Способ дезактивации материалов


 


Владельцы патента RU 2501106:

Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (RU)
Открытое акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" (RU)

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 ядерной технике и технологии, преимущественно к дезактивации материалов от радиоактивного загрязнения.

Дезактивация поверхности материалов основана, как правило, на растворении поверхностных загрязнений и отложений в электролитах (водных растворах кислот и щелочей), а также на процессах экстракции элементов, загрязняющих поверхность, различными экстрагентами.

Известны способы сверхкритической экстракции различных металлов (Wai С.М., Smart N.G., Phelps С. US Patent 5606724 А. Опубл. 25 Feb., 1997; Beckman Е.J., Russel A. J. US Patent 5641887 А. Опубл. 24 Июня 1997 г.; Wai C.M. Patent PCT International, WO 9533541 Al. Опубл. 14 декабря 1995 г.), позволяющие проводить сверхкритическую экстракцию различных металлов, таких как уран, редкоземельные элементы, а также железо, ртуть и кобальт. По предлагаемым способам матрицу, содержащую металлы (песок, бумага, поверхность нержавеющей стали и т.п.), обрабатывают комплексоном, растворенным в сверхкритическом флюиде, как правило, в сверхкритическом диоксиде углерода. В качестве комплексонов использовали различные органические соединения, наилучшие результаты наблюдали для фторированных β-дикетонов.

Известен малоотходный способ сверхкритической флюидной экстракции цезия и трансурановых элементов (ТУЭ) с помощью смеси краун-эфиров и ди-2-этилгексилфосфорной кислоты (Мурзин А.А., Старченко В.А., Smart N.G. etc. Доклад "Decontamination of Real World Contaminated Stainless Steel Using Supercritical CO2" Spectrum′98, Denver, Colorado, USA, September 13-18, 1998, Proceedings, American Nuclear Society Inc., USA, 1998, p.94-98), выбранный нами в качестве прототипа. По этому способу матрица с высокой удельной поверхностью, содержащая цезий (песок, бумага, поверхность нержавеющей стали и т.п.) обрабатывается смесью краун-эфира и ди-2-этилгексилфосфорной кислоты, растворенной в сверхкритическом углекислом газе. Способ позволяет экстрагировать ТУЭ и частично цезий с различных матриц.

Его недостатком является использование для экстракции дорогих и во многих случаях токсичных краун-эфиров.

Общим недостатком всех предлагавшихся ранее способов является то, что используются в них растворители в сверхкритическом состоянии при сверхвысоких рабочих давлениях (например, углекислый газ при давлении выше 71,6 МПа), а также с их помощью не удается количественно экстрагировать такие металлы, как цезий и стронций, особенно из прочнофиксированных отложений. Экстракция этих металлов очень важна, т.к. их изотопы - цезий-137 и стронций-90 - дают основной вклад в радиоактивность отработавшего ядерного топлива и загрязненность поверхностей оборудования, которое необходимо дезактивировать. В отличие от классической жидкостной экстракции использование в сверхкритической экстракции в качестве модификаторов селективных экстрагентов на стронций или цезий - различных краун-эфиров - не приносит ожидаемого эффекта и не обеспечивает эффективной экстракции и дезактивации. Для повышения эффективности и уменьшения времени дезактивации зачастую необходимо повышать температуру дезактивируемой поверхности, однако при использовании сверхкритической экстракции и органических растворителей это сделать сложно, т.к. происходит значительное увеличение рабочего давления и деструкция органических комплексообразователей и растворителей.

Наиболее близким по своей сущности и назначению к заявляемому, является способ дезактивации материалов (патент 2168779 G21F 9/28), основанный на том, что загрязненную радионуклидами матрицу выдерживают в камере высокого давления в среде сверхкритического растворителя в присутствии воды, органической кислоты и комплексона. После выдержки проводят прокачку камеры сверхкритическим углекислым газом для обеспечения полноты экстракции и собирают экстрагированный металл в раствор.

Недостатком данного прототипа является низкая эффективность дезактивации по отношению к прочнофиксированным и «застарелым» загрязнениям, а также большая продолжительность дезактивации.

Цель изобретения - разработка эффективного малоотходного способа, позволяющего дезактивировать материалы с высокой удельной поверхностью ипрочнофиксированными радиоактивными загрязнениями при давлениях ниже критических для используемых в процессе дезактивации растворителей.

Цель достигается тем, что поверхность дезактивируемого материала предварительно обрабатывают активированным химическими реагентами паром, а затем органическими растворителями и комплексообразователями, растворенными в сжиженных газах или низкокипящих растворителях при давлениях ниже критических.

От прототипа изобретение отличается тем, что дезактивируемую поверхность предварительно обрабатывают активированным химическими реагентами паром при этом:

1. увеличивается эффективность процесса дезактивации за счет одновременного воздействия на дезактивируемую поверхность нагретых химических реагентов и растворения отложений в сконденсировавшейся парогазовой фазе;

2. появляется возможность постоянного поддерживания повышенной температуры дезактивирующего раствора на дезактивируемой поверхности, вплоть до его температуры кипения;

3. осуществляется непрерывная смена дезактивирующего раствора на поверхности дезактивируемого материала;

4. повышается химическая активность парогазовой фазы и дезактивирующего раствора, образующегося при конденсации парогазовой фазы;

5. увеличиваются коэффициенты дезактивации в 4-30 раз по сравнением с прототипом;

6. сокращается время дезактивации в 1,5 раза

7. упрощается требования и улучшается безопасность применения способа в производстве.

Применение для дезактивации сначала активированного пара, а затем органических растворителей и комплексообразователей в сжиженных газах или низкокипящих растворителях позволяет не только повысить эффективность дезактивации, но и удалить и сконцентрировать в небольшом объеме удаленные с обрабатываемой поверхности радионуклиды.

На фиг.1 показана схема устройства дезактивации различных материалов.

Устройство для дезактивации различных материалов, загрязненных радионуклидами, включает камеру дезактивации 1, смеситель 2, емкость для дезактивирующих растворов 3, 6, ресивер сжатого воздуха 4, конденсатор 5, смотровое окно 7, испаритель 8, адсорбер 9.

Порядок использования предложенного способа заключается в следующем: в паровом смесителе 2, куда поступает химический реагент из емкости 3 в виде концентрированного водного раствора, происходит одновременно его диспергирование и разбавление за счет конденсации пара на поверхности дисперсий. Объединенная смесь поступает в камеру -дезактивации 1, предварительно разогретую до 110°С, на дезактивируемый материал. Поверхность материала нагревается паром, а дисперсии дезактивирующего раствора конденсируются на дезактивируемой поверхности. Камера дезактивации охлаждается до 8-10°С и заполняется смесью сжиженного газа из конденсатора 5, смешанного с органическими растворителями и/или комплексообразователями из емкости 6. Визуальное наблюдение за процессом заполнения смесью и циркуляцию процесса осуществляют через смотровое окно 7. Отработавшие дезактивируемые растворы и CO2 (на регенерацию) поступают в испаритель 8 и далее на регенерацию. Сброс газообразной фазы осуществляется через адсорбер 9.

Примеры конкретного выполнения способа дезактивации.

1 Дезактивация образцов нержавеющей стали марки 12Х18Н10Т по способу прототипа и предлагаемому способу

Характеристика радиоактивного загрязнения образцов нержавеющей стали с прочнофиксированным загрязнением представлена в таблице 1.

Таблица 1
Характеристика радиоактивного загрязнения образцов нержавеющей стали
Образец Удельная активность, Бк/см2
Pu239 Am241 Sb125 Eu155 Cs137 Се144 Co60 Ru106
Сталь марки 12Х18Н10Т 3300 8110 15100 654 347000 110000 750 265000

Дезактивацию по способу прототипа проводили комплекеообразователем - полиэтиленгликоль с содержанием 8 г на литр жидкого диоксида углерода. Дезактивацию по предлагаемому способу проводили путем обработки образца нержавеющей стали на стадии дезактивации активированным растворами перманганата калия и азотной кислоты паром с содержанием 0,79 г/л пара и 0,35 г/л пара, соответственно. Дезактивацию в среде сжиженных газов и низкокипящих растворителей проводили составом ГФА - пиридин - вода, растворенными в диоксиде углерода. Значения коэффициентов дезактивации по контролируемым элементам для дезактивации по способу прототипа и предлагаемому способу представлены в таблице 2.

Таблица 2
Результаты опыта по дезактивации образцов нержавеющей стали
Образец Коэффициент дезактивации образца
Pu239 Am241 Sb125 Eu155 Cs137 Се144 Co60 Ru106
Сталь марки 12Х18Н10Т (по способу прототипа) 960 20,4 - - 7,3 36,9 45,2 5,9
Сталь марки 12Х18Н10Т (по предлагаемому способу) 29000 612 - - 29,3 147,8 226 59

Показано, что дезактивация по предлагаемому способу протекает наиболее эффективно для редкоземельных элементов, а также для Pu239, Am241, Со60. Причем значения коэффициентов дезактивации от всех контролируемых радионуклидов выше в 4-30 раз, чем по способу прототипа.

2 Дезактивация по предлагаемому способу образцов латуни, загрязненных радионуклидами

Характеристика загрязненных образцов приведена в табл.3.

Таблица 3
Характеристика радиоактивного загрязнения образцов латуни
Образец Удельная активность, Бк/см2
Pu239 Am241 Sb125 Eu155 Cs137 Се144 Со60 Ri106
латунь 460 11300 831 509 20300 64200 14,6 16000

Образцы латуни обрабатывали растворами, содержащими щавелевую кислоту 0,72 г/л пара и лимонную кислоту - 1,73 г/л пара. Дезактивацию в среде сжиженных газов и низкокипящих растворителей проводили составом ГФА - Пиридин - Вода, растворенным в диоксиде углерода. Значения суммарных коэффициентов дезактивации по контролируемым элементам для дезактивации по предлагаемому способу, приведены в таблице 4.

Таблица 4
Результаты опыта по дезактивации образцов латуни
Образец Коэффициент дезактивации образца
Pu239 Am241 Sb125 Eu155 Cs137 Се144 Со60 Ru106
латунь 5,2 5,5 2,3 3,7 3,2 4,4 16,2 9,3

3 Дезактивация пористых материалов

В качестве высокопористого материала были использованы реально загрязненные образцы лавсановой ткани. Величины радиоактивного загрязнения образца представлены в таблице 5.

Таблица 5
Величины радиоактивного загрязнения образца ткани
Образец Удельная активность образца, Бк/см2
Pu239 Am241 Sb125 Eu155 Cs137 Се144 Co60 Ru106
ткани 473 11600 621 385 19100 58900 не опеределяли 14500

Обработку ткани из лавсана на стадии дезактивации активированным паром проводили растворами щавелевой кислоты с содержанием 0,72 г/л пара и лимонной кислоты - 0,35 г/л пара. Дезактивацию образцов в среде сжиженных газов проводили смесью комплексонов ГФА-пиридин - вода, растворенной в CO2.

Таблица 6
Дезактивация образцов лавсановой ткани
Образец Коэффициент дезактивации образца
Pu239 Am241 Sb125 Eu155 Cs137 Се144 Co60 Ru106
ткани 185 39,1 1,9 73,3 4,1 34,6 6,1 3,2

Для повышения коэффициентов дезактивации можно проводить обработку дезактивируемой поверхности в среде активированного пара и в растворах комплексообразователей в сжиженных газах и растворителях циклично: чередуя обработку в паре и в сжиженных растворителях.

Общее количество жидких отходов, образующихся при дезактивации комбинированным методом, составило 0,5-0,8 мл на 1 дм2 площади поверхности дезактивируемого материала. Количество отходов, образующихся на стадии паровой дезактивации, составило 8-19% от общего количества отходов. Органическая и водная фазы в жидких отходах находятся приблизительно в соотношении 1:3. Органические отходы образуются только на стадии дезактивации в среде жидкого диоксида углерода. Полученное количество жидких радиоактивных отходов позволяет отнести комбинированный метод дезактивации к маловодным технологиям.

1. Способ дезактивации различных материалов от радиоактивного загрязнения, включающий выдержку дезактивируемого материала в камере высокого давления в среде сжиженного газа или низкокипящего растворителя, отличающийся тем, что дезактивацию проводят в две стадии, где на первой проводят дезактивацию материала активированным химическими реагентами паром, а на второй - в среде органических растворителей и комплексообразователей, растворенных в сжиженных газах или низкокипящих растворителях.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что рабочее давление при проведении дезактивации ниже критического для используемых при дезактивации растворителей.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что повышение коэффициентов дезактивации достигается за счет цикличного использования обеих стадий.



 

Похожие патенты:
Изобретение относится к области переработки отходов радиохимической промышленности и, в частности, к способам утилизации фильтрующих материалов. .

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.

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 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.

Изобретение относится к средствам кондиционирования радиоактивных отходов пористо-волокнистых теплоизоляционных материалов (ТИМ) путем включения в магнезиальный цемент. В заявленном способе для получения магнезиальных компаундов в качестве вяжущего материала используют порошок магнезитовый каустический, например марки ПМК-87, затворение материалов осуществляют раствором хлорида магния, а процесс приготовления магнезиальной цементной смеси ведут в следующей последовательности. В металлическую 200-литровую бочку с помощью дозирующего устройства подают 85÷90 л раствора MgCl2·6H2O с плотностью 1,12÷1,15 г/см3. Далее в бочку с раствором «а» порциями массой по 9÷10 кг при постоянном перемешивании дозируют 165÷175 кг предварительно измельченного ТИМ с размерами частиц до 1 мм. Затем в бочку, содержащую смесь «б», порциями массой по 6÷7 кг при постоянном перемешивании дозируют 60÷65 кг порошка магнезитового каустического до получения при постоянном перемешивании однородной смеси. Техническим результатом является возможность получения прочных водостойких компаундов с высокой степенью наполнения ТИМ до 70% при скорости выщелачивания цезия-137 из получаемых компаундов в 5÷10 раз меньше установленного допустимого предела для цементных компаундов ≤1·10-3 г/(см2·сут) без необходимости добавления сорбционной добавки. 2 табл., 2 пр.
Изобретение относится к средствам переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). В заявленном способе разрушенные при рубке ТВЭЛов таблетки оксидного отработавшего ядерного топлива подвергают растворению при нагревании в водном растворе нитрата железа(III) при мольном отношении железа к урану в топливе, равном 1,5-2,0:1, образовавшийся осадок основной соли железа с нерастворенными продуктами деления ядерного топлива отделяют фильтрованием, а из полученного слабокислого раствора осаждают пероксид уранила путем последовательной подачи в раствор при перемешивании динатриевой соли этилендиаминтетрауксусной кислоты. Далее полученную гетерогенную систему выдерживают не менее 30 минут и после отделения и промывки кислотой и водой осадок пероксида уранила подвергают твердофазному восстановлению при нагревании путем обработки его щелочным раствором гидразингидрата в воде при 2-3-кратном мольном избытке гидразина по отношению к урану, с последующим отделением полученного гидратированного диоксида урана UO2·2H2O, промыванием его раствором HNO3 с концентрацией 0,1 моль/л, водой и сушкой. При этом осадок основных солей железа с продуктами деления, маточный раствор стадии осаждения пероксидов с остатками продуктов деления, отходы щелочных и промывных растворов направляют в сборник отходов для их последующей переработки. Техническим результатом является повышение экологической безопасности и уменьшение количества отходов. 8 з.п. ф-лы.
Наверх