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 области радиационных технологий, а именно к способам удаления радиоактивных отложений с поверхностей капсул с источником ионизирующего излучения (ИИИ).

Известен способ дезактивации капсул с источниками гамма-излучения (см. Патент РФ № 2196363, кл. МПК G21F 9/00, опубл. 10.012003 г.). Сущность изобретения: капсулы с источниками гамма-излучения подвергают последовательной обработке окислительным раствором перманганата калия с азотной кислотой и восстановительным раствором, содержащим щавелевую и азотную кислоту. Для окислительной обработки используют раствор, содержащий 30-40 г/л перманганата калия и 40-50 г/л азотной кислоты, а для восстановительной - используют раствор 40-50 г/л щавелевой кислоты и 5-7 г/л азотной кислоты. После восстановительной обработки капсулы промывают водным раствором, содержащим 30-40 г/л ксиэтилидендифосфоновой кислоты и 15-20 г/л гидроокиси натрия. Процесс на всех стадиях обработки ведут в режиме пузырькового кипения за счет радиационного тепловыделения от обрабатываемых источников.

Недостатком известного способа дезактивации капсулы является то, что дезактивация проводится в среде, состоящей из набора химических элементов, которые приводят к удорожанию технологического процесса. Кроме того, процесс радиационного тепловыделения от обрабатываемых источников сложно контролируемый и плохо управляемый.

Сущность предлагаемого способа дезактивации капсулы с источником ионизирующего излучения заключается в том, что, в первую очередь, капсулу, помещенную в первую емкость, в течение 10-20 минут промывают в режиме кипения в дистиллированной воде, во вторую очередь, промытую капсулу, помещенную во вторую емкость, дезактивируют в течение 10-20 минут в режиме кипения в 7-10% растворе азотной кислоты, в третью очередь, охлаждают вторую емкость совместно с капсулой в течение 10-20 минут, в-четвертых, 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% раствора азотной кислоты в режиме кипения повторяют до получения проб с радиоактивностью, не превышающей 0,2 кБк. Нагрев дистиллированной воды и раствора 7-10% азотной кислоты осуществляется внешним электрическим источником.

Использование предлагаемого изобретения обеспечивает следующий технический результат:

- упрощение технологии и снижение себестоимости дезактивации капсулы с источником ионизирующего излучения.

Указанный технический результат при осуществлении изобретения достигается тем, что предложенный способ включает в себя последовательную обработку капсулы раствором кислоты и промывку капсулы водным раствором, которые нагревают до режима пузырькового кипения. Особенность заключается в том, что, в первую очередь, капсулу, помещенную в первую емкость, в течение 10-20 минут промывают в режиме кипения в дистиллированной воде, во вторую очередь, промытую капсулу, помещенную во вторую емкость, дезактивируют в течение 10-20 минут в режиме кипения в 7-10% растворе азотной кислоты, в третью очередь, охлаждают вторую емкость совместно с капсулой в течение 10-20 минут, в-четвертых, 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. Нагрев дистиллированной воды и раствора 7-10% азотной кислоты осуществляется внешним электрическим источником.

Проведенный заявителем анализ уровня техники, включающий поиск по патентам и научно-техническим источникам информации и выявление источников, содержащих сведения об аналогах заявленного изобретения, позволил установить, что заявитель не обнаружил аналог, характеризующийся признаками, тождественными всем существенным признакам заявленного изобретения. Следовательно, заявленное изобретение соответствует условию «новизна».

Реализация предложенной технологии проводят в вытяжной камере. Берется чистая емкость, выполненная из нержавеющей стали, в которую загружается обрабатываемая капсула для осуществления процесса промывки. Затем емкость заливается чистой дистиллированной водой до полного погружения капсулы. Емкость с водой и капсулой устанавливают на электрический нагреватель мощность 2 кВт и нагревают до температуры кипения, а затем кипятят 10-20 минут. После промывки капсулу вынимают из емкости и переносят во вторую чистую емкость для выполнения операции дезактивации, которую заполняют 7-10% раствором азотной кислоты до полного погружения капсулы. Емкость устанавливают на электрический нагреватель мощность 2 кВт и нагревают до температуры кипения, а затем кипятят 10-20 минут. После кипячения емкость снимают с электрического нагревателя и остужают в вытяжной камере в течение 20 минут. Затем из емкости мерником берут пробу с 7-10 % раствором азотной кислоты в количестве 50 мл и проводят измерение ее радиоактивности. 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. Использованные растворы дистиллированной воды и 7-10% растворы азотной кислоты сливаются в отдельные грязевые емкости для дальнейшей утилизации.

Таким образом, вышеизложенное описание свидетельствует о выполнении при использовании заявленного изобретения следующей совокупности условий:

- средство, воплощающее заявленное изобретение, при его осуществлении предназначено для дезактивации капсулы с источником ионизирующего излучения и может быть использовано в атомной технике;

- для заявленного способа в том виде, как он охарактеризован в изложенной формуле изобретения, подтверждена возможность его осуществления с помощью описанных в заявке средств и методов;

- средство, воплощающее заявленное изобретение при осуществлении, способно обеспечить достижение усматриваемого заявителем поставленных технических задач - упрощение технологии и снижение себестоимости дезактивации капсулы с источником ионизирующего излучения.

1. Способ дезактивации капсулы с источником ионизирующего излучения (ИИИ), включающий последовательную обработку капсулы раствором кислоты и промывку капсулы водным раствором, которые нагревают до режима пузырькового кипения, отличающийся тем, что, в первую очередь, капсулу, помещенную в первую емкость, в течение 10-20 мин промывают в режиме кипения в дистиллированной воде, во вторую очередь, промытую капсулу, помещенную во вторую емкость, дезактивируют в течение 10 20 мин в режиме кипения в 7-10%-ном растворе азотной кислоты, в третью очередь, охлаждают вторую емкость совместно с капсулой в течение 20 мин, в-четвертых, 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%-ными растворами азотной кислоты в режиме кипения повторяют до получения проб с радиоактивностью, не превышающей 0,2 кБк.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что нагрев дистиллированной воды и раствора 7-10% азотной кислоты осуществляется внешним электрическим источником.

Изобретение относится к способу переработки радиоактивных отходов, в частности пористо-волокнистых теплоизоляционных материалов (ТИМ), образующихся в процессе эксплуатации объектов атомной энергетики и промышленности.

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.

Способ обработки облученного реакторного графита // 2546981

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

Способ обезвреживания радиоактивных отходов в силикатном стекле (варианты) // 2542358

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.

Способ сжигания жидких органических радиоактивных отходов и установка для его осуществления // 2542357

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 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.

Способ переработки радиоактивно загрязненных металлов // 2560083

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.

Способ утилизации отходов, содержащих соединения урана // 2560095

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.

Средство для дезактивации почв, зараженных радиоактивными элементами // 2560549

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.

Способ очистки жидких радиоактивных отходов // 2560837

Изобретение относится к способу очистки жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Заявленный способ предусматривает дозированное введение в кубовый остаток ЖРО перекиси водорода, обработку кубового остатка УФ-излучением ксеноновой лампы, микрофильтрацию с отделением шлама, содержащего радиоактивный кобальт, железо, марганец, и сорбцию для удаления радиоактивного цезия. При этом кубовый остаток ЖРО предварительно фильтруют на сетчатом фильтрующем материале, затем озонируют в контактной камере противоточного типа, а обработку УФ-излучением ксеноновой лампы осуществляют импульсами длительностью 10…500 мкс, при этом используют УФ-излучение сплошного спектра с интегральной плотностью излучения на поверхности ксеноновой лампы в спектральном диапазоне 190…300 нм не менее 1·107 Вт/м2. Техническим результатом является повышение эффективности и производительности процесса очистки ЖРО от радионуклидов и активированных продуктов коррозии. 8 з.п. ф-лы, 1 ил., 4 табл.