Способ очистки облученного бериллия от радиоактивных примесей


 


Владельцы патента RU 2534023:

Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" (RU)

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 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.

Изделия из бериллия после исчерпания эксплуатационного ресурса выгружают из реактора и перемещают в хранилище высокоактивных отходов. Однако хранилище высокоактивных отходов, в основном предназначенное для захоронения облученных тепловыделяющих сборок с ядерным топливом, имеет ограниченный объем и высокую стоимость захоронения. Кроме того, стоимость самого бериллия достаточно высока (~1500 $/кг). Поэтому целесообразнее проводить очистку облученного бериллия от радиоактивных примесей для того, чтобы повторно его использовать.

В настоящее время известен способ переработки облученного бериллия, заключающийся в снижении радиоактивности изделий из облученного бериллия химическим способом с помощью следующих операций: удаление поверхностных загрязнений, удаление трития, растворение в соляной кислоте, добавление азотнокислого лантана и едкого натра, удаление осажденных радиоактивных примесей и добавление аммиака для осаждения бериллия из раствора [пат. РФ №2363060 от 08.10.07].

Однако данный способ не обеспечивает эффективного удаления радиоактивных примесей из облученного бериллия, поскольку экспериментально показано, что за каждый цикл очистки удельная гамма-активность облученного бериллия уменьшается примерно в 2 раза.

Задачей заявляемого способа является снижение радиоактивности высокоактивных отходов бериллия до необходимой степени чистоты для его рефабрикации и повторного использования.

Для решения поставленной задачи способ очистки облученного бериллия от радиоактивных примесей включает удаление трития, растворения бериллия в кислоте, добавляют в раствор комплексообразователь, затем добавляют раствор аммиака до образования осадка, переводят аморфную форму осадок гидроокиси бериллия в кристаллическую альфа- или бета-форму, отделяют и промывают осадок.

В качестве комплексообразователя используют диэтилентриаминпентауксусную кислоту (ДТПА) или этилендиаминтетрауксусную кислоту (ЭДТА) с концентрацией до 0,02 моль на 1 моль облученного бериллия.

Вводят водный раствор аммиака в раствор облученного бериллия до pH≥7.

Перевод гидроокиси бериллия в кристаллическую форму осуществляют в растворе аммиака старением в течение более 6 месяцев или кипячением раствора в течение ≈24 ч.

Для растворения бериллия используется кислота, например соляная или серная.

Введение в раствор комплексообразователя до концентрации 0,02 моль на 1 моль облученного бериллия позволяет образовывать устойчивые растворимые комплексы с радиоактивными элементами, находящимися в растворе. Указанное соотношение концентрации комплексообразователя наиболее оптимально с точки зрения процесса образования комплексов с радиоактивными примесями. При концентрации комплексообразователя менее 0,02 моль/1 моль облученного бериллия процесс образования комплексов происходит не полностью, часть примесей остается несвязанной, при концентрации его более 0,02 моль/1 моль облученного бериллия все примесные элементы в растворе оказываются связанными, поэтому дальнейшее увеличение концентрации является нецелесообразным.

При введении раствора аммиака до pH≥7 в раствор бериллия последний выпадает в осадок в форме гидроокиси (Be(OH)2) в виде аморфной структуры. При pH<7 часть бериллия остается в растворенном состоянии.

Перевод гидроокиси бериллия в кристаллическую модификацию необходим потому, что в этой форме гидроокись бериллия обладает значительно меньшей адсорбционной способностью по сравнению с аморфной. Кристаллическую модификацию гидроокиси бериллия получают из аморфной выдержкой в растворе аммиака при комнатной температуре в течение более 6 месяцев, которую можно ускорить кипячением раствора в течение ~24 часа.

Далее производят отделение осадка гидроокиси бериллия от раствора с помощью центрифугирования или фильтрования. После этого осадок промывают дистиллированной водой объемом, более чем в 3 раза превышающим объем осадка гидроокиси бериллия. При меньшем объеме промывки эффективность удаления оставшегося после центрифугирования или фильтрования радиоактивного раствора от кристаллов бериллия недостаточна.

При необходимости повторно растворяют полученный осадок гидроокиси в кислоте и проводят через указанные выше этапы очистки. Процедура повторного прохождения полного цикла очистки может быть проведена необходимое количество раз до получения бериллия требуемой чистоты.

Таким образом, способ обеспечивает эффективную очистку облученного бериллия с высокой удельной активностью до низкой удельной активности.

Заявляемый способ реализован следующим образом.

Данный способ был использован для очистки фрагмента бериллиевого отражателя реактора СМ, отработавшего свой ресурс в исследовательском реакторе СМ. Накопленный флюенс нейтронов составил 6·1022 см (Е>0.1 МэВ). Удельная гамма-активность фрагмента составляла 3.4·107 Бк/г, что является высокоактивными отходами по классификации ОСПОРБ-99/2010. Фрагмент загружали в емкость из термостекла, имеющего герметично закрываемую крышку с выводом для газов и вводом для подачи реактивов. Вывод для газов соединяли с жидкостью для улавливания трития (гидрозатвор), выделяющегося при растворении. Вводили раствор соляной кислоты до полного растворения бериллиевого фрагмента и рН 1. Затем с помощью подачи малого количества аммиака доводили pH раствора до ~3. После этого вводили комплексообразователь ДТПА до концентрации 0,02 моль/1 моль облученного бериллия. Далее добавляли раствор аммиака (концентрация 13%) в объеме, в 2 раза превышающем объем, необходимый для доведения раствора до рН 7. После этого проводили выдерживание полученного раствора в течение 24 ч при температуре ~73°C для перевода аморфной формы осадка гидроокиси бериллия в кристаллическую форму. Затем проводили отделение осадка гидроокиси бериллия от аммиачного раствора с помощью центрифуги. Далее отделенный осадок гидроокиси бериллия промывали дистиллированной водой объемом, в 10 раз превышающим объем осадка. Отделение осадка гидроокиси бериллия от промывного раствора также проводили на центрифуге. В результате очистки была получена гидроокись бериллия с удельной гамма-активностью 7.9·104 Бк/г (коэффициент очистки порядка 4·102), т.е. на уровне среднеактивных отходов по классификации ОСПОРБ-99/2010.

Осадок гидроокиси бериллия из примера был растворен в соляной кислоте и повторно проведен через все этапы очистки. Данную процедуру повторили дважды. В результате за 3 цикла очистки была получена гидроокись бериллия с удельной активностью ~1·103 Бк/г (коэффициент очистки порядка 3·104), т.е. на уровне низкоактивных отходов по классификации ОСПОРБ-99/2010.

Таким образом, заявляемый способ очистки облученного бериллия от радиоактивных примесей позволяет снизить его радиоактивность до необходимой степени чистоты, что дает возможность его рефабрицировать и использовать повторно.

1. Способ очистки облученного бериллия от радиоактивных примесей, характеризующийся тем, что удаляют тритий, после чего растворяют бериллий в кислоте, добавляют комплексообразователь, затем добавляют раствор аммиака до образования осадка гидроокиси бериллия, переводят аморфную форму осадка гидроокиси бериллия в кристаллическую альфа- или бета-форму, отделяют и промывают осадок.

2. Способ по п.1, характеризующийся тем, что для образования гидроокиси бериллия используют водный раствор аммиака, который добавляют до pH≥7

3. Способ по п.1, характеризующийся тем, что добавляют комплексообразователь диэтилентриаминпентауксусную кислоту (ДТПА) или этилендиаминтетрауксусную кислоту (ЭДТА) с концентрацией до 0,02 моль на 1 моль облученного бериллия.

4. Способ по п.1, характеризующийся тем, что перевод гидроокиси бериллия в кристаллическую форму осуществляют в растворе аммиака выдержкой в течение более 6 месяцев или кипячением раствора в течение ≈24 ч.



 

Похожие патенты:

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.

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.

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.

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.

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.

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

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.
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 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.
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.

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.

Изобретение относится к способу обработки твердых радиоактивных отходов, образованных при переработке ядерного топлива водо-водяных реакторов и реакторов РБМК. Способ заключается в хлорировании отходов молекулярным хлором при температуре 400-500°С и разделении полученных продуктов, при этом огарок и отфильтрованные пылевидные продукты направляют в пурекс-процесс, газовую смесь с целью очистки от ниобия и других легирующих элементов обрабатывают водородом при температуре 450-550°С и пропускают через керамический фильтр, нагретый до 500-550°С, очищенный тетрахлорид циркония кристаллизуют в конденсаторе при температуре не выше 150°С. Изобретение обеспечивает минимизацию объема и перевод большей радиоактивных отходов в более безопасные категории, а также снижение затрат, связанных с захоронением отходов. 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.

Изобретение относится к технологии урана, применительно к эксплуатации производств по разделению изотопов урана, и может быть использовано для очистки различных металлических поверхностей, работающих в среде гексафторида урана, от нелетучих отложений урана. Способ очистки металлических поверхностей от отложений урана включает обработку поверхностей газообразными фторирующими реагентами, содержащими ClF3 и F2 в массовом соотношении (1,7÷3,6):1, в условиях динамического течения процесса, путем циркуляции газов через отложения урана и слой фторида натрия, нагретого до 185-225°C. Изобретение обеспечивает интенсификацию процесса фторирования, селективное извлечение из газа гексафторида урана и исключение образования коррозионно-активных и легкоконденсирующихся продуктов реакций. 1 пр., 1 табл.

Изобретение относится к атомной промышленности. Cпособ обращения с реакторным графитом остановленного уран-графитового реактора включает выборку из кладки реактора. Крупные куски графита измельчают механическим способом. Измельченные куски помещают в плазмохимический реактор в качестве расходуемых электродов. Материал расходуемых электродов испаряют. В область низкотемпературной плазмы вводят окислитель. Производят закалку продуктов плазмохимической реакции. Концентрируют продукты реакции на стенках реактора. Газообразные продукты реакции извлекают из реактора. Часть газового потока закольцовывают и подают вместе с окислителем в реактор. Газообразные продукты реакции за исключением оксидов углерода улавливают скруббером. Оксиды углерода переводят в жидкую фазу и отправляют на дальнейшее захоронение. Твердый зольный остаток извлекают из плазмохимического реактора. Изобретение позволяет очистить радиоаквтивный графит от продуктов деления и активации для дальнейшего безопасного хранения. 4 з.п. ф-лы, 2 ил.
Наверх