заявленном способе из облученного бериллия удаляют тритий, растворяют бериллий в кислоте, добавляют комплексообразователь (преимущественно диэтилентриаминпентауксусную кислоту (ДТПА) или этилендиаминтетрауксусную кислоту (ЭДТА)), добавляют аммиак для выпадения осадка гидроокиси бериллия, переводят аморфную форму осадка гидроокиси бериллия в кристаллическую, например, продолжительным нагреванием в растворе аммиака, отделяют аммиачный раствор от осадка гидроокиси бериллия центрифугированием или фильтрованием. Отделенный осадок гидроокиси бериллия может быть повторно растворен в кислоте и проведен через данные этапы очистки до получения необходимой степени чистоты. Техническим эффектом является снижение радиоактивности высокоактивных отходов бериллия, что позволяет его рефабрицировать и использовать повторно. 3 з.п. ф-лы.

Изобретение касается области радиационной экологии и биогеохимии и предназначено для концентрирования Th из морской воды и определения его содержания, которое может быть использовано для измерения скорости седиментационных процессов в морских водоемах. Способ определения концентрации тория-234 в морской воде состоит в том, что концентрирование тория-234, растворенного в морской воде, выполняют в последовательно соединенных адсорберах, содержащих диоксид марганца, и осуществляют прямую радиометрию адсорбированного 234Th по его основному β-излучению. Каждый адсорбер работает в радиально точном режиме, который обеспечивают путем размещения дискового адсорбера между диафрагмами. Исследуемая проба воды поступает в центральную часть адсорбера с помощью диафрагмы с центральным отверстием, затем перетекает к периферии сорбирующей поверхности с помощью диафрагмы с периферийными прорезями.
Наверх