Способ обезвреживания радиоактивных отходов в силикатном стекле (варианты)

Авторы патента:

Милковска Магдалена (PL)

Лада Веслава (PL)

Дептула Анджей (PL)

Ольчак Тадеуш (PL)

Хмелевски Анджей Г. (PL)

G21F9/00 - Обработка материалов с радиоактивным заражением; устройства для устранения радиоактивного заражения таких материалов

Владельцы патента RU 2542358:

Институт Хемии и Техники Йондровэй (PL)

Заявленное изобретение относится к способу обезвреживания радиоактивных отходов в силикатном стекле. В заявленном способе раствор нитрата металлического элемента, являющийся компонентом радиоактивных отходов, перемешивают в этаноле с тетраэтоксисиланом, разбавленным этанолом, затем добавляют органическую кислоту, предпочтительно аскорбиновую кислоту. После этого смесь перемешивают при комнатной температуре в течение 2-5 ч, предпочтительно в течение 4 ч, в процессе чего протекает начальная стадия гидролиза. Полученный силикатно-гидрокси-нитратно-аскорбиновый золь с содержащимся в нем металлическим элементом, который является компонентом радиоактивных отходов, подвергают второму этапу гидролиза и полимеризации при температуре 70°C. Затем золь подвергают выпариванию до сухого остатка при давлении 0,1 МПа. Термообработку полученного геля производят в течение 4 ч при температуре 1200°C со скоростью нагрева 2°C/мин. Техническим результатом является возможность получения силикатного стекла с прочно внедренным в его структуру металлическим элементом, а также сокращение и упрощение технологического цикла. 2 н. и 8 з.п. ф-лы, 4 пр.

Предметом изобретения является способ обезвреживания радиоактивных отходов в силикатном стекле путем их введения в стабильную структуру стекла, в частности силикатного стекла.

Интенсивное развитие мирового технического прогресса во второй половине прошлого столетия обусловило значительное повышение потребности в электроэнергии, что при постоянном росте цен на ископаемое топливо вызвало повышение интереса к ядерной энергетике. Атомные электростанции характеризуются безопасностью в работе, низкой себестоимостью вырабатываемой электроэнергии, отсутствием вредного воздействия на воздух, почву и воду, при этом практически отсутствуют вредные выбросы в атмосферу. Одной из основных проблем, которую необходимо решить в случае эксплуатации атомных электростанций, является необходимость обезвреживания радиоактивных отходов и их хранение. В этой связи постоянно предлагаются новые способы переработки таких отходов и методы усовершенствования уже применяемых на практике способов, которые направлены на повышение их эффективности, степени безопасности и снижение их стоимости (M.I.Ojovan, J.M.Juoli, W.E.Lee „Application of glass composite materials for nuclear waste immobilization” J. Pak Mater Soc 2008, 2(2)).

Отработанное ядерное топливо относится к высокоактивным отходам (ВАО), так как оно содержит в значительной степени радиоактивные продукты ядерного распада с малым и большим периодами полураспада (в ВАО присутствует от 50 до 60 элементов). В отработанном топливе, помимо прочих элементов, содержатся: плутоний (до 0,02%), уран (до 3%) и менее активные актиноиды: Np, Am, Cm (в пределах 2-3%), а также в больших количествах Ru, Pd, Cs, Sr (от 1 до 10%). В используемых до настоящего времени способах обезвреживания отходов нитратов элементов ВАО осуществляется путем сорбции раствора матрицами, выполненными из керамики, стеклокерамики или стекла. В качестве окончательного этапа используется высокотемпературная переработка в конечный продукт, в котором элементы ВАО находятся в виде устойчивых химических соединений. При этом затвердевание радиоактивных отходов является очень сложным процессом.

В последние годы наиболее перспективным методом обезвреживания радиоактивных отходов считается остекловывание ВАО. Чаще всего пористые матрицы изготавливаются из классических стеклянных порошков SiO₂, а также оксидов и/или карбонатов прочих элементов. После насыщения материала матрицы раствором ВАО производится классическая реакция формования стекла при температуре свыше 1500°C.

Известно, что процесс формования стекла значительно упрощается посредством использования методики золь-гель. Преимущество использования этого процесса заключается в понижении температуры формования стекла, а также возможности его получения в различных физических формах (порошки, волокна, монолиты, пористые структуры). Этот процесс обеспечивает также получение высокой степени однородности конечного продукта остекловывания.

Известен способ получения методом золь-гель пористых стекол, например из SiO2, в виде матриц для сорбции радиоактивных отходов. При осуществлении этого способа необходимо использование катализаторов - чаще всего соляной кислоты и раствора аммиака (T.Woignier, J.Reynes, J.Phalippou, J.L.Dussossoy „Nuclear waste storage in gel - derived materials” J. Sol - Gel Sci. Tech. 2000, 19 (833); T. Woignier, J. Reynes, J. Phalippou, J.L. Dussossoy „Sinterred silica aerogel: a host matrix for long life nuclear wastes” Non-Crystalline Solids 1998, 225 (353)).

Однако в специальной литературе не выявлено информации о внедрении радиоактивных элементов в структуру стекла непосредственно в процессе его получения.

Известен способ получения различного рода химических соединений путем оригинального варианта метода золь-гель, известного как ГЗГП - комплексный процесс золь-гель (патент Польши (ICHTJ) PL-172618), в котором в качестве комплексообразующего агента используется аскорбиновая кислота (АСК).

Этот способ успешно используется во многих процессах синтеза, например, для получения оксидов и кислородных соединений (помимо прочего, диоксида титана, титанатов лития, бария и стронция, высокотемпературных сверхпроводников, биокерамических материалов, оксида вольфрама и вольфраматов, катодных материалов для литиевых батарей (системы Li-Co-Mn-Ni-O)). Полученные результаты были описаны в патентах (PL 172618 - Способ получения высокотемпературных сверхпроводников; PL 198039 - Способ получения двуокиси титана и титанатов лития и бария из тетрахлорида титана; PL 180602 - Способ получения слоев фосфатов кальция, в частности гидроксиапатита).

Процесс КЗГП никогда не использовался для получения стекла и, в частности, для внедрения в стекло элементов металлов.

Рентгеновские исследования структур показали, что в полученном материале отсутствуют полосы, характерные для оксидов металлов, а материалы, включающие все компоненты, имеют аморфную структуру.

Преимущество способа КЗГП при получении стекла с внедренными в него радиоактивными элементами заключается не только в понижении температуры получения конечного однородного продукта, но и в высокой прочности внедрения радионуклидов в структуру стекла, полученного путем прямого синтеза.

Способ обезвреживания радиоактивных отходов в силикатном стекле путем получения силикатного стекла с внедренным в его структуру кобальтом в качестве образца элемента радиоактивных отходов, согласно изобретению заключается в том, что к раствору нитрата кобальта в этаноле при интенсивном перемешивании добавляют тетраэтоксисилан (ТЭОС), разбавленный этанолом, а затем раствор органической кислоты, предпочтительно аскорбиновой кислоты. После этого смесь перемешивают при комнатной температуре в течение 2-5 ч, предпочтительно 4 ч, в процессе чего протекает начальный гидролиз, и полученный силикатно-гидрокси-нитратно-аскорбиновый золь с кобальтом подвергают дальнейшему гидролизу на втором этапе гидролиза и полимеризации при температуре 40-80°C, предпочтительно 70°C, а затем выпаривают до сухого остатка при разрежении 0,1 МПа. Полученный таким способом гель подвергают термообработке при температуре 1200°C в течение 4 ч со скоростью нагрева 2°C/мин.

Полученный при температуре 1200°C конечный продукт представляет собой силикатное стекло с прочно внедренным в его структуру кобальтом.

Способ обезвреживания радиоактивных отходов в силикатном стекле путем получения силикатного стекла со встроенным в его структуру цезием в качестве образца элемента ВАО согласно изобретению заключается в том, что к раствору ТЭОС в этаноле добавляют раствор нитрата цезия, а затем по каплям добавляют органическую кислоту, предпочтительно аскорбиновую кислоту. После этого смесь перемешивают при комнатной температуре в течение 2-5 ч, предпочтительно 4 ч, в процессе чего протекает начальный гидролиз, и полученный силикатно-гидрокси-нитратно-аскорбиновый золь с цезием подвергают дальнейшему гидролизу на втором этапе гидролиза и полимеризации при температуре 40-80°C, предпочтительно 70°C, а затем выпаривают до сухого остатка при разрежении 0,1 МПа. Полученный таким образом гель подвергают термообработке при температуре 1200°C в течение 4 ч со скоростью нагрева 2°C/мин.

Полученный при температуре 1200°C конечный продукт представляет собой силикатное стекло с прочно внедренным в его структуру цезием.

Способ обезвреживания радиоактивных отходов в силикатном стекле путем получения силикатного стекла с внедренным в его структуру стронцием в качестве образца элемента ВАО согласно изобретению заключается в том, что к раствору ТЭОС в этаноле добавляют раствор нитрата стронция, а затем по каплям добавляют органическую кислоту, предпочтительно аскорбиновую кислоту. После этого смесь перемешивают при комнатной температуре в течение 2-5 ч, предпочтительно 4 ч, в процессе чего протекает начальный гидролиз, и полученный силикатно-гидрокси-нитратно-аскорбиновый золь со стронцием подвергают дальнейшему гидролизу на втором этапе гидролиза и полимеризации при температуре 40-80°C, предпочтительно 70°C, а затем выпаривают до сухого остатка при разрежении 0,1 МПа. Полученный таким образом гель подвергают термообработке при температуре 1200°C в течение 4 ч со скоростью нагрева 2°C/мин.

Полученный при температуре 1200°C конечный продукт представляет собой силикатное стекло с внедренным в его структуру стронцием.

Способ обезвреживания радиоактивных отходов в силикатном стекле путем получения силикатного стекла с внедренным в его структуру ниодимом в качестве образца элемента ВАО согласно изобретению заключается в том, что к раствору нитрата ниодима в этаноле при интенсивном перемешивании добавляют тетраэтоксисилан (ТЭОС), разбавленный этанолом, а затем раствор органической кислоты, предпочтительно аскорбиновой кислоты. После этого смесь перемешивают при комнатной температуре в течение 2-5 ч, предпочтительно 4 ч, в процессе чего протекает начальный гидролиз, и полученный таким способом силикатно-гидрокси-нитратно-аскорбиновый золь с ниодимом подвергают дальнейшему гидролизу на втором этапе гидролиза и полимеризации при температуре 40-80°C, предпочтительно 70°C, а затем выпаривают до сухого остатка при разрежении 0,1 МПа. Полученный таким образом гель подвергают термообработке при температуре 1200°C в течение 4 ч со скоростью нагрева 2°C/мин.

Полученный при температуре 1200°C конечный продукт представляет собой силикатное стекло с прочно внедренным в его структуру ниодимом.

Экспериментально доказано, что процесс КЗГП может быть использован для всех металлических элементов, присутствующих в ВАО, а также для других металлических элементов, содержащихся в радиоактивных отходах.

В способе согласно изобретению предпочтительно, чтобы молярное соотношение МеО и SiO₂ составляло 5-30 мол.% для MeO и 70-95 мол.% для SiO₂, особо предпочтительно 10: 90 мол.% для всех систем.

В способе согласно изобретению предпочтительное молярное соотношение ТЭОС: этанол (растворитель): H₂O (вода): аскорбиновая кислота (катализатор) составляет 0,5-1:3-5:15-20:0,02-0,03, особо предпочтительно 0,9:3,6:18:0,027 для всех систем.

Способ согласно изобретению заключается в том, что к системам MeO: SiO₂ добавляется органическая кислота, предпочтительно аскорбиновая кислота.

Неоспоримым преимуществом способа согласно изобретению является использование процесса КЗГП (аскорбиновая кислота в качестве катализатора), что позволяет получить силикатное стекло с прочно внедренным в структуру стекла металлическим элементом: Co, Cs, Sr, Nd. Кроме того, имеет место сокращение и упрощение технологического цикла (снижение давления и температуры до 70°C способствует более быстрому протеканию второго этапа гидролиза и полимеризации), а термообработка производится только в течение 4 ч при температуре 1200°C. Благодаря перечисленным преимуществам снижаются расходы на процесс и, что наиболее важно, обеспечивается прочная связь металлических элементов со структурой стекла, в частности силикатного стекла.

Более детально сущность изобретения поясняется на примерах.

Пример 1.

К 1-молярному раствору нитрата кобальта производства фирмы РОСН в этаноле производства фирмы POLMOS при интенсивном перемешивании добавляли 187,2 мл тетраэтоксисилана (ТЭОС) фирмы Aldrich, разбавленного этанолом в количестве 165,6 мл, а затем по каплям к смеси добавляли 324 мл 0,0008-молярного раствора аскорбиновой кислоты (L-аскорбиновая кислота) фирмы Алдрич. Через четыре часа перемешивания при комнатной температуре начинался начальный этап гидролиза. Второй этап гидролиза и полимеризации полученного силикатно-гидрокси-нитратно-аскорбинового золя с кобальтом проводили в выпарном аппарате фирмы Buchi при температуре 70°C, а затем производили его выпаривание до сухого остатка при давлении 0,1 МПа. Полученный таким способом гель подвергали термообработке при температуре 1200°C (в печи с программированием фирмы Carbolite). Прокаливание производили в течение 4 ч, при этом скорость подъема температуры до 1200°C составляла 2°C/мин. Полученный при температуре 1200°C конечный продукт представляет собой силикатное стекло с прочно внедренным в его в структуру кобальтом.

Полученный эффект был подтвержден результатами термического анализа полученного продукта, проведенного на дериватографе MOM производства Венгрии, в процессе которого определялась температура кальцинации и синтезирования. Физико-химические свойства полученного продукта после прокаливания в течение 4 ч при температуре 1200°C определялись с использованием сканирующего микроскопа (Zeiss DSM 942), посредством дифракции X-излучения с использованием дифрактометра Rigak Miniflex с излучением Cu-K_α, а также спектрометра для исследований в инфракрасной части спектра марки Brüker - Equinox 55.

Рентгеновские исследования структуры показали, что в полученном материале отсутствуют полосы, характерные для оксидов металлов, а все компоненты имеют аморфную структуру, при этом результаты исследований в инфракрасной части спектра свидетельствуют об отсутствии примесей.

Пример 2.

К раствору 187,2 мл тетраэтоксисилана (ТЭОС) в 265,6 мл этанола при интенсивном перемешивании добавляли 124 мл 0,0008-молярного раствора нитрата цезия фирмы Alfa Cesar, а затем медленно по каплям добавляли 200 мл 0,00014-молярного раствора аскорбиновой кислоты. После перемешивания в течение четырех часов при комнатной температуре, при котором протекал начальный этап гидролиза, полученный силикатно-гидрокси-нитратно-аскорбиновый золь с цезием подвергали второму этапу гидролиза и полимеризации при температуре 70°C, а затем - выпариванию до сухого остатка при давлении 0,1 МПа. Полученный таким способом гель подвергали термообработке при температуре 1200°C аналогично примеру 1. Полученный при температуре 1200°C конечный продукт представляет собой силикатное стекло с прочно внедренным в его структуру цезием.

Данный эффект был подтвержден результатами термического анализа, а также определения физико-химических свойств полученного продукта (аналогично примеру 1).

Пример 3.

К раствору 187,2 мл тетраэтоксисилана (ТЭОС) в 265,6 мл этанола при интенсивном перемешивании добавляли 44 мл 0,0023-молярного раствора нитрата стронция фирмы Alfa Cesar, а затем медленно по каплям добавляли 280 мл 0,0001-молярного раствора аскорбиновой кислоты. После перемешивания в течение четырех часов при комнатной температуре, в процессе чего протекал начальный этап гидролиза, полученный силикатно-гидрокси-нитратно-аскорбиновый золь со стронцием подвергали второму этапу гидролиза и полимеризации при температуре 70°C, а затем - выпариванию до сухого остатка при давлении 0,1 МПа. Полученный таким способом гель подвергали термообработке при температуре 1200°C аналогично предыдущим примерам. Полученный при температуре 1200°C конечный продукт представляет собой силикатное стекло с прочно внедренным в его структуру стронцием.

Пример 4.

К 1-молярному раствору нитрата ниодима производства фирмы РОСН в этаноле при интенсивном перемешивании добавляли 187,2 мл тетраэтоксисилана (ТЭОС), разбавленного этанолом в количестве 165,6 мл, а затем к смеси медленно по каплям добавляли 324 мл 0,0008-молярного раствора аскорбиновой кислоты. Через четыре часа перемешивания при комнатной температуре начинался начальный этап гидролиза. Второй этап гидролиза и полимеризации полученного силикатно-гидрокси-нитратно-аскорбинового золя с ниодимом проводили при температуре 70°C, а затем производилось его выпаривание до сухого остатка при давлении 0,1 МПа. Полученный таким способом гель подвергали термообработке при температуре 1200°C аналогично предыдущим примерам. Полученный при температуре 1200°C конечный продукт представляет собой силикатное стекло с прочно внедренным в его структуру ниодимом.

1. Способ обезвреживания радиоактивных отходов в силикатном стекле путем получения силикатного стекла с внедренным в его структуру кобальтом или ниодимом, которые являются образцом элементов радиоактивных отходов, отличающийся тем, что к раствору нитрата кобальта или ниодима в этаноле при интенсивном перемешивании добавляют тетраэтоксисилан (ТЭОС), разбавленный этанолом, а затем раствор органической кислоты, предпочтительно аскорбиновой кислоты, после чего смесь перемешивают при комнатной температуре в течение 2-5 ч, предпочтительно 4 ч, осуществляя начальный гидролиз, а полученный силикатно-гидрокси-нитратно-аскорбиновый золь с кобальтом или ниодимом подвергают дальнейшему гидролизу на втором этапе гидролиза и полимеризации при температуре 40-80°C, предпочтительно 70°C, выпаривают до сухого остатка при разрежении 0,1 МПа, а полученный таким способом гель подвергают термообработке при температуре 1200°C, предпочтительно в течение 4 ч, со скоростью нагрева 2°C/мин, до получения в качестве конечного продукта силикатного стекла с прочно внедренным в его структуру кобальтом или ниодимом.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что мольное соотношение MeO и SiO₂ имеет различное значение для различных металлических элементов и составляет 10:90 мол.%.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что к системам MeO:SiO₂ добавляют органическую кислоту, предпочтительно аскорбиновую кислоту.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что мольное соотношение ТЭОС:этанол: H₂O:аскорбиновая кислота имеет различные значения для различных элементов и составляет 0,5-1:3-5:15-20:0,02-0,03, предпочтительно 0,9:3,6:18:0,027.

5. Способ по п.2, отличающийся тем, что мольное соотношение MeO и SiO₂ составляет 5-30 мол.% для MeO и 70-90 мол.% для SiO₂.

6. Способ обезвреживания радиоактивных отходов в силикатном стекле путем получения силикатного стекла с внедренным в его структуру цезием или стронцием, которые являются образцом элементов радиоактивных отходов, отличающийся тем, что к раствору ТЭОС в этаноле добавляют раствор нитрата цезия или нитрата стронция, а затем по каплям добавляют органическую кислоту, предпочтительно аскорбиновую кислоту, после чего смесь перемешивают при комнатной температуре в течение 2-5 ч, преимущественно 4 ч, осуществляя начальный гидролиз, а полученный силикатно-гидрокси-нитратно-аскорбиновый золь с цезием или стронцием подвергают дальнейшему гидролизу на втором этапе гидролиза и полимеризации при температуре 40-80°C, предпочтительно 70°C, выпаривают до сухого остатка при разрежении 0,1 МПа и полученный таким способом гель подвергают термообработке при температуре 1200°C в течение 4 ч со скоростью нагрева 2°C/мин.

7. Способ по п.6, отличающийся тем, что мольное соотношение MeO и SiO₂ имеет различное значение для различных металлических элементов и составляет 10:90 мол.%.

8. Способ по п.6, отличающийся тем, что к системам MeO:SiO₂ добавляют органическую кислоту, предпочтительно аскорбиновую кислоту.

9. Способ по п.6, отличающийся тем, что мольное соотношение ТЭОС:этанол:H₂O:аскорбиновая кислота имеет различные значения для различных элементов и составляет 0,5-1:3-5:15-20:0,02-0,03, предпочтительно 0,9:3,6:18:0,027.

10. Способ по п.7, отличающийся тем, что мольное соотношение MeO и SiO₂ составляет 5-30 мол.% для MeO и 70-90 мол.% для SiO₂.

Изобретение относится к средствам переработки жидких органических радиоактивных отходов. В заявленном способе предусмотрено распыление отходов пневмофорсункой и сжигание их в циклонной печи.

Способ переработки огарков фторирования // 2537581

Изобретение относится к способам переработки уран-фторсодержащих растворов, полученных от растворения огарков фторирования в производстве гексафторида урана. Способ включает растворение огарков в растворе азотной кислоты, извлечение урана из фторсодержащего азотнокислого раствора путем восстановления его гидразином на платиновом катализаторе, при постоянной очистке поверхности катализатора от осадка тетрафторида урана, отделение катализатора от азотнокислого раствора и осадка тетрафторида урана, обеспечение эквимолярного отношения фторид-ионов к урану (IV) в полученном растворе и разделение осадка тетрафторида урана и азотнокислотного раствора, при этом азотнокислотный раствор повторно используют для растворения огарков фторирования, предварительно доукрепив по азотной кислоте.

Способ подготовки карбидного оят к экстракционной переработке (варианты) // 2529185

Заявленное изобретение относится к способу подготовки карбидного ОЯТ к экстракционной переработке. Заявленный способ включает подавление действия содержащихся в азотнокислом растворе карбидного топлива комплексообразующих лигандов путем их окисления азотной кислотой в присутствии катализатора, в качестве которого используют поливалентный металл, находящийся в азотнокислом растворе или вводимый в него до или после растворения карбидного ОЯТ, выбранного из ряда: церий, железо, марганец, технеций, ртуть.

Нейтронно-активационный способ контроля выгорания отвс реакторов на тепловых нейтронах и устройство для его реализации // 2527489

Заявленное изобретение относится к средствам измерения глубины выгорания отработавших тепловыделяющих сборок реакторов на тепловых нейтронах. На дно бассейна выдержки под водой устанавливают диагностический контейнер.

Композиция для долговременного хранения трансурановых элементов // 2524930

Изобретение относится к области изоляции радиоактивных отходов, образующихся при переработке облученного топлива атомных электростанций (АЭС), а именно к области иммобилизации трансурановых элементов. Наиболее эффективно заявляемое изобретение может быть использовано в процессе переработки отработавшего топлива АЭС с целью длительной и надежной изоляции трансурановых элементов и одновременно с сохранением в будущем возможности их извлечения и использования, или для дальнейшей переработки с использованием процесса трансмутации. Сущность изобретения состоит в том, что оксиды трансурановых элементов смешивают с порошком металлического палладия в соотношении, мас.%: оксидов трансурановых элементов - 30-70, металлический палладий - 70-30, и полученную смесь подвергают прессованию. В результате получается композиция для долговременного хранения трансурановых элементов, которая включает оксиды трансурановых элементов в металлическом палладии, что обеспечивает высокую химическую устойчивость материала, безопасность хранения на неограниченный период времени и при этом сохраняется возможность извлечения ТПЭ после растворения предложенной композиции в азотной кислоте. Для получения предложенной композиции предлагается использовать техногенный, (“реакторный”) палладий, являющийся продуктом деления ядерного топлива.

Термостойкий нейтронозащитный материал // 2522580

Изобретение относится к материалам с нейтронопоглощающими свойствами для защиты от нейтронного излучения. Предложен термостойкий нейтронозащитный материал, состоящий из магнийфосфатного связующего (24-33 мас.%) и порошковой части (76-67 мас.%), при этом порошковая часть содержит гидрид титана ТiH2 (90,3-95,5 мас.%), оксид магния MgO (2,7-4,5 мас.%) и карбид бора В4С (1,8-5,2 мас.%).

Способ селективного извлечения радионуклидов из радиоактивных азотнокислых растворов (варианты) // 2522544

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при производстве «реакторного» 99Мо как генератора 99mТc биомедицинского назначения, а также при анализе технологических растворов для предварительного выделения Мо или Мо и Zr при экстракционной переработке растворов технологии отработавшего ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС).

Способ определения оптимальных параметров растворения оксидов переходных металлов в растворах, содержащих комплексообразующий агент // 2516274

Изобретение относится к способу определения оптимальных параметров растворения оксидов переходных металлов в растворах, содержащих комплексообразующий агент, и может быть использовано в атомной энергетике.

Машина для резки трубопровода // 2498429

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к оборудованию и методам обращения с радиоактивными отходами. Изобретение может использоваться при резке трубопроводов в труднодоступных зонах нефтехимической, газовой промышленности и общем машиностроении.

Способ мониторинга глубинного захоронения жидких промышленных отходов // 2492534

Изобретение относится к горному делу и может быть использовано при разведке, проектировании и эксплуатации полигонов глубинного захоронения жидких промышленных отходов, а так же при использовании водоносных горизонтов, содержащих высокоминерализованные подземные воды, для других целей.

Способ обработки облученного реакторного графита // 2546981

Изобретение относится к способам обработки облученного реакторного графита. Заявленный способ включает стадии термической деструкции и окисления. На подготовительном этапе графит помещают в термическую камеру, затем через термическую камеру продувают газообразную инертную среду, нагретую до максимальной температуры от 700°C до 1100°C, с выведением газовых радиоактивных продуктов деструкции в инертную среду. Далее газообразную инертную среду подвергают обработке для выделения и последующей утилизации радиоактивных соединений трития и хлора-36. Далее следует этап окисления, в котором через термическую камеру продувают газообразную кислородсодержащую среду с выведением газовых радиоактивных продуктов реакции окисления в кислородсодержащую среду, причем значение температуры среды поддерживают выше 500°C, но ниже максимальной температуры газообразной инертной среды на этапе термической деструкции. Затем полученную кислородсодержащую среду с радиоактивными продуктами реакции выводят из термической камеры и подвергают обработке для выделения и последующей утилизации радиоактивных соединений углерода-14. На заключительном этапе графит извлекают из термической камеры. Техническим результатом является возможность повышения эффективности очистки облученного реакторного графита от радионуклидов за счет его глубокой объемной и селективной дезактивации, а также увеличение безопасность дезактивации. 3 з.п. ф-лы, 2 ил.

Способ создания барьера in situ для предотвращения миграции компонентов радиоактивных отходов из зон захоронения и областей радиоактивного загрязнения // 2547812

Изобретение относится к средствам захоронения и утилизации жидких радиоактивных отходов и может быть использовано на предприятиях, хранящих радиоактивные отходы (РАО) низкой и средней активности в хранилищах различного типа, а также в зонах радиационных загрязнений с потенциальным выходом компонентов РАО в окружающую среду. В заявленном способе предусмотрен подбор эффективных высоко радиорезистентных штаммов микроорганизмов, способных окислять органические компоненты РАО (ацетат, оксалат и др.) и восстанавливать нитрат-анионы и трансвалентные радионуклиды, ограничивая их распространение в геологической среде, а также подбор концентраций водных растворов углеводов для стимулирования микробиологических процессов в подземных условиях. Техническим результатом является уменьшение распространения компонентов радиоактивных отходов из зон захоронения и радиоактивного загрязнения. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

Способ переработки радиоактивных отходов теплоизоляционных материалов // 2548007

Изобретение относится к способу переработки радиоактивных отходов, в частности пористо-волокнистых теплоизоляционных материалов (ТИМ), образующихся в процессе эксплуатации объектов атомной энергетики и промышленности. В заявленном способе осуществляют холодное прессование отходов в брикеты, затем проводят процесс высокотемпературной обработки в электрической печи камерного типа для нагрева спрессованных отходов до температуры 1050-1150°C с последующей их выдержкой еще не менее 1 часа при этой же температуре. Далее образовавшийся стеклоподобный материал охлаждают при температуре окружающей среды. Техническим результатом является снижение уноса в газовую фазу цезия-137 с 9-20% до 1-2%; упрощение технологии переработки ТИМ за счет исключения технологических операций по сушке, измельчению, добавлению реагентов и тщательному перемешиванию смеси перед термической обработкой; возможность использования простого, доступного, с меньшей металлоемкостью и стоимостью технологического оборудования, не требующего при обслуживании высокой квалификации персонала; снижение затрат электроэнергии на обработку ТИМ не менее чем в 4 раза; исключение образования дополнительных вторичных твердых радиоактивных отходов. 1 табл.

Способ дезактивации капсулы с источником ионизирующего излучения // 2552522

Изобретение относится к способам удаления радиоактивных отложений с поверхностей капсул с источником ионизирующего излучения. Способ включает в себя последовательную обработку капсулы раствором кислоты и промывку капсулы водным раствором, которые нагревают до режима пузырькового кипения. Капсулу, помещенную в первую емкость, в течение 10-20 минут промывают в режиме кипения в дистиллированной воде, затем промытую капсулу, помещенную во вторую емкость, дезактивируют в течение 10-20 минут в режиме кипения в 7-10% растворе азотной кислоты, далее охлаждают вторую емкость совместно с капсулой в течение 10-20 минут. Затем после охлаждения из второй емкости отбирают пробу раствора азотной кислоты в количестве 50 мл и проводят измерение ее радиоактивности, причем если радиоактивность пробы не превышает 0,2 кБк, то капсулу считают очищенной, в противном случае операции промывки и дезактивации с чистыми растворами дистиллированной воды и 7-10% растворами азотной кислоты в режиме кипения повторяют до получения проб с радиоактивностью, не превышающей 0,2 кБк. Техническим результатом является упрощение технологии и снижение себестоимости дезактивации капсулы с источником ионизирующего излучения. 1 з.п. ф-лы.

Способ переработки нитратсодержащих жидких радиоактивных отходов // 2552845

Изобретение относится к средствам переработки нитратсодержащих жидких радиоактивных отходов (ЖРО) и может быть использовано на атомных электростанциях и специализированных предприятиях, кондиционирующих радиоактивные отходы низкой и средней активности. В заявленном способе нитратсодержащие ЖРО перед отверждением в неорганический или полимерный матричный материал подвергают биодеструкции за счет ферментативных процессов специально подобранными консорциумами микроорганизмов при добавлении фосфорной кислоты и сахарозы, при этом микроорганизмы восстанавливают нитрат-ионы до молекулярного азота, нерадиоактивная газовая фаза (азот, углекислый газ) выводится в атмосферу. Радионуклиды сорбируются образующимся после биодеградации шлаком биомассы, состоящим из самих микроорганизмов и продуктов их метаболизма; фосфорная кислота способствует микробиологическим процессам денитрификации и дополнительно приводит к образованию осадка фосфата стронция, что способствует увеличению прочности цементной матрицы. Техническим результатом является сокращение объемов нитратсодержащих ЖРО перед включением их в неорганическую (цементную, керамическую) или полимерную матрицу, сокращение объемов конечного продукта, подлежащего длительному хранению (захоронению), предотвращение биодеструкции нитратсодержащих ЖРО в составе цементного компаунда при длительном хранении. 2 з.п. ф-лы, 1 табл., 2 ил.

Хранилище отработанного ядерного топлива // 2554112

Изобретение относится к хранению отработанного ядерного топлива (ОЯТ). Хранилище содержит бассейн 1 с водой, в боковых стенках которого выполнены возвратные охлаждающие трубы 2. На дне бассейна 1 уложены полые диски 3 с перфорацией микроотверстиями в верхней поверхности дисков и конусным посадочным местом в центре дисков 3, к которым подведен трубопровод 4 с сжатым воздухом. Над полыми дисками 3 расположены скрепленные между собой цилиндрические пеналы 5 с отверстиями 6 для пропуска воды в нижней части пеналов 5, в цилиндрические пеналы 5 размещают тепловыделяющие сборки 7. Вода в бассейне 1 полностью накрывает тепловыделяющие сборки 7 и верхние отверстия возвратных охлаждающих труб 2. Загрузочный механизм по координатам центров цилиндрических пеналов 5 осуществляет позиционирование захвата и производит загрузку тепловыделяющей сборки 7 в выбранный цилиндрический пенал 5. Стенки цилиндрических пеналов 5 скреплены между собой и образуют пространственную сотовую структуру. Технический результат - повышение эффективности использования объема бассейна за счет увеличения плотности хранения ОЯТ, а также снижение количества воды в бассейне, приходящегося на единицу веса хранящегося ОЯТ. 2 ил.

Способ удаления радиоактивного изотопа 60co из кубовых остатков атомных электростанций и система для его осуществления // 2558899

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к переработке жидких радиоактивных отходов, в частности кубовых остатков выпарных установок переработки трапных вод атомных электростанций. Способ удаления радиоактивного изотопа 60Co включает окисление кубового остатка в режиме циркуляции через трубчатый реактор под воздействием жесткого ультрафиолетового излучения ксеноновой лампы, вводимой перекиси водорода и непрерывным инжектированным воздухом в реактор, который предварительно направляют во внутренний электрод лампы, а полученную после этого озоно-воздушную смесь направляют в окисляемый раствор, и выделение активированных продуктов коррозии фильтрацией. Изобретение обеспечивает эффективное удаление радиоактивного изотопа 60Со из кубовых остатков атомных электростанций и экономию количества реагентов для соосадительной доочистки. 2 н.п. ф-лы, 1 ил., 1 пр.

Способ вывода из эксплуатации бассейнов с радиоактивными донными отложениями // 2559021

Изобретение относится к атомной промышленности, а более конкретно к реабилитации окружающей среды при выводе из эксплуатации и ликвидации бассейнов с радиоактивными донными отложениями. Часть бассейнов полностью освобождают от радиоактивных донных отложений, которые собирают и подвергают консервации в одном бассейне. Воду из освобожденных бассейнов выдают на подземное захоронение, а освобожденные от радиоактивных донных отложений бассейны подвергают реабилитации послойной засыпкой суглинком и супесью, а после заполнения ими бассейна - слоем почвы. Выбор бассейнов для реабилитации и консервации осуществляют с учетом степени опасности воздействия природных факторов. Освобождение бассейнов от радиоактивных донных отложений проводят из-под защитного слоя воды. Технический результат - снижение радиационного воздействия на персонал, снижение вероятности загрязнения окружающей среды радиоактивными донными отложениями. 3 з.п. ф-лы, 4 ил.

Способ удаления прочнофиксированных радиоактивных загрязнений // 2559291

Изобретение относится к способу удаления прочнофиксированных радиоактивных загрязнений с конструкционных материалов. В заявленном способе дезактивирующий раствор готовят непосредственно на загрязненной поверхности, для чего на нее сначала наносят слой концентрированной серной кислоты с содержанием основного вещества не менее 92%, затем накладывают листовой пористый материал, смоченный в растворах дезактивирующего реагента, выдерживают его, затем удаляют, а поверхность промывают водой. В качестве дезактивирующего реагента используют фосфорноватистую кислоту или ее калиевые или натриевые соли с концентрацией реагентов в смачивающих растворах 2÷3 г/л с выдержкой пористого материала на дезактивируемой поверхности не менее 12 мин. Техническим результатом является снижение класса опасности и концентрации дезактивирующих реагентов (в среднем в три раза), возможность снижения требуемого уровня техники безопасности на рабочем месте при проведении дезактивационных работ при сохранении эффективности дезактивации. 2 ил.

Способ снижения концентрации аммиака в жидких радиоактивных отходах // 2559812

Изобретение относится к средствам переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), а именно к переработке аммиаксодержащих жидких радиоактивных отходов. Заявленный способ снижения концентрации аммиака в жидких радиоактивных отходах включает выпаривание радиоактивных отходов в щелочном режиме и вторичное выпаривание образовавшегося конденсата в кислотном режиме в присутствии нитрита. При этом используется раствор нитрита с концентрацией 150÷800 г/дм3 в количестве на 10÷50% больше стехиометрического по реакции окисления аммиака до азота, подаваемый в емкость с аммиаксодержащими жидкими радиоактивными отходами с последующей выдержкой в течение 3÷24 часов. Конденсат, направляемый на вторичное выпаривание, подается дополнительно в емкость с аммиачным конденсатом. При этом жидкие радиоактивные отходы и аммиачный конденсат с нитритом подвергаются перемешиванию. Техническим результатом является повышение эффективности удаления аммиака из ЖРО, снижение расхода реагентов на регенерацию фильтров, уменьшение количества ЖРО, а также снижение объемов повторно упариваемых растворов и затрачиваемых на упаривание энергоносителей и реагентов. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.