Способ переработки радиоактивных отходов теплоизоляционных материалов


 


Владельцы патента RU 2548007:

ЗАКРЫТОЕ АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО "ЭКОМЕТ-С" (RU)

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 области охраны окружающей среды, а точнее к области переработки радиоактивных отходов (РАО). Наиболее эффективно заявляемый способ может быть использован при переработке радиоактивных отходов пористо-волокнистых теплоизоляционных материалов (ТИМ), образующихся в процессе эксплуатации объектов атомной энергетики и промышленности, с получением стеклоподобного материала, в котором радиоактивные загрязнения переведены в малоподвижную форму, что создаст условия для их экологически безопасного хранения и захоронения.

В процессе эксплуатации, проведении ремонтных работ и работ по выводу из эксплуатации на действующих АЭС и других объектах атомной энергетики и промышленности образуется большое количество РАО ТИМ (стекловолокно, минеральная вата, базальтовое волокно), обращение с которыми сводится, главным образом, к временному хранению.

Например, на энергоблоках мощностью в 500 МВт общая поверхность изоляционных покрытий составляет около 8,5·104 м2, а объем тепловой изоляции - около 9·103 м3. Из используемых для теплоизоляции материалов на долю минеральных изделий приходится 65-70% от всего объема изоляции. Основная масса ТИМ, удаляемая в процессе производства ремонтных работ, как правило, содержит активность, не превышающую 3,7·105 Бк/кг по бета-активным нуклидам и на порядок меньше - по альфа-активным нуклидам. Загрязненность ТИМ характеризуется, в основном, присутствием таких радионуклидов, как цезий-134, 137, кобальт-60 и стронций-90. Экспериментально установлено, что в отличие от других типов строительных материалов (бетон, кирпич, штукатурка и т.п.) радиоактивные загрязнения, сорбированные на ТИМ, являются слабофиксированными и легко могут переходить в грунтовые воды в случае затопления хранилищ.

Значительный объем и отсутствие эффективных способов переработки ТИМ создают серьезные проблемы при хранении этих РАО. Для уменьшения объема и создания условий экологической безопасности при длительном хранении радиоактивных ТИМ известно несколько способов их переработки: холодное прессование и переплавка с использованием электрических печей индукционного и электродугового типов.

Известно использование на АЭС в Англии для прессования радиоактивных отходов ТИМ в кипы и непосредственного обжатия установок с плунжером, приводимых в действие сжатым воздухом с усилием 8,5 и 10,5 кН. При прессовании в кипы объем отходов сокращался в 2,5 раза при обжатии - в 5 раз. Спрессованные брикеты помещают в бочки и цементируют [А.А. Ключников и др. Радиоактивные отходы АЭС и методы обращения с ними. - К.: Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, 2005. - С.280-283].

Известно использование для переработки радиоактивных отходов ТИМ на АЭС отечественных установок прессования «Брикет» на основе гидравлических прессов. Спрессованные брикеты размерами 400x400x400 мм перевязывают проволокой и отправляют на захоронение. Коэффициент сокращения объема отходов при данном способе переработки не превышает значения 3 [Бабенко Ю.К. Состояние работ по обращению с РАО на НВАЭС и перспективы их надежной изоляции в будущем. - В кн.: Сборник докладов Всесоюзного научно-технического совещания «Проблемы обращения с РАО и охрана окружающей среды» (ЗАЭС 17-21 июня 1991 г.), М., 1992. - С.13-16].

Известно использование на ряде АЭС установок прессования с применением гидравлических прессов с повышенной эффективностью, при котором ТИМ запрессовывают в бочки емкостью 200 л, закатывают их металлической крышкой и перемещают в места хранения. При этом исключается распыление и рассеивание спрессованных теплоизоляционных материалов [Барбузова Н.Т. Особенности обращения с ТРО, способы их переработки и временного хранения на ЗАЭС. - В кн.: Сборник докладов Всесоюзного научно-технического совещания «Проблемы обращения с РАО и охрана окружающей среды» (ЗАЭС 17-21 июня 1991 г.) М., 1992. - С.13-16].

Известен способ переработки радиоактивных отходов ТИМ на Курской АЭС с использованием гидравлического пресса с номинальным усилием 960 кН. С его помощью в стальные бочки емкостью 200 л были запрессованы ТИМ объемом более 4,5·104 м3 [Никитенко В.Г. Переработка низко активных отходов, в том числе теплоизолирующих материалов, методом плавления в электропечах, см. Приложение 16 к памятной записке о международном совещании по вопросам обращения с РАО и ОЯТ, 18-23 июня 2007 г., АЭС «Богунице», Пештяны, Словакия].

Основными недостатками всех вышеперечисленных способов компактирования ТИМ холодным прессованием являются:

- низкий коэффициент сокращения объема отходов, который не превышает 5;

- отсутствие эффекта повышения степени фиксации радиоактивных веществ поверхностью теплоизоляционных материалов;

- необходимость получения отходов ТИМ с влажностью не более 3-5%, что требует наличия технологического оборудование для его сушки, так как от влажности спрессованных отходов зависит срок защитного действия стенок стальных бочек, в которые они помещаются перед отправкой на хранение.

В отличие от способов прессования высокотемпературные способы переработки радиоактивных отходов ТИМ позволяют получать механически прочные и химически устойчивые стеклоподобные материалы, отвечающие требованиям надежной изоляции РАО от внешней среды, и пригодные для безопасного долговременного хранения или захоронения.

Для переплавки радиоактивных отходов ТИМ известно применение электрошлаковых печей, в которых получение шлакового расплава и расплавление шихтового материала происходит за счет электрической дуги. Опыт эксплуатации таких установок подтвердил факт образования значительного объема вторичных радиоактивных отходов, образующихся при замене огнеупорной кладки, срок службы которой ограничен примерно 20 циклами [Кунков Ф.Ф. Электротермическая установка для кондиционирования РАО / Ф.Ф. Кунков, В.А. Горбунов // Обращение с радиоактивными отходами. М.: ЭНИЦ ВНИИ АЭС, 2002. - 126 с.].

Опыт, накопленный в странах с развитой атомной энергетикой, свидетельствует, что в области переработки отходов ТИМ методом остекловывания наибольшее распространение получили электрические печи индукционного типа.

Известно использование в качестве печи для переплавки отходов теплоизоляции индукционного плавителя с «холодным» тиглем. Конструкционные и технологические особенности индукционных печей с «холодным» тиглем позволяют проводить процесс плавления различных материалов в широком диапазоне температур (до 2500°C) без существенных проблем, связанных с коррозионной устойчивостью конструкционных материалов. Поэтому переплавка теплоизоляции может проводиться без введения флюсующих добавок, снижающих температуру плавления и увеличивающих объем конечного стеклоподобного материала переплавки, который имеет высокую гидролитическую устойчивость и механическую прочность.

Однако для индукционных печей с «холодным» тиглем присущи такие недостатки, как образование сводов и корок над расплавом, которые приводят к зарастанию колошниковой зоны тигля, следствием чего является остановка плавления ТИМ или паровой взрыв; периодическое зарастание отверстия для слива расплавленной массы; возникновение высокочастотного пробоя (коронарных разрядов) между секциями тигля; неремонтопригодность тигля [Д.Б. Лопух. «Обоснование новой российской концепции построения установки остекловывания РАО методом индукционной плавки в холодных тиглях». Вопросы радиационной безопасности. 2009 г., №9. - С.26-32].

Плавление ТИМ в индукционных печах промышленного исполнения возможно только при использовании тигля из электропроводящего материала, например, графит. Это создает определенные трудности: в отечественной промышленности выпускают графитовые тигли с максимальным рабочим объемом 700 л; в процессе плавки происходит интенсивно разрушение тигля (выгорание). Для снижения температуры проведения процесса при использовании индукционных печей до величины 1200°C рекомендуется использование специальных добавок.

Согласно одному из способов отходы ТИМ, предварительно измельченные, смешивают с другими РАО, образующимися на АЭС, например с продуктами кальцинации ЖРО. Содержащиеся в таких отходах оксиды бора и натрия должны составлять 30-40% от массы теплоизоляционного материала [Европейский патент, №0452176, МКИ: G21F 9/14, 9/32, «Способ и печь для обработки плавких отходов», «Изобретения стран мира», 1993, вып.99, №2].

Известен способ переработки радиоактивных отходов минераловатных теплоизоляционных материалов АЭС, выбранный нами за прототип, включающий остекловывание отходов путем их переплавки с флюсовыми добавками при температуре ниже 1200°C. В качестве флюса используют закись железа (FeO) в количестве 10-25% от массы отходов [1]. Согласно описанию отходы ТИМ измельчают и добавляют при тщательном перемешивании закись железа (FeO) в количестве 10-25% от массы отходов. Затем смесь плавят в индукционной печи при температуре 1170-1200°C и получают после охлаждения стеклоподобный материал, общее содержание активности в котором составляет 80-91% от начальной активности. Полученный материал отвечает требованиям надежной изоляции РАО от внешней среды и пригоден для долговременного хранения или захоронения. Данный способ может осуществляться на промышленных индукционных печах с использованием жаростойких токопроводяших (графитовых, металлических и др.) тиглей.

Одним из основных недостатков данного способа является высокая степень уноса радионуклидов, в частности цезия - 137 (до 20%), в процессе переплавки за счет испарения через зеркало расплава в газовую фазу.

К недостаткам данного способа также следует отнести необходимость проведения дополнительных технологических операций по подготовке ТИМ к переплавке. Кроме указанных в описании патента операций по измельчению ТИМ, добавлений и тщательному перемешиванию отходов с флюсующей добавкой, перед загрузкой в индукционную печь по требованиям обеспечения безопасности отходы должны подвергаться сушке до остаточной влажности не более 4%. На практике влажность радиоактивных ТИМ Ленинградской АЭС составляет от 10% и более (до 200-300% по весу) в зависимости от условий хранения. Для осуществления этих подготовительных операций потребуется соответствующее технологическое оборудования, оснащенное системами газоочистки.

К существенным недостаткам способа-прототипа следует отнести сложность аппаратурного оформления технологического процесса, требующего использования большого количества, в том числе нестандартного оборудования повышенной сложности (высоковольтные трансформаторы, генераторы высокой частоты тока, индуктор, плавитель, системы газоочистки и др.) с большим энергопотреблением и высокой стоимостью. Для эксплуатации такого оборудования требуется привлечение высококвалифицированного персонала.

Задачей, на решение которой направлено заявляемое изобретение, является создание способа переработки радиоактивных отходов пористо-волокнистых теплоизоляционных материалов, позволяющего:

- снизить унос цезия-137 в газовую среду в процессе высокотемпературной обработки ТИМ, и, следовательно, существенно уменьшить поступление радиоактивных загрязнений в систему газоочистки;

- упростить технологию переработки радиоактивных ТИМ за счет исключения технологических операций по сушке, измельчению, добавлению реагентов и тщательному перемешиванию смеси перед высокотемпературной обработкой;

- исключить применение дополнительных реагентов в процессе переработки ТИМ;

- использовать более простое, не требующее при обслуживании высокой квалификации персонала, и доступное технологическое оборудование с низкой стоимостью и меньшей металлоемкостью;

- снизить энергетические затраты на проведение технологического процесса;

- исключить образование дополнительных вторичных твердых РАО (отработанные тигли - плавители).

Для решения поставленной задачи и достижения указанного технического результата в способе переработки радиоактивных отходов ТИМ, включающем подготовку и высокотемпературную обработку в электрической печи с получением после охлаждения на воздухе до температуры окружающей среды стеклоподобного материала, подготовку отходов проводят холодным прессованием в брикеты, после чего их нагревают в электрической печи камерного типа до температуры 1050-1150°C и выдерживают при этой температуре в течение 1 часа.

Сущность заявляемого способа заключается в том, что предварительную подготовку радиоактивных отходов ТИМ проводят холодным прессованием в брикеты, а процесс высокотемпературной обработки ведут в электрической печи камерного типа в течение времени, необходимого для нагрева спрессованных отходов до температуры 1050-1150°C с последующей их выдержкой не менее 1 часа при этой же температуре. Образовавшийся стеклоподобный материал охлаждают при температуре окружающей среды.

При проведении экспериментов был установлен неожиданный эффект превращения (трансформации) практически всех радиоактивных загрязнений, находящихся на поверхности ТИМ, после высокотемпературной обработки в диапазоне температур 900-1150°С из категории не фиксированных в категорию надежно фиксированных. Показателем, который подтверждает этот факт, является увеличение на 3-4 порядка химической устойчивости получаемого стеклоподобного материала, которая характеризуется согласно ГОСТ Р 50927-96 скоростью выщелачивания радионуклидов при длительном пребывании в воде. Показатель химической устойчивости по ГОСТ 29114 для отходов ТИМ - это скорость выщелачивания цезия-137, выраженная в г/(см2·сут), как наиболее подвижного и трудно удерживаемого в водных и других системах радионуклида.

Описание заявляемого способа переработки радиоактивных отходов теплоизоляционных материалов сопровождается двумя примерами.

Пример 1. Методика проведения экспериментов по переработке ТИМ с получением стеклоподобного материала, в котором радиоактивные загрязнения переведены в малоподвижную форму, и оценке распределения радиоактивных загрязнений цезия в процессе высокотемпературной обработки.

Для изготовления образцов применяли маты минеральные прошивные марок М-100, М-150 и М-200, использовавшиеся для теплоизоляции поверхностей оборудования основного контура циркуляции реакторной установки РБМК-1000 Ленинградской АЭС. Активность образцов составляла в среднем (2-3)·105 Бк/кг и была обусловлена, в основном, радионуклидами цезия - 134, 137, при 15-20% вкладе в общую активность кобальта-60. Маты с двух сторон были покрыты стеклотканной оболочкой и прошиты стеклянными нитями. С помощью керна-пробойника из матов вместе с покрывными материалами вырубали образцы с размерами, позволяющими вставить их внутрь отрезка трубы длиной 20 см. Затем во внутрь трубы вставляли пуансон, который с помощью лабораторного пресса вдавливали в трубу отходы на глубину до 16 см, создавая сокращения первоначального объема ТИМ примерно в 5 раз. Спрессованный образец, представляющий таблетку высотой около 4 см, извлекали из трубы, взвешивали (серия образцов имела одинаковую исходную массу) и помещали в фарфоровый тигель с измеренным объемом. Высокотемпературную обработку образцов при 950, 1050 и 1150°C проводили в лабораторной электрической печи муфельного типа, которая отличается от электропечи камерного типа только значительно меньшим рабочим объемом (3-5 л вместо 50 и более л). Образцы серии А получали из ТИМ на основе стекловолокна совместно со стеклотканной оболочкой.

Для оценки распределения цезия-137 в процессе высокотемпературной обработки ТИМ между стеклоподобным материалом и газовой фазой воздух, выходивший из лабораторной муфельной печи, пропускали через установленное после печи пробоотборное устройство, на котором задерживались радионуклиды и взвеси (аэрозоли). Фильтры активности взвешивали на аналитических весах до и после эксперимента. Образцы ТИМ серии А до и после высокотемпературной обработки и фильтры активности обсчитывали на полупроводниковом гамма-спектрометре.

Таким же образом поступали с образцами, которые изготавливались из минеральной ваты без стеклотканной оболочки (образцы серии Б).

Результаты экспериментов. Взвешивание образцов серий А и Б после обработки при 950, 1050 и 1150°C, а также фильтров активности показало, что потери масс - незначительны (<0,5% от исходных масс образцов). Убыль активности за счет летучести соединений цезия также мала (1-2% от исходной активности образцов), следовательно, она практически вся (на 98-99%) остается в стеклоподобном материале, см. таблицу, режим 3.

Коэффициент сокращения объема отходов для образцов серии А и Б при 950°C составлял в среднем 16, при 1050°C - 19, а при 1150°C - 20. Увеличение времени выдержки образцов при достижении указанных температур с 1 до 2-3 ч практически не приводило к изменению степени сокращения объема отходов, а следовательно, из экономических соображений не целесообразно. Режим обработки 3, приведенный в таблице, следует считать оптимальным.

Пример 2. Основным фактором, определяющим безопасность РАО, направляемых на захоронение, является их водостойкость, определяемая по выщелачиваемости из них радионуклидов.

Для оценки скорости выщелачивания цезия - 137 использовали образцы полученных стеклоподобных материалов. Изучение скорости выщелачивания цезия - 137 проводили в соответствии с методикой, рекомендованной МАГАТЕ, и согласно ГОСТ Р 51883-2002. Определение этого показателя качества предусматривает длительный контакт (3-4 месяца) водной среды (выщелаты) с поверхностью образцов из стеклоподобных материалов с периодическим измерением активности выщелатов. В процессе проведения экспериментов в течение 90-суточной выдержки практически во всех выщелатах активность цезия-137 находилась на уровне чувствительности спектрометра-4 Бк/л, в нескольких пробах - выщелатах после 1-й недели выдержки были зафиксированы значения 6-10 Бк/л.

Таблица
Режимы обработки и результаты переработки ТИМ
Режим обработки образцов ТИМ Температура процесса, °C Плотность материала, г/см3 Содержание цезия-137 в стеклоподобном материале, в % от исходного
1. Обработка по способу-прототипу: плавление в индукционной печи с добавкой 25% FeO 1170 2,9 80 (из описания патента РФ №2127460)
2. Обработка по способу-прототипу: плавление в индукционной печи с добавкой 10% FeO 1200 3,0 91 (из описания патента РФ №2127460)
3. Обработка по заявляемому способу: нагрев спрессованных образцов в электрической печи камерного типа и выдержка в течение 1 ч 1050-1150 Серия А - 2,0 Серия Б - 2,3 98-99

Скорость выщелачивания цезия-137 из оплавленных образцов ТИМ серий А и Б была примерно одинакова и составляла (3-4)·10-7 г/(см2·сут.).

Для сравнения приводим значения скоростей растворения стеклянной матрицы - 10-7 г/(см2·сут.) и выщелачивания цезия - 137 из натурных образцов ТИМ после переплавки в индукционной печи - 1·10-7 г/(см2·сут.) [Никифоров А.С. и др. Обезвреживание ЖРО. - М.: Энергоатомиздат, 1985. - С.184], [Отчет Сосновоборского НИИ ВНИПИЭТ «Создание опытно-промышленной установки переплавки РАО теплоизоляции. Обследование безопасности захоронения продуктов переплавки РАО теплоизоляции, договор 6-0050/94, инв. №185 по архиву СНИИ ВНИПИЭТ, 1995].

Как видно, вышеуказанные величины скоростей выщелачивания из переработанных по предлагаемому способу образцов ТИМ и скорость растворения стеклянной матрицы, а также образцов ТИМ, переплавленных в индукционной печи, являются сопоставимыми.

Предлагаемый способ переработки радиоактивных отходов теплоизоляционных материалов в сравнении с прототипом позволяет:

- уменьшить объем твердых РАО в системе газоочистки за счет снижение уноса радионуклидов цезия - 137 в газовую фазу в процессе переработки ТИМ с 9-20% до 1-2%;

- упростить технологию переработки радиоактивных ТИМ за счет исключения технологических операций по сушке, измельчению, добавлению реагентов и тщательному перемешиванию смеси перед термической обработкой;

- исключить использование дополнительных реагентов в процессе переработки ТИМ;

- использовать более простое, доступное, с меньшей металлоемкостью и стоимостью технологическое оборудование, не требующее при обслуживании высокой квалификации персонала;

- сократить затраты электроэнергии на обработку 1 кг ТИМ в электропечах камерного типа до 1,5-2,0 кВт·час, против 8-8,5 кВт·час/кг при остекловывании ТИМ в индукционных печах (Скачек М.А. Обращение с отработанными ЯТ и РАО АЭС: учебное пособие для ВУЗов. - М.: Издательский дом МЭИ. 2007. - 448 с.).

- исключить образование дополнительных вторичных твердых РАО (отработанные тигли - плавители).

Источник информации

1. Патент РФ №2127460. Способ переработки радиоактивных отходов минераловатных теплоизоляционных материалов АЭС / Курносов В.А., Лебедев В.И. Грибаненков С.В. и др. - Опубл. 10.03.1999; МКИ 6: G21F 9/28, 9/32.

Способ переработки радиоактивных отходов теплоизоляционных материалов, включающий подготовку, высокотемпературную обработку в электрической печи и охлаждение на воздухе до температуры окружающей среды, отличающийся тем, что подготовку отходов ведут холодным прессованием в брикеты, которые нагревают в электрической печи камерного типа до температуры 1050-1150°C и выдерживают при этой температуре в течение 1 часа.



 

Похожие патенты:

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.

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 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 сельскому хозяйству и защите окружающей среды, в частности к средствам для дезактивации почв, зараженных радиоактивными элементами. Средство для дезактивации почв, зараженных радиоактивными элементами, содержит в своем составе поли-N,N-диалкил-3,4-диметиленпирролидиний галогенид общей формулы в которой R1 и R2 означают независимо друг от друга линейный или разветвленный алкил с 1-6 атомами углерода и X означает фтор, хлор, бром, йод или тетрафторборат, причем средняя молекулярная масса полимера составляет от 75000 до 100000 г/моль. Заявлен также способ дезактивации почв, зараженных радиоактивными элементами, с применением указанных средств. Технический результат - заявленное вещество связывает радиоактивные элементы, снижает содержание их водорастворимых форм, продолжительно действует на структуру почв и урожайность, упрощает процесс дезактивации земель, зараженных радиоактивными элементами. 2 н. и 6 з.п. ф-лы, 8 табл., 6 пр.
Наверх