Способ захоронения радиоактивных отходов и тепловыделяющая капсула для его осуществления

Авторы патента:

G21F9/28 - обработка твердых радиоактивных отходов

Владельцы патента RU 2510540:

Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук (RU)

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: q_min≥1,2 Вт/см³, где q_min, - 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.

Группа изобретений относится к технологии захоронения радиоактивных отходов (PAO) атомной энергетики, в частности к методам захоронения в глубинных слоях литосферы долгоживущих радиоактивных изотопов, в том числе изотопов трансурановых элементов, обладающих низким уровнем активности.

В настоящее время известны различные способы захоронения радиоактивных отходов методом самопогружения капсул, заполненных PAO, в глубинные слои литосферы Земли. Согласно разработанным ранее техническим решениям предполагалось захоронение всей совокупности PAO, нарабатываемых в процессе облучения топлива в активной зоне ядерных реакторов. Сущность процесса самозахоронения PAO заключается в использовании интенсивного тепловыделения, сопровождающего радиоактивный распад нуклидов, для расплавления окружающей (вмещающей) геологической породы. Контейнер с капсулами или отдельная капсула с PAO погружается в расплавленную геологическую породу под действием собственного веса и вызывает дальнейшее проплавление геологических пород, расположенных под капсулой. При реализации данного метода возникают технические проблемы, связанные с созданием контейнеров (капсул) больших размеров, которые необходимы для решения одновременно двух задач. Во-первых, в контейнеры (капсулы) необходимо поместить максимально возможное количество PAO, подлежащих захоронению. Во-вторых, контейнеры (капсулы) должны обеспечивать необходимую мощность объемного тепловыделения для эффективного проплавления геологических пород. При этом в процессе проплавления пород должна сохраняться герметичность оболочек капсул. Размер капсул выбирается на основании указанных выше условий.

Известен способ захоронения РАО, описанный в авторском свидетельстве СССР SU 826875 (опубликовано 30.04.1992), согласно которому радионуклиды высокого уровня активности переводят в твердое состояние и помещают во внутренний объем герметичной капсулы. Оболочка капсулы выполняется из тугоплавкого материала с температурой плавления выше 2300°C. За счет тепловыделения PAO на поверхности оболочки капсулы должна обеспечиваться температура в диапазоне от 1900°C до 2100°C. Капсулы погружаются в горную породу, которая должна проплавляться под действием тепловыделения из капсул. Вследствие этого капсулы погружаются в глубинные слои литосферы на глубины до 30 км и больше. Согласно данному способу захоронение PAO производится в подвижной части мантии Земли. Погружение капсул в расплавленной горной породе происходит в случае, если плотность каждой капсулы, заполненной PAO, превышает плотность горных пород, расположенных под капсулой.

Более конкретная форма реализации способа захоронения PAO описана в патенте RU 2115964 (опубликован 20.07.1998). Способ направлен на сокращение продолжительности операций самозахоронения PAO за счет повышения тепловой мощности, выделяемой капсулами. Для этого в состав капсул, заполненных PAO, дополнительно включают термитную смесь. В качестве термитной смеси используют стехиометрическую смесь гранул окислов алюминия и окислов тяжелых металлов, выбранных из группы, включающей железо, марганец и/хром.

При осуществлении известного способа в скважину большого диаметра сбрасывают гибкие сеточные контейнеры, загруженные стальными капсулами, заполненными PAO с термитной смесью, и капсулами с флюсом. При этом капсулы, заполненные флюсом, выполняются с тонкостенной алюминиевой оболочкой. Саморазогрев капсул вследствие тепловыделения PAO приводит к расплавлению флюса. В результате этого стальные тепловыделяющие капсулы с PAO оказываются под слоем расплава, взаимодействующего с горными породами. Дальнейшее повышение температуры конгломерата капсул приводит к инициированию экзотермической реакции между компонентами термитной смеси. При этом за счет суммарного тепловыделения капсул, заполненных PAO с термитной смесью, обеспечивается температура 2000-2200°C. Данный уровень температур превышает температуру плавления базальтовых пород.

Согласно расчетам, проведенным авторами изобретения, скорость перемещения (опускания) в окружающих геологических породах тяжелого горячего расплава, в котором находятся тепловыделяющие капсулы, должна составлять 2÷3 км в год. Однако необходимость использования скважины достаточно большого диаметра для загрузки конгломерата капсул (диаметр скважины должен превышать диаметр сеточного контейнера с капсулами) и сложность изготовления контейнера с капсулами существенно усложняет процесс самозахоронения PAO. Кроме того, ограниченное количество компонентов термитной смеси, помещенных в капсулы, не обеспечивает требуемого тепловыделения в течение длительного периода времени (более одного года).

Наиболее близкими аналогами группы изобретений являются способ захоронения PAO и тепловыделяющая капсула, предназначенная для захоронения PAO, которые раскрыты в патенте RU 2152093 (опубликован 27.06.2000). Способ захоронения PAO в глубинные слои литосферы включает бурение скважины и формирование полости-каверны диаметром до 6 м в пластах каменной соли. Глубина массива каменной соли, в котором осуществляется бурение скважины, выбирается от 1 до 10 км. В полости-каверне создают вязкую среду путем закачивания в нее растворителя каменной соли. Растворитель может содержать поверхностно-активные вещества для интенсификации конвективного теплообмена. После этого полость заполняют капсулами, содержащими PAO высокого и среднего уровня активности.

Метод основан на погружении капсул в расплаве горных пород в результате интенсивного нагрева окружающей среды при радиоактивном распаде нуклидов, находящихся внутри оболочки капсул. Каждая капсула содержит прочную герметичную оболочку, выполненную из тугоплавкого и термостойкого материала. Оболочка капсул выполняется многослойной с коррозионно-стойкими слоями. Капсулы имеют сферическую форму. Внешний диаметр оболочки капсул составляет от 200 до 300 мм. Внутренняя полость капсулы заполняется PAO высокого и среднего уровня активности. Тепловыделение каждой капсулы составляет ~1 Вт, что соответствует активности радионуклидов 150÷200 Ки.

При нахождении тепловыделяющей капсулы в солевом растворе (рассоле) происходит эффективное растворение каменной соли за счет интенсивного нагрева раствора. Погружение тепловыделяющих капсул происходит при выполнении следующих условий: средняя плотность капсулы с заполняющими ее радионуклидами должна превышать плотность горных пород, расположенных под капсулой; температура плавления тугоплавкого материала, из которого выполнена герметичная оболочка капсулы, должна превышать температуру плавления горных пород, расположенных под капсулой. Для обеспечения достаточно высокой скорости погружения градиент температуры между поверхностью капсулы и вязкой средой (раствором каменной соли) необходимо поддерживать в диапазоне от 3°C до 10°C.

Предполагается, что при реализации известного способа захоронения PAO с помощью тепловыделяющих капсул с радионуклидами, обладающими высокой активностью, капсулы могут погружаться с начальной глубины 1÷1,5 км на глубину до 5 км в течение одного года. Однако, несмотря на достаточно высокую прогнозируемую скорость погружения капсул, при осуществлении данного метода невозможно производить безопасное захоронение долгоживущих PAO, обладающих низкой активностью. Такого рода PAO, включая долгоживущие изотопы трансурановых элементов, нарабатываемые в процессе облучения ядерного топлива на атомных электростанциях, относятся к наиболее опасным радиотоксичным нуклидам.

Исходя из условий радиационной безопасности, продолжительность изолированного от окружающей среды хранения долгоживущих радионуклидов, к числу которых относятся изотопы трансурановых элементов (миноров), должна быть не менее десяти тысяч лет. В таблице №1 приведены сведения о периоде полураспада T_1/2 и наработке основных долгоживущих изотопов трансурановых элементов (миноров) в течение одного года при трехгодичном цикле облучения в ядерном реакторе типа ВВЭР-1000 (после выдержки в течение шести месяцев). Следует отметить, что захоронению подлежат все образующиеся долгоживущие изотопы трансурановых элементов, за исключением изотопов плутония.

Таблица №1
Изотопы трансурановых элементов	T_1/2, годы	Наработка, кг в год
²³⁷Np	2.1·10⁶	11
²³⁸Pu	88	3.4
²³⁹Pu	2,4·10⁴	147
²⁴⁰Pu	6,6·10³	58
²⁴¹Pu	13	40
²⁴¹Am	4,6·10²	1.8
²⁴³Am	8·10³	3.2
²⁴⁴Cm	18	1.2
Остальные изотопы	-	<0.07

К числу долгоживущих радионуклидов, подлежащих захоронению, относятся также следующие долгоживущие продукты деления, образующиеся при облучении ядерного топлива: ¹⁵¹Sm, ⁹⁹Тс, ^121mSn, ⁹³Zr, ¹²⁶Sn, ⁷⁹Se, ¹³⁵Cs, ¹⁰⁷Pd, ¹²⁹I, ¹⁶⁶Ho, ¹⁰⁸Ag, ¹⁵⁸Tb, ⁹⁴Nb. В таблице №2 приведены сведения о периоде полураспада T_1/2 для перечисленных радионуклидов.

Таблица №2
Радионуклид	T_1/2, годы	Радионуклид	T_1/2, годы
¹⁵¹Sm	90	¹⁰⁷Pd	6,5·10⁶
⁹⁹Tc	2,1·10⁵	¹²⁹I	1,6·10⁷
^121mSn	52	¹⁶⁶Ho	1,2·10³
⁹¹Zr	1,5·10⁶	¹⁰⁸Ag	127
¹²⁶Sn	10⁵	¹⁵⁸Tb	180
⁷⁹Se	6,5·10⁴	⁹⁴Nb	2·10⁴
¹³⁵Cs	2,3·10⁶

Необходимо отметить, что в известных методах захоронения PAO не учтены вопросы радиационной безопасности, связанные с возможностью разрушения герметичной оболочки капсул (контейнеров), заполненных PAO, вследствие термоупругих деформаций, вызванных неоднородным нагревом тепловыделяющих капсул. При учете данного аспекта безопасности процесса захоронения долгоживущих PAO требуется ограничение размера тепловыделяющих капсул.

Для обеспечения надежного захоронения долгоживущих радионуклидов теоретически применим метод сампогружения капсул, содержащих PAO, в глубинные слои литосферы Земли. Однако, из-за малой активности изотопов трансурановых элементов (миноров), тепловыделение капсулы оказывается недостаточным для проплавления вмещающих геологических пород, в которые погружается капсула. Наибольшей плотностью мощности объемного тепловыделения среди приведенных в таблице №1 изотопов трансурановых элементов обладает изотоп Кюрия: ²⁴⁴Cm. При заполнении всего внутреннего объема сферической капсулы радиусом R_min=10 см данным изотопом максимально достигаемая величина плотности мощности объемного тепловыделения составит лишь 1,2 Вт/см³. Относительная концентрация изотопа ²⁴⁴Cm в общем количестве наработанных изотопов трансурановых элементов составляет лишь 0,07. При достаточно низком уровне тепловыделения нарабатываемых долгоживущих изотопов и ограниченном размере капсулы практически невозможно обеспечить приемлемую скорость погружения тепловыделяющей капсулы в глубинные слои литосферы: на глубину не менее 10 км в течение 8÷10 лет.

Увеличение размеров капсулы также не приводит к желаемому результату, поскольку поверхностная плотность мощности тепловыделения капсулы также оказывается недостаточной для равномерного проплавления вмещающих геологических пород на стационарном режиме погружения тепловыделяющей капсулы в глубинные слои литосферы.

Следует отметить, что эффективная реализация известного способа захоронения PAO обеспечивается только в определенном виде вмещающих пород, а именно - в пластах каменной соли. Для всех описанных выше аналогов характерно решение технической задачи, связанной с увеличением тепловыделения в капсулах, помещаемых в скважину, но предлагаемые средства решения данной задачи достаточно сложны при их реализации. На большой глубине (более 5 км) не представляется возможным контролировать процессы проплавления вмещающих пород при использовании растворителей и термитных смесей, а также прогнозировать поведение всей сложной системы контейнеров и капсул, содержащих радиотоксичные нуклиды.

Изобретение направлено на обеспечение условий для захоронения долгоживущих радионуклидов, в том числе долгоживущих изотопов трансурановых элементов, в глубинных слоях литосферы Земли при высокой скорости погружения капсул, содержащих PAO, во вмещающих геологических породах. Вместе с тем ставится задача по исключению из состава системы захоронения PAO дополнительных технических (химических) средств, таких как термитные смеси и растворители, которые обеспечивают дополнительное тепловыделение для расплавления и растворения вмещающих геологических пород.

Решение перечисленных выше задач позволяет осуществлять с относительно высокой скоростью захоронение всего спектра PAO, накапливающихся в процессе облучения реакторного топлива, включая долгоживущие радионуклиды. Захоронение PAO производится в мантии Земли, где происходит безвозвратное растворение радиотоксиных нуклидов. В целом изобретение направлено на снижение опасности радиоактивного заражения окружающей среды и повышение эффективности очищения биосферы от долгоживущих PAO, включая долгоживущие изотопы трансурановых элементов.

Данные технические результаты достигаются при осуществлении способа захоронения PAO, который заключается в погружении, по меньшей мере, одной тепловыделяющей капсулы с герметичной оболочкой, в полости которой находятся радионуклиды, в скважину, образованную в геологических формациях. В качестве возможных сред для захоронения долгоживущих PAO могут использоваться гранитоидные или базальтовые массивы, а также другие кристаллические породы, туфы, соли и глины.

Для осуществления способа используется капсула, средняя плотность которой с заполняющими ее радионуклидами превышает плотность геологических пород, расположенных под капсулой. Температура плавления тугоплавкого материала, из которого выполнена герметичная оболочка капсулы, должна превышать температуру плавления геологических пород, расположенных под капсулой. В соответствии с предметом изобретения радионуклиды, заполняющие капсулу, представляют собой смесь, которая содержит, по крайней мере, один долгоживущий радионуклид, например изотоп трансурановых элементов, и, по крайней мере, один из следующих высокоактивных изотопов: ⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs. Последнее из упомянутых условий предполагает возможность использования смеси высокоактивных изотопов ⁹⁰Sr и ¹³⁷Cs. Период полураспада данных изотопов составляет ~30 лет. Энерговыделение при одном акте деления: для изотопа ⁹⁰Sr - 2,82 МэВ, для изотопа ¹³⁷Cs - 1,176 МэВ.

Добавление высокоактивных изотопов ⁹⁰Sr и ¹³⁷Cs в смесь PAO, содержащую долгоживущие изотопы, позволяет более чем на порядок увеличить суммарную плотность мощности объемного тепловыделения PAO, находящихся в тепловыделяющей капсуле. Количественный состав смеси радионуклидов выбирают из следующего условия: мощность тепловыделения смеси радионуклидов должна превышать тепловую мощность, необходимую для расплавления геологических пород, расположенных под капсулой.

Дополнительное тепловыделение, с целью оптимизации процесса расплавления геологических пород на начальном участке погружения, может быть достигнуто за счет включения в состав смеси PAO высокоактивного изотопа ⁶⁰Co. Период полураспада данного изотопа не превышает 5 лет, однако энерговыделение при одном акте деления радионуклида составляет ~1,5 МэВ, что соответствует мощности тепловыделения ~1,6·10^-21 Вт/атом.

В качестве долгоживущих изотопов трансурановых элементов могут использоваться, в частности, следующие изотопы: ²³⁷Np, ²⁴¹Am, ²⁴³Am, ²⁴²Cm, ²⁴⁴Cm. Долгоживущий радионуклид может быть также выбран из следующего ряда изотопов: ¹⁵¹Sm, ⁹⁹Tc, ^2lmSn, ⁹³Zr, ¹²⁶Sn, ⁷⁹Se, ¹³⁵Cs, ^l07Pd, ¹²⁹I, ^l66Ho, ¹⁰⁸Ag, ¹⁵⁸Tb, ⁹⁴Nb.

Капсула, в которую помещают подлежащие захоронению PAO, выполняется преимущественно сферической формы. В предпочтительных вариантах выполнения диаметр капсулы не превышает 15 см и составляет ~10 см.

Путем введения в состав низкоактивных радионуклидов дополнительных высокоактивных радионуклидов удовлетворяющих изложенным ниже требованиям, обеспечивается необходимое для проплавления вмещающих геологических пород тепловыделение в течение всего процесса погружения капсулы до входа в мантию Земли. После этого происходит растворение в мантии радионуклидов, заполняющих капсулу. Изменяя содержание в смеси PAO высокоактивных нуклидов можно заранее устанавливать уровень тепловыделения капсулы и, следовательно, скорость перемещения (погружения) капсулы в слоях литосферы. Процесс самопогружения капсул при реализации способа становится легко прогнозируемым при условии наличия информации о виде и характере геологических пород, расположенных вдоль расчетной траектории движения капсулы.

Осуществление способа захоронения PAO связано с выполнением ряда существенных условий. Во-первых, необходимо, чтобы в процессе деления радионуклидов температура поверхности капсулы превосходила температуру плавления окружающей среды, т.е. температуру плавления геологических пород, расположенных под капсулой. Данное условие характеризуется следующим математическим выражением:

$q R^{2} > 3 k Δ T, (1)$

где q - плотность мощности объемного тепловыделения внутри капсулы, R - радиус капсулы сферической формы, k - теплопроводность геологической породы, ΔT=Т_пл-Т₀, Т_пл - температура плавления геологической породы, T₀ - начальная (до контакта с тепловыделяющей капсулой) температура геологической породы.

При заданном значении R указанное условие обеспечивается за счет подбора состава смеси радионуклидов в полости оболочки. Увеличение плотности мощности q объемного тепловыделения достигается за счет увеличения содержания в смеси PAO высокоактивных радионуклидов.

Во-вторых, необходимо обеспечить непрерывное погружение капсулы в расплаве геологических пород. Капсула, вытесняя под действием силы тяжести расплав, должна опускаться на дно каверны. Для этого средняя плотность капсулы с заполняющими ее радионуклидами должна превышать плотность геологических пород, расположенных под капсулой. Скорость V погружения капсулы при выполнении условия (1) можно оценить в соответствии со следующим соотношением:

$V ≅ \frac{q R}{H_{0}}, (2)$

где H₀=ρ(λ+cΔT) - количество энергии, необходимое для расплавления единицы объема геологической породы, расположенной под капсулой; ρ, λ, c - плотность, удельная теплота плавления и теплоемкость геологической породы, соответственно; R - радиус сферической капсулы.

Одним из существенных условий является условие обеспечения прочности (герметичности) капсулы при погружении ее на заданную глубину до растворения PAO в мантии Земли. Данное условие характеризует требование радиационной безопасности в процессе осуществления способа. Для выполнения указанного требования необходимо, чтобы термоупругие напряжения, возникающие в результате неоднородных термических деформаций в капсуле при ее нагреве в процессе деления радионуклидов, не превосходили величину предела прочности оболочки.

При однородном тепловыделении в объеме капсулы перепад температуры δT между центральной и периферической частью капсулы составляет:

$δ T ≅ \frac{q R^{2}}{6 k_{0}}, (3)$

где k₀ - теплопроводность ядра капсулы.

Вследствие неоднородных тепловых граничных условий на поверхности капсулы, при опускании капсулы в расплаве геологических пород, максимальное значение температуры смещается относительно центра капсулы. Данное явление, в свою очередь, приводит к возникновению неоднородного распределения термоупругих растягивающих напряжений в оболочке капсулы. Величина термоупругих напряжений а оценивается в соответствии со следующим соотношением:

$σ ≅ 0,5 \cdot α \cdot E \cdot δ T, (4)$

где α и E - коэффициент теплового расширения и модуль Юнга материала содержимого капсулы соответственно.

Для обеспечения герметичности капсул в процессе их погружения до требуемой глубины величина напряжений σ не должна превосходить предел прочности оболочки σ_B. Данное условие характеризуется следующим соотношением:

$q R^{2} \leq 6 k δ T_{\max}, (5)$

где δT_max≅2σ_B/αE.

Другим важным условием для осуществления способа является выбор периода полураспада высокоактивных изотопов, помещаемых в капсулу вместе с долгоживущими изотопами трансурановых элементов. Исходя из того, что капсула с PAO должна опуститься на глубину L для надежной изоляции PAO в глубинных слоях литосферы, период T_1/2 полураспада высокоактивных радионуклидов, обеспечивающих требуемый уровень плотности мощности q объемного тепловыделения в капсуле, должен быть не менее времени t₀ опускания капсулы на глубину L. Данное условие выражается следующим соотношением:

$T_{1 / 2} \geq t_{0} = L / V, (6)$

Кроме того, необходимо учитывать дополнительные условия, обеспечивающие возможность осуществления способа. К таким условиям, в частности, относится ограничение продолжительности t₀ процесса захоронения PAO. Данное ограничение связано с обеспечением радиационной безопасности вблизи от скважины, в которую погружаются капсулы. Для обеспечения радиационной безопасности оболочка капсулы должна обладать достаточным запасом коррозионной стойкости в активной среде расплавленных геологических пород.

Из условий радиационной безопасности также следует ограничение размера капсул. Тепловыделяющие капсулы должны иметь небольшой размер, чтобы снизить выбросы радионуклидов в окружающую среду при возможном разрушении оболочки капсулы. Вместе с тем размер капсул должен быть ограничен, принимая во внимание, что создание скважины большого диаметра (более 20 см) связано с дополнительными материальными затратами, а транспортировка тепловыделяющих капсул относительно большого размера к месту захоронения увеличивает риск радиационной опасности. С другой стороны, при слишком малых размерах капсул интенсивность тепловыделения, которая определяется скоростью деления радионуклидов и энергией, выделяемой при одном акте деления, может оказаться недостаточной для расплавления вмещающей геологической породы (см. условие (1)).

Для оценки выполнимости условий (1)÷(6) и дополнительных условий можно принять следующие значения исходных параметров: L=30 км, t₀=30 лет, V_min=1 км/год. Обобщенные условия для выбора высокоактивных изотопов и их содержания в смеси PAO, заполняющих объем капсулы, можно представить в следующем виде:

$R \leq R_{\max} \approx \frac{6 κ δ T_{\max}}{H_{0} V_{\min}}, (7)$

$q \geq R_{\min} \approx \frac{H_{0} V_{\min}}{R_{\max}}, (8)$

Соотношения (7) и (8) определяют условия выбора необходимых параметров для захоронения PAO, содержащих долгоживущие изотопы трансурановых элементов, в глубоких слоях литосферы. В результате проведенного анализа было установлено, что указанные выше условия (7) и (8) выполняются при использовании в качестве PAO, подлежащих захоронению, смеси радионуклидов, включающей долгоживущие изотопы трансурановых элементов и, по крайней мере, один из высокоактивных изотопов: ⁹⁰Sr или/и ¹³⁷Cs.

Количественное содержание выбранных высокоактивных изотопов в смеси радионуклидов, заполняющих капсулу, выбирают из следующего условия: мощность объемного тепловыделения смеси радионуклидов должна превышать тепловую мощность, необходимую для расплавления геологических пород, расположенных под капсулой. В частности, количественное содержание высокоактивного изотопа в смеси радионуклидов, заполняющих капсулу, может выбираться из условия: q_min≥1,2 Вт/см³, где q_min - минимальная плотность мощности объемного тепловыделения смеси радионуклидов в течение 10 лет после погружения капсулы.

Следует отметить, что высокоактивные изотопы, в том числе: ⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs и ⁶⁰Co, нарабатываются в процессе облучения ядерного топлива и наряду с долгоживущими радионуклидами являются крайне радиотоксичными компонентами PAO. Вследствие этого используемые высокоактивные изотопы также подлежат надежной изоляции от биосферы. При использовании данного технического решения не требуются дополнительные технические средства для интенсификации тепловыделения вблизи капсулы и растворения вмещающих геологических пород.

Осуществление способа захоронения PAO с достижением перечисленных выше технических результатов обеспечивается с помощью тепловыделяющей капсулы, заполненной PAO, которые подлежат захоронению. Герметичная оболочка капсулы выполняется из тугоплавкого материала (сплава металлов или керамики). Согласно изобретению, в качестве радионуклидов, заполняющих полость оболочки, использована смесь, содержащая, по крайней мере, один долгоживущий радионуклид, например долгоживущий изотоп трансурановых элементов, и, по крайней мере, один из следующих высокоактивных изотопов: ⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs.

Тепловыделяющая капсула может включать в свой состав теплопроводящую матрицу, которая размещается в полости герметичной оболочки. Матрица заполняется радионуклидами. Смесь радионуклидов может включать в свой состав, по меньшей мере, один из следующих долгоживущих изотопов трансурановых элементов: ²³⁷Np, ²⁴¹Am, ²⁴³Am, ²⁴²Cm, ²⁴⁴Cm. В качестве долгоживущих радионуклидов могут также использоваться следующие продукты деления ядерного топлива: ¹⁵¹Sm, ⁹⁹Tc, ^121mSn, ⁹³Zr, ¹²⁶Sn, ⁷⁹Se, ¹³⁵Cs, ¹⁰⁷Pd, ¹²⁹I, ¹⁶⁶Ho, ¹⁰⁸Ag, ¹⁵⁸Tb, ⁹⁴Nb. Смесь радионуклидов может включать в свой состав высокоактивный изотоп ⁶⁰Co.

Теплопроводящая матрица может быть выполнена из пенокорунда. В этом случае массовое содержание высокоактивного изотопа в смеси радионуклидов составляет не менее 75%. В другом варианте выполнения капсулы теплопроводящая матрица выполняется из пористой нержавеющей стали. Массовое содержание высокоактивного изотопа в смеси радионуклидов в данном варианте выполнения капсулы составляет не менее 25%.

Тепловыделяющая капсула в предпочтительных вариантах выполнения имеет форму сферы, диаметр которой не превышает 15 см.

Далее группа изобретений поясняется описанием конкретных примеров реализации способа захоронения PAO с помощью тепловыделяющих капсул, предназначенных для осуществления способа. На поясняющем чертеже (фиг.1) схематично изображен разрез тепловыделяющей капсулы.

Сферическая капсула содержит герметичную оболочку 1, выполненную из тугоплавкого сплава вольфрама, температура плавления которого превышает температуру плавления базальтовых пород (1500÷1700 K). В полости оболочки 1 расположена теплопроводящая матрица 2, заполненная смесью радионуклидов. В состав смеси входят долгоживущие низкоактивные радионуклиды, к числу которых относятся следующие изотопы трансурановых элементов: ²³⁷Np, ²⁴¹ Am, ²⁴³Am, ²⁴²Cm, ²⁴⁴Cm. В качестве долгоживущих радионуклидов могут использоваться также следующие продукты деления ядерного топлива: ¹⁵¹Sm, ⁹⁹Tc, ^121mSn, ⁹³Zr, ¹²⁶Sn, ⁷⁹Se, ¹³⁵Cs, ¹⁰⁷Pd, ¹²⁹I, ¹⁶⁶Ho, ¹⁰⁸Ag, ¹⁵⁸Tb, ⁹⁴Nb.

Смесь радионуклидов содержит также, по меньшей мере, один высокоактивный изотоп: ⁹⁰Sr или ¹³⁷Cs. Данные изотопы обеспечивают высокую плотность мощности объемного тепловыделения в течение времени погружения капсулы в мантию Земли (до 30 лет). Для оптимизации процесса проплавления геологических пород на начальном участке погружения капсулы в состав смеси радионуклидов включается изотоп ⁶⁰Со, обеспечивающий высокий уровень тепловыделения в течение первых пяти лет погружения капсулы.

Средняя плотность капсулы превышает 3 г/см³. Температура на поверхности капсулы составляет не менее 2200 K. Количественный состав смеси радионуклидов выбирают из следующего условия: мощность объемного тепловыделения смеси радионуклидов должна превышать тепловую мощность, необходимую для расплавления геологических пород, расположенных под капсулой.

Тепловыделяющую капсулу помещают в скважину, пробуренную в базальтовых породах, на глубину 1500 м. За счет высокого суммарного уровня тепловыделения в капсуле, обеспечиваемого за счет включения в состав смеси радионуклидов высокоактивных изотопов ⁹⁰Sr и/или ¹³⁷Cs, достигается высокая скорость погружения капсулы во вмещающих геологических породах. Глубина погружения тепловыделяющей капсулы в течение первых десяти лет может составлять более 10 км относительно начального уровня погружения в скважину капсулы.

Пример №1

В качестве теплопроводящей матрицы капсулы использовалась матрица, выполненная из пористой нержавеющей стали. Насыщение матрицы радионуклидами проводилось до плотности 3 г/см³. Для выбранного типа базальтовых пород количество энергии Н₀, которое необходимо для расплавления единицы объема геологической породы, расположенной под капсулой, составляет ~6·10⁹ Дж/м³. Минимальная скорость V_min погружения тепловыделяющей капсулы во вмещающих геологических породах выбирается равной 1 км/год. Допустимая величина максимального перепада температуры δT_max между центральной и периферической частью капсулы выбиралась из условия обеспечения прочности и герметичности капсулы в течение времени погружения на заданную глубину: δT_max=200 K. Расчет проводился при следующих исходных данных: α≅10^-5K^-1, σ_B/E≅10^-3. Теплопроводность системы «сталь-оксиды радионуклидов» составляла 20 Вт/м·K.

Из приведенных выше математических зависимостей (1)÷(8) следует, что при максимальном радиусе сферической капсулы R_max=12 см минимальная плотность мощности объемного тепловыделения q_min смеси радионуклидов в течение 10 лет после погружения капсулы в скважину должна составлять ~1,7 Вт/см³. Данный уровень плотности мощности объемного тепловыделения обеспечивается за счет следующего выбора количественного состава смеси радионуклидов. Общее массовое содержание в смеси PAO долгоживущих изотопов трансурановых элементов: ²³⁷Np, ²⁴¹Am, ²⁴³Am, ²⁴²Cm, ²⁴⁴Cm в пропорции, соответствующей наработке указанных изотопов при облучении ядерного топлива в реакторе, должно составлять 75%. Массовое содержание в смеси PAO высокоактивного изотопа ⁹⁰Sr должно составлять 25%.

Таким образом, при выбранных размере тепловыделяющей капсулы, материале теплопроводящей матрицы и количественном содержании в смеси PAO долгоживущих низкоактивных радионуклидов и высокоактивных радионуклидов скорость погружения тепловыделяющей капсулы в скважине будет не менее 1 км/год. При данной скорости погружении капсулы обеспечивается надежное и безопасное захоронение высокотоксичных PAO в мантии Земли в течении не более 30 лет.

Пример №2

В качестве теплопроводящей матрицы 2 использовалась матрица, выполненная из пенокорунда. Применяя аналогичные исходные данные с учетом выбранного материала матрицы, в результате проведенного расчета установлено, что при максимальном радиусе сферической капсулы R_max=4 см минимальная плотность мощности объемного тепловыделения q_min смеси радионуклидов в течение 10 лет после погружения капсулы в скважину должна составлять: q_min≅5 Вт/см³.

Данный уровень плотности мощности объемного тепловыделения обеспечивается за счет следующего выбора количественного состава смеси радионуклидов: общее массовое содержание в смеси PAO долгоживущих изотопов трансурановых элементов: ²³⁷Np, ²⁴¹Am, ²⁴³Am, ²⁴²Cm, ²⁴⁴Cm в пропорции, соответствующей наработке указанных изотопов при облучении ядерного топлива в реакторе, равно 25%; массовое содержание в смеси PAO высокоактивного изотопа ⁹⁰Sr выбирается равным 75%.

В рассматриваемом примере осуществления изобретения скорость погружения тепловыделяющей капсулы в скважине также составляет не менее 1 км/год. (при выбранном размере тепловыделяющей капсулы, материале теплопроводящей матрицы и количественном содержании в смеси PAO долгоживущих низкоактивных радионуклидов и высокоактивных радионуклидов) При такой скорости погружения и обеспечении требуемых прочностных характеристик капсулы осуществляется надежное и безопасное захоронение высокотоксичных радионуклидов в мантии Земли. Процесс захоронения PAO занимает не более 30 лет.

Проведенные расчеты подтверждают возможность увеличения скорости проплавления вмещающих пород и, соответственно, скорости погружения тепловыделяющей капсулы в литосфере Земли при условии сохранения герметичности капсулы. Следует отметить, что для осуществления способа захоронения долгоживущих PAO не требуется применение дополнительных средств, обеспечивающих расплавление вмещающих пород. Изобретение позволяет проводить захоронение всего спектра PAO, накапливающихся в процессе облучения реакторного топлива, включая долгоживущие радионуклиды. В этом случае снижается опасность радиоактивного заражения окружающей среды и повышается эффективность очищения биосферы от долгоживущих PAO, в том числе от долгоживущих изотопов трансурановых элементов.

Описанный выше пример осуществления изобретения основан на использовании конкретных материалов, из которых выполняется тепловыделяющая капсула, радионуклидов, входящих в состав РАО, которые подлежат захоронению. Однако возможно использование и других материалов, удовлетворяющих существенным условиям, включенным в формулу изобретения. В качестве долгоживущих радионуклидов, подлежащих захоронению, могут использоваться различные радиоактивные изотопы, образующиеся при облучении ядерных топлива и других делящихся материалов. В качестве высокоактивных радионуклидов может применяться смесь изотопов ⁹⁰Sr и ¹³⁷Cs.

Изобретение может найти применение для захоронения широкого спектра PAO, образующихся при облучении ядерного топлива и других делящихся материалов в различных устройствах и приборах, в первую очередь в энергетических ядерных реакторах, а также в медицинских приборах и устройствах.

1. Способ захоронения радиоактивных отходов, включающий погружение, по меньшей мере, одной тепловыделяющей капсулы с герметичной оболочкой, в полости которой находятся радионуклиды, в скважину, образованную в геологических формациях, при этом используют капсулу, средняя плотность которой с заполняющими ее радионуклидами 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, отличающийся тем, что в качестве радионуклидов, заполняющих капсулу, используют смесь, содержащую, по крайней мере, один долгоживущий радионуклид и, по крайней мере, один из следующих высокоактивных изотопов: ⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs, причем количественный состав смеси радионуклидов выбирают таким, что мощность объемного тепловыделения смеси радионуклидов превышает тепловую мощность, необходимую для расплавления геологических пород, расположенных под капсулой.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что количественное содержание высокоактивного изотопа в смеси радионуклидов, заполняющих капсулу, выбирают из условия q_min≥1,2 Вт/см³, где q_min - минимальная плотность мощности объемного тепловыделения смеси радионуклидов в течение 10 лет после погружения капсулы в скважину.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве долгоживущего радионуклида используют долгоживущий изотоп трансурановых элементов.

4. Способ по п.3, отличающийся тем, что используют долгоживущий изотоп трансурановых элементов, выбранный из следующего ряда: ²³⁷Np, ²⁴¹Am, ²⁴³Am, ²⁴²Cm, ²⁴⁴Cm.

5. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве долгоживущего радионуклида используют изотоп, выбранный из следующего ряда: ¹⁵¹Sm, ⁹⁹Тс, ^121mSn, ⁹³Zr, ¹²⁶Sn, ⁷⁹Se, ¹³⁵Cs, ¹⁰⁷Pd, ¹²⁹I, ¹⁶⁶Ho, ¹⁰⁸Ag, ¹⁵⁸Tb, ⁹⁴Nb.

6. Способ по п.1, отличающийся тем, что смесь радионуклидов дополнительно включает в свой состав высокоактивный изотоп ⁶⁰Co.

7. Способ по п.1, отличающийся тем, что используют капсулу с теплопроводящей матрицей, в которую помещают радионуклиды.

8. Способ по п.7, отличающийся тем, что теплопроводяшую матрицу выполняют из пенокорунда, при этом массовое содержание высокоактивного изотопа в смеси радионуклидов составляет не менее 75%.

9. Способ по п.7, отличающийся тем, что теплопроводящую матрицу выполняют из пористой нержавеющей стали, при этом массовое содержание высокоактивного изотопа в смеси радионуклидов составляет не менее 25%.

10. Способ по п.1, отличающийся тем, что используют капсулу сферической формы, диаметр которой не превышает 15 см.

11. Способ по п.1, отличающийся тем, что погружение тепловыделяющих капсул производят в скважину, образованную в геологических формациях, включающих, по меньшей мере, один из следующих видов геологических пород: кристаллические породы, туфы, соли, глины.

12. Тепловыделяющая капсула для захоронения радиоактивных отходов, содержащая герметичную оболочку, выполненную из тугоплавкого материала, при этом полость оболочки заполнена радионуклидами, отличающаяся тем, что в качестве радионуклидов, заполняющих полость оболочки, использована смесь, содержащая, по крайней мере, один долгоживущий радионуклид и, по крайней мере, один из следующих высокоактивных изотопов: ⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs.

13. Капсула по п.12, отличающаяся тем, что в качестве долгоживущего радионуклида выбран долгоживущий изотоп трансурановых элементов.

14. Капсула по п.13, отличающаяся тем, что долгоживущий изотоп трансурановых элементов выбран из следующего ряда: ²³⁷Np, ²⁴¹Am, ²⁴³Am, ²⁴²Cm, ²⁴⁴Cm.

15. Капсула по п.12, отличающаяся тем, что в качестве долгоживущего радионуклида выбран изотоп из следующего ряда: ¹⁵¹Sm, ⁹⁹Тс, ¹²¹mSn, ⁹³Zr, ¹²⁶Sn, ⁷⁹Se, ¹³⁵Cs, ¹⁰⁷Pd, ¹²⁹I, ¹⁶⁶Ho, ¹⁰⁸Ag, ¹⁵⁸Tb, ⁹⁴Nb.

16. Капсула по п.12, отличающаяся тем, что смесь радионуклидов дополнительно содержит высокоактивный изотоп ⁶⁰Co.

17. Капсула по п.12, отличающаяся тем, что включает в свой состав теплопроводящую матрицу, расположенную в полости герметичной оболочки и заполненную радионуклидами.

18. Капсула по п.17, отличающаяся тем, что теплопроводящая матрица выполнена из пенокорунда, при этом массовое содержание высокоактивного изотопа в смеси радионуклидов составляет не менее 75%.

19. Капсула по п.17, отличающаяся тем, что теплопроводящая матрица выполнена из пористой нержавеющей стали, при этом массовое содержание высокоактивного изотопа в смеси радионуклидов составляет не менее 25%.

20. Капсула по п.12, отличающаяся тем, что выполнена в форме сферы, диаметр которой не превышает 15 см.

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

Способ дезактивации материалов // 2501106

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 переработки отработавших фильтров на основе ткани петрянова // 2492536

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

Способ захоронения твердых радиоактивных отходов // 2488904

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.

Способ переработки твердых радиоактивных отходов // 2486616

Изобретение относится к области охраны окружающей среды и к области переработки твердых отходов, загрязненных радионуклидами. .

Способ комплексной переработки твердых радиоактивных отходов методом плавления в электрической печи постоянного тока // 2481659

Изобретение относится к области атомной промышленности и энергетики. .

Способ дезактивации поверхностно загрязненных изделий из металлических сплавов или их фрагментов // 2474899

Изобретение относится к способам химической дезактивации металлов с радиоактивным загрязнением. .

Способ переработки оксалатных маточных растворов и пульпообразных отходов, содержащих трансурановые элементы // 2474898

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.

Способ обращения с осадками на основе молибдена при переработке оят аэс // 2462776

Изобретение относится к переработке отработанного ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС). .

Способ определения объема радиоактивного грунта // 2459298

Изобретение относится к охране окружающей среды, в частности реабилитации радиоактивно загрязненных территорий. .

Способ дезактивации оборудования от радиоактивных загрязнений и устройство для его осуществления // 2510667

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.

Способ регенерации вторичной платины с радиоактивным заражением плутонием // 2521035

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.

Пульсационный клапанный погружной насос (варианты) // 2532474

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.

Пульсационный клапанный погружной насос // 2533656

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.

Способ очистки облученного бериллия от радиоактивных примесей // 2534023

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.

Способ определения концентрации тория-234 в морской воде // 2541449

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.

Способ кондиционирования радиоактивных отходов теплоизоляционных материалов // 2559205

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.

Способ переработки отработавшего ядерного топлива // 2560119

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.

Дезактивирующее моющее средство // 2563647

Изобретение относится к средствам для наружного употребления в качестве дезактивирующего моющего средства для очистки кожных покровов человека и наружной поверхности оборудования от загрязнений радиоактивными веществами. Описано дезактивирующее моющее средство, следующего состава: ионообменная смола Ку-1 5-20%, ионообменная смола Ку-2-8чс 5-20%, ионообменная смола Ан-31 3-10%, ионообменная смола ЭДЭ-10П 3-10%, средство моющее синтетическое порошкообразное 60-84%. Технический результат - повышение эффективности дезактивирующего моющего средства за счет повышения сорбции различных радионуклидов.

Устройство и способ детритирования // 2567020

Изобретение относится к средствам детритирования. Заявленное устройство содержит печь (1) для плавления тритированных отходов, при этом указанная печь содержит топку для приема тритированных отходов и барботажное устройство для ввода гидрогенизированного барботирующего газа в топку во время плавления и обработки тритированных отходов в печи. Устройство также содержит каталитический реактор (2) с четырехполюсной мембраной для обработки газа, возникающего вследствие плавления и обработки тритированных отходов в печи; при этом указанный реактор содержит мембрану для разделения двух потоков газа, проницаемую для изотопов водорода. Заявленное устройство предусмотрено для использования в заявленном способе детритирования. Техническим результатом является предотвращение производства тритиевой воды при завершении процесса детритирования. 2 н. и 9 з.п. ф-лы, 4 ил., 1 пр.