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

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.

 

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, в частности к процессам захоронения и утилизации жидких радиоактивных отходов (ЖРО), 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.

ЖРО представляют собой водные растворы неорганических и органических солей (ацетат, сульфат, хлорид, фосфат, оксалат, бикарбонат натрия, кальция, железа, аммония) общей минерализацией до 300-500 г/дм3. Среди радионуклидов в ЖРО наибольшую опасность представляют долгоживущие изотопы 99Тс, 235,238U, 239Pu, 241Am.

Для радионуклидов в восстановленной форме скорость миграции из хранилищ ЖРО невысока благодаря высокой сорбционной способности вмещающих пород и инженерных барьеров (исключение составляет оксианионы, в которых радиоактивные металлы находятся в высших степенях окисления, например, пертехнетат TcO4-, уранил UO22+, плутонил PuO22+). Однако нерадиоактивные компоненты, например хорошо растворимые нитрат-анионы, способны проникать сквозь элементы многобарьерной защиты и мигрировать с пластовыми водами на значительные расстояния, создавая риск химического загрязнения территорий даже спустя неограниченное время после распада радиоактивных изотопов. Нитрат-анионы, являющиеся основным макрокомпонентом ЖРО, в условиях подземных хранилищ жидких РАО способны вызывать нитратзависимое окисление сорбированных на породах радионуклидов, что чревато повышением миграционной способности трансвалентных радиоактивных элементов в высших степенях окисления [Назина Т.Н., Сафонов А.В., Косарева И.М. и др. Микробиологические процессы в глубинном хранилище жидких радиоактивных отходов “Северный” //Микробиология, 2010, Т.79, 4. - С.551-561]. В случае попадания нитрат-анионов в значимых концентрациях в водозаборы, используемые для хозяйственных нужд, возникает опасность возникновения токсических эффектов.

Используемые во время и после становления атомной отрасли методы захоронения радиоактивных отходов в России и США привели к образованию значительного количества хранилищ, не имеющих защитных барьерных систем, рекомендованных в настоящее время МАГАТЭ. Существующие подземные хранилища обусловливают риск загрязнения окружающей среды как макрокомпонентами, так и радиоактивными изотопами. Предлагаемый метод может быть использован для иммобилизации радионуклидов, а также биодеструкции макрокомпонентов РАО in situ в зонах, прилегающих к хранилищам отходов, и может ь дополнительным барьером для современных хранилищ, спроектированных в соответствии с концепцией многобарьерной защиты.

Известен способ защиты природных вод от радиоактивных и токсичных веществ из хранилищ жидких отходов [патент РФ №2316068, МПК G21F 9/20. Способ защиты природных вод от радиоактивных и токсичных веществ из хранилищ жидких отходов /Захарова Е.В., Каймин Е.П., Константинова Л.И., Зубков А.А., Козырев А.С., Данилов В.В. заявитель и патентообладатель Институт физической химии и электрохимии им. А.Н. Фрумкина Российской академии наук (RU)] за счет создания в водонасыщенном пористом горизонте противофильтрационного барьера, ограничивающего или изменяющего направление загрязненного радиоактивными и токсичными веществами водного потока и предотвращающего загрязнение природных вод и пород. Это достигается тем, что на пути мигрирующего потока за пределами источника загрязнения создают противофильтрационный барьер путем нагнетания в скважины гелеобразующего раствора, причем в качестве гелеобразующего раствора используют раствор кислоторастворимых продуктов разложения пород группы ийолита - уртита. В результате получают раствор, содержащий ионы алюминия, щелочных, щелочноземельных и переходных элементов, а также ортокремневую кислоту. Образование плотного геля в поровом пространстве породы происходит за счет полимеризации ортокремневой кислоты, адсорбции гидратированного алюминия и катионов Са2+, Mg2+, Fe2+, 3+ на поверхности кремнезема в процессе формирования геля и образования между ними соединения, имеющего низкую растворимость. Полученные значения коэффициента фильтрации составляют (м2/сек): для 90Sr - 6,5·10-9, 137Cs - 7,9·10-10, 239Pu - 3,4·10-11, что соизмеримо с данными, полученными для плотных глиняных экранов, и свидетельствует о высоких задерживающих свойствах низкорастворимого гелевого барьера.

Недостатком данного способа является неспособность задерживать нитрат-анионы, содержание которых в ЖРО достигает 50-90 мас.% от общей минерализации.

Известен способ биоремедиации подземных вод вокруг хранилища РАО, загрязненных нитратами, технецием и ураном [J.D. Istok, J.М. Senko, L.R. Krumholz, В. Watson, M.A. Bogle, A. Peacock, Y.-J. Chang, D.С. White. In situ bioreduction of technetium and uranium in a nitrat-contaminated aquifer // Environ. Sci. Technol., 2004, 38, p.468-475], разработанный специалистами национальной лаборатории Оук Ридж совместно с сотрудниками университетов Оклахомы, Теннеси и Орегона. Он заключается в стимуляции естественного микробного сообщества, живущего в могильнике РАО (для работы был выбран один из могильников на Оук Ридж), добавками доноров электронов (солей уксусной кислоты, молочной кислоты, глюкозы) в нитрат-обогащенные подповерхностные слои почвы, что способствовало восстановлению бактериями технеция, урана и нитратного азота. Заметное снижение концентрации урана, технеция и азота в подземных водах под воздействием микробного сообщества наблюдалось уже после 2 месяцев.

Недостатком данного способа является использование в процессах биоремедиации только природного сообщества, не всегда обладающего достаточным метаболическим потенциалом и жизнеспособностью в условиях воздействия РАО. Кроме того, использование молочной и уксусных кислот - продуктов органического синтеза в биотехнологических процессах, не всегда рентабельно.

Наиболее близким к предлагаемому способу, выбранным в качестве прототипа, является способ очистки территорий от РАО, разработанный сотрудниками лаборатории Оук Ридж [A. Peacock, Y.-J. Chang, J. Istok, Д. Krumholz, K. Sublette, D. White, R. Geyer, B. Kinsall, D. Watson. Utilization of microbial biofilms as monitors of bioremediation // Microbial Ecology, 2004, v.47, p.284-292]. В естественную среду для редукции компонентов РАО вносился донор электрона (ацетат натрия, этанол и глюкоза). Для закрепления биопленок микробов также вносились твердые субстраты из стекловаты и бусинок фирмы «Био-Сеп», состоящих из 25% арамидного полимера и 75% порошка активированного угля. По данным авторов, на глубине 3-5 метров происходила редукция нитрат-аниона в молекулярный азот, мобилизация урана, плутония, технеция за счет механизмов биосорбции и биовосстановления.

Недостатками прототипа являются высокая стоимость используемых реагентов и носителей, а также использование метаболического потенциала только природных микроорганизмов без внесения сверхэффективных штаммов, не обладающих проверенной высокой эффективностью иммобилизующих процессов.

Техническим результатом заявленного изобретения является уменьшение распространения компонентов радиоактивных отходов из зон захоронения и радиоактивного загрязнения.

Технический результат достигается тем, что способ создания барьера in situ для предотвращения миграции компонентов радиоактивных отходов (нитрат-ионов, долгоживущих радионуклидов) из зон захоронения и областей радиоактивного загрязнения характеризуется тем, что в зонах захоронения и в областях радиоактивного загрязнения через систему скважин в почву вводятся биогеохимический барьер из культур микроорганизмов, способных производить восстановление нитрат-ионов до молекулярного азота и связывание долгоживущих радионуклидов в малоподвижные формы, и питательного химического раствора, стимулирующего действие микроорганизмов.

Предпочтительно в качестве культур микроорганизмов используются нативные и внесенные штаммы из числа природных непатогенных бактерий родов Pseudomonas, Shewanella, Desulfovibrio.

При этом в качестве питательного химического раствора используются 1-5 масс.% водных растворов углеводов.

Отличительным признаком данного способа является создание биогеохимического барьера непосредственно в геологической среде за счет жизнедеятельности микробной биомассы, способной проводить восстановление нитрат-ионов, иммобилизацию урана, тория, технеция в малоподвижные формы и окислять органические компоненты (ацетат, оксалат).

Отличительным признаком данного способа является стимуляция микробиологических процессов питательным химическим раствором, в качестве которого используются 1-5% водные растворы углеводов, например сахарозы и(или) мелассы, являющиеся отходами пищевой промышленности и имеющие невысокую рыночную стоимость.

Отличительным признаком данного способа является использование наряду с нативными микроорганизмами внесенных штаммов природных непатогенных родов Pseudomonas, Shewanella, Desulfovibrio, обладающих повышенными радиорезистентностью и скоростями денитрификации и металлоредукции, что позволяет оптимизировать биологические свойства барьера, интенсифицировав необходимые процессы.

Реализация способа подтверждается следующими примерами и чертежами:

Фиг.1 - Результаты динамической фильтрации имитатора ЖРО через почву стерильную, нативную, обогащенную микроорганизмами;

Фиг.2 - Эффективность поглощения урана и восстановления нитрат-ионов из почвы при различной концентрации сахарозы.

Пример 1.

В лабораторных условиях был смоделирован состав ЖРО содержанием в 1 л: 2 г нитрат-иона, 0,5 ацетат-аниона, 50 мг трибутилфосфата, 50 мг урана (в виде нитрата уранила), 50 мг тория (в виде нитрата тория IV), 50 мг технеция (в виде пертехнетата калия) и 2 г сахарозы в качестве основного субстрата. Модельные ЖРО пропускали через навеску 10 г почвы, отобранной в районе хранилища РАО ФГУП «РАДОН», в течение 2-5 часов. В первом случае почва была предварительно простерилизована в сушильном шкафу при температуре 70°C в течение суток; во втором - не подвергалась никакой обработке (нативная); в третьем - содержала культуры бактерий родов Pseudomonas, Shewanella, Desulfovibrio в количестве 105 - 106 кл/см3.

Результаты представлены на Фиг.1, где почва, обогащенная подобранным сообществом, наиболее эффективно задерживает компоненты ЖРО, включая семивалентный пертехнетат-анион. Эффективность очистки почвы с использованием разработанного биопрепарата составила 96% по нитрат-аниону, 98% - по урану, 93% - по торию, 84% - по технецию.

Пример 2.

Аналогично примеру 1 повторяли эксперименты с ЖРО того же состава, варьируя концентрацию сахарозы в диапазоне от 0 до 8 об.%. Результаты представлены на Фиг.2, откуда следует, что при содержании сахарозы в растворе менее 1% и более 5% интенсивность процессов падает более чем в 2 раза по сравнению с оптимальной концентрацией 2-4% об.

Заявляемый способ позволяет ограничивать in situ распространение компонентов ЖРО при потенциальном выходе из хранилищ и в зонах возможного радиоактивного загрязнения за счет биотрансформации радионуклидов и токсичных металлов в нерастворимые формы и за счет биодеструкции солевых макрокомпонентов ЖРО.

1. Способ создания барьера in situ для предотвращения миграции компонентов радиоактивных отходов (нитрат-ионов, долгоживущих радионуклидов) из зон захоронения и областей радиоактивного загрязнения, отличающийся тем, что в зонах захоронения и в областях радиоактивного загрязнения через систему скважин в почву вводится биогеохимический барьер из культур микроорганизмов, способных производить восстановление нитрат-ионов до молекулярного азота и связывание долгоживущих радионуклидов в малоподвижные формы, и питательного химического раствора, стимулирующего действие микроорганизмов.

2. Способ по п.1 отличающийся тем, что в качестве культур микроорганизмов используются нативные и внесенные штаммы из числа природных непатогенных бактерий родов Pseudomonas, Shewanella, Desulfovibrio.

3. Способ по любому из пп.1, 2, отличающийся тем, что в качестве питательного химического раствора используются 1-5 масс.% водных растворов углеводов.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к способам обработки облученного реакторного графита. Заявленный способ включает стадии термической деструкции и окисления.
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.

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

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.
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.

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

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

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.

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.

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.

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.

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.

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.

Изобретение относится к средствам электрохимической дезактивации и может быть использовано для проведения глубокой дезактивации радиоактивно загрязненного металла на атомных электростанциях и других предприятиях атомной энергетики и промышленности. В заявленном способе дезактивацию проводят электрохимическим методом с использованием раствора серной кислоты с исходной концентрацией 15÷20 г/л с доведением ее концентрации в конце процесса до 1÷2 г/л, затем осуществляют нейтрализацию и подщелачивание до рН 10,0÷11,0 отработавшего дезактивирующего раствора с использованием дисперсного оксида кальция с размерами частиц 0,05÷0,5 мм. Далее отделенный от осадка раствор доукрепляют серной кислотой до достижения концентрации 15÷20 г/л и направляют на стадию дезактивации. Кроме того, предложено цементировать жидкие радиоактивные отходы, являющиеся суспензией гидроксидов металлов, сульфата и оксида кальция. Техническим результатом является повышение коэффициентов дезактивации при реализации одностадийного процесса дезактивации, а также снижение объема конечных кондиционированных (цементированных) отходов, снижение трудоемкости, энергоемкости процесса, возможность получения металла, готового для повторного использования или утилизации обычной переплавкой, уменьшение количества вторичных радиоактивных отходов. 1 з. п. ф-лы, 1 ил.,3 табл.,3 пр.

Изобретение относится к области утилизации органических отходов, содержащих соединения урана-235 (спецодежда, пластикат, фильтры и пр.). Отходы измельчают, подают дискретно в бункер, затем - в первый шлюзовой питатель. Из последнего отходы непрерывно отбирают в камеру термического разложения в бескислородной атмосфере (пиролиза) и перемещают равномерно вдоль оси камеры к ее выходу. Далее образовавшиеся твердые продукты выводят непрерывно во второй бункер, из которого накопленную порцию дискретно перемещают через шлюзовой затвор в приемный бункер-бокс. Образовавшиеся газообразные продукты подают равномерно в горелочное устройство, образовавшиеся после их сгорания дымовые газы обезвреживают в каталитическом дожигателе, равномерно охлаждают в теплообменнике, промывают в мокром скруббере и выводят в атмосферу. Возможность накопления критической массы урана исключают согласованием режима работы устройств, перемещающих отходы. Технический результат - повышение безопасности эксплуатации оборудования и ядерной безопасности. 1 ил.

Изобретение относится к средствам захоронения и утилизации жидких радиоактивных отходов и может быть использовано на предприятиях, хранящих радиоактивные отходы 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 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.

Наверх