Способ кондиционирования радиоактивных отходов теплоизоляционных материалов


 


Владельцы патента RU 2559205:

Закрытое акционерное общество "ЭКОМЕТ-С" (RU)

Изобретение относится к средствам кондиционирования радиоактивных отходов пористо-волокнистых теплоизоляционных материалов (ТИМ) путем включения в магнезиальный цемент. В заявленном способе для получения магнезиальных компаундов в качестве вяжущего материала используют порошок магнезитовый каустический, например марки ПМК-87, затворение материалов осуществляют раствором хлорида магния, а процесс приготовления магнезиальной цементной смеси ведут в следующей последовательности. В металлическую 200-литровую бочку с помощью дозирующего устройства подают 85÷90 л раствора MgCl2·6H2O с плотностью 1,12÷1,15 г/см3. Далее в бочку с раствором «а» порциями массой по 9÷10 кг при постоянном перемешивании дозируют 165÷175 кг предварительно измельченного ТИМ с размерами частиц до 1 мм. Затем в бочку, содержащую смесь «б», порциями массой по 6÷7 кг при постоянном перемешивании дозируют 60÷65 кг порошка магнезитового каустического до получения при постоянном перемешивании однородной смеси. Техническим результатом является возможность получения прочных водостойких компаундов с высокой степенью наполнения ТИМ до 70% при скорости выщелачивания цезия-137 из получаемых компаундов в 5÷10 раз меньше установленного допустимого предела для цементных компаундов ≤1·10-3 г/(см2·сут) без необходимости добавления сорбционной добавки. 2 табл., 2 пр.

 

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а точнее к технике кондиционирования радиоактивно загрязненных отходов пористо-волокнистых теплоизоляционных материалов (ТИМ) путем включения в магнезиальный цемент.

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

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 поверхностях ТИМ, характеризуются большой неоднородностью и являются преимущественно слабофиксированными, а, следовательно, могут переходить в грунтовые воды в случае затопления хранилищ.

Значительный объем и отсутствие эффективных способов переработки ТИМ создают серьезные проблемы при их хранении. Наиболее распространенным способом уменьшения объемов таких отходов является холодное прессование.

Известно использование для переработки радиоактивных отходов ТИМ на АЭС отечественных установок холодного прессования «Брикет» на основе гидравлических прессов. Спрессованные брикеты размерами 400×400×400 мм перевязывают проволокой и отправляют на захоронение. Коэффициент сокращение 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; 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].

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, а при обжатии - в 5 раз. Спрессованные брикеты помещали в бочки и заливали цементом [Ключников А.А. и др. Радиоактивные отходы АЭС и методы обращения с ними. - К.: Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, 2005. - С.280÷283].

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 низкоактивных 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].

Основным недостатком всех вышеперечисленных способов компактирования ТИМ холодным прессованием является низкая степень фиксации радиоактивных веществ поверхностью теплоизоляционных материалов.

Для кондиционирования отходов ТИМ требуется организация дополнительных процессов, например цементирования или битумирования, матрицы которых обеспечивают надежную изоляцию РАО от окружающей среды. Во всех странах мира с развитой атомной энергетикой цементирование считается наиболее простым и дешевым способом отверждения ЖРО, ТРО и кубовых остатков, не требующим нагревания и сложной аппаратуры для смешения ингредиентов. Общими недостатками способа цементирования являются относительно невысокая степень включения отходов в цемент (не более 30%) и наличие большого количества воды в отвержденном продукте, что в совокупности приводит к увеличению объема конечных продуктов, поступающих на хранение до 2-х раз [Козлов П.В., Горбунова О.А. Цементирование как метод иммобилизации радиоактивных отходов. - Озерск: РИЦ ВРБ ФГУП «ПО «Маяк», 2011, - С.9].

Выявление эффективных связующих и разработка матричных составов, пригодных для отверждения РАО различных типов, устраняющих вышеописанные недостатки, продолжает оставаться актуальной задачей. Кондиционированные, то есть пригодные для длительного хранения формы радиоактивных отходов, в процессе хранения должны обладать высокой химической стабильностью, низкой скоростью выщелачивания радионуклидов водой, механической, термической, радиационной стойкостью. Указанные требования жестко зафиксированы в нормативных документах [ГОСТ Р 51883-2002 и НП-019-2000]. Согласно этим требованиям цементные компаунды должны удовлетворять следующим допустимым пределам показателей качества: скорость выщелачивания цезия-137, соединения которого обладают наибольшей растворимостью в воде, - не более 1·10-3 г/(см2·сут); механическая прочность (предел прочности при сжатии) не менее 4,9 МПа (50 кг/см2); устойчивость к длительному пребыванию в воде - в течение 90 сут; морозостойкость - не менее 30-ти циклов замораживания/оттаивания без снижения допустимого предела прочности при сжатии.

Известен способ отверждения теплоизоляционных материалов, загрязненных радионуклидами, выбранный нами за прототип, путем включения в портландцемент с сорбционной добавкой кембрийской глины. Измельченный ТИМ замешивают с портландцементом марки 400 при водоцементном отношении 0,7 и глиноцементном отношении 0,1. Изготовление цементных компаундов рекомендуется осуществлять в 200-литровых металлических бочках на модульной установке цементирования, разработанной специалистами ФГУП ГП НИТИ им. А.П. Александрова. Плотность образующихся компаундов составляет около 1,8 г/см3 [Олейник М.С., Епимахов В.Н., Кораблев Н.А. и др. Кондиционирование теплоизоляционных материалов, загрязненных радионуклидами. Шестое научно-техническое совещание «Проблемы и перспективы развития химического и радиохимического контроля в атомной энергетике» (Атомэнергоаналитика - 2011), 13÷15 сентября 2011 гг. Сосновый Бор. Тезисы докладов. СПб.: Изд-во «ВВМ», 2011. - С.23÷25].

К недостаткам данного способа переработки ТИМ следует отнести:

- малую степень наполнения отходами цементного компаунда (до 8%);

- значительное увеличение конечного объема компаунда по сравнения с исходным объемом ТИМ (до 7 раз);

- повышенную скорость выщелачивания цезия-137 из компаундов в течение первых 150 суток нахождения в воде (>1·10-3 г/(см2·сут), что приводит к вымыванию большей части радионуклидов (до 80÷85%) за этот промежуток времени;

- необходимость введения в матричный состав дополнительного ингредиента в виде сорбционной добавки.

Задачей, на решение которой направлено изобретение, является разработка способа кондиционирования радиоактивных отходов ТИМ с получением химически устойчивых и механически прочных компаундов, отвечающих требованиям надежной изоляции РАО от внешней среды, пригодных для безопасного долговременного хранения или захоронения, и позволяющего:

- повысить степень наполнения компаундов отходами;

- получать компаунды без увеличения исходного объема радиоактивных отходов;

- снизить скорость выщелачивания 137Cs не менее чем в 5-10 раз, с момента контакта компаундов с водной средой, что позволит локализовать большую часть радионуклидов (до 95%) в отвержденном продукте;

- получать компаунды с допустимой согласно требованиям нормативных документов скоростью выщелачивания цезия-137 ≤1·10-3 г/(см2·сут) без включения в матричный состав сорбционной добавки.

Для решения поставленной задачи в способе кондиционирования радиоактивных отходов теплоизоляционных материалов, включающем приготовление цементной смеси путем дозирования в металлическую 200-литровую бочку затворителя, предварительно измельченного радиоактивного материала, минерального вяжущего материала, перемешивания ингредиентов с помощью установленной в бочке мешалки одноразового использования до получения однородной смеси, выдержку на воздухе до превращения в монолит, затворение ингредиентов осуществляют раствором хлорида магния, а вяжущим материалом является порошок магнезитовый каустический, например марки ПМК-87.

Сущность заявляемого способа кондиционирования радиоактивных отходов теплоизоляционных материалов заключается в том, что процесс приготовления магнезиальной цементной смеси ведут в следующей последовательности:

а) в бочку с помощью дозирующего устройства подают 85÷90 л раствора MgCl2·6H2O с плотностью 1,12÷1,15 г/см3;

б) в бочку с раствором «а» порциями массой по 9÷10 кг при постоянном перемешивании дозируют 165÷175 кг ТИМ с размерами частиц до 1 мм;

в) в бочку, содержащую смесь «б», порциями массой по 6÷7 кг при постоянном перемешивании дозируют 60÷65 кг порошка магнезитового каустического при постоянном перемешивании до получения однородной смеси.

Описание предлагаемого способа кондиционирования ТИМ поясняется двумя примерами.

Пример 1. Определение максимальной степени наполнения компаундов ТИМ. Методика эксперимента. Неорганическими ТИМ, применяемыми на АЭС, являются минеральная и стеклянная вата, представляющие собой материал, состоящий из тончайших (5÷6 мкм) гибких волокон. Минеральные волокна получают из силикатного расплава горных пород (базальта, перлита, андезита, гранита и др.) и доменных шлаков или их смесей. Химический состав теплоизоляционных материалов приведен в табл.1.

Таблица 1
Химический состав теплоизоляционных материалов
Тип материала Химический состав, % (по массе)
SiO2 Al2O3 Na2O CaO MgO BaO Fe2O3 Прочее
Стекловолокно 55-59 2-5 11-15 16-22 6-10 -
Минеральная вата 38-50 5-16 - 20-35 4-9 1-10 -
Базальтовое 49 11,2 - 12,4 4,05 1,43 16,3 6,19

Нити вытягивают из соответствующих расплавов путем раздувки расплава струей газа или центробежной силой при подаче расплава на вращающиеся диски. Такие волокна обладают высокой прочностью на разрыв, химической стойкостью, низкой звуко- и теплопроводностью.

В качестве образцов использовали наиболее загрязненные фрагменты минераловатных прошивных матов марок М-100, М-150 и М-200, которые длительное время находились на поверхностях оборудования контура многократной принудительной циркуляции Ленинградской АЭС. Фрагменты ТИМ измельчали, просеивали и использовали для проведения экспериментов образцы материалов с длиной частиц менее 1 мм.

Изготовление компаундов проводили следующим образом: в фарфоровые чашки переносили взвешенные навески ТИМ, затем для портландцементных компаундов вводили навески портландцемента марки М-400 и кембрийской глины в количестве 1,5 г (10% от массы цемента), а для магнезиальных компаундов - навески порошка магнезитового каустического марки ПМК-87, содержащего в своем составе не менее 87% оксида магния [ГОСТ 1216-87. Порошки магнезитовые каустические]. Портландцемент затворяли технической водой. Порошок магнезитовый каустический затворяли раствором MgCl2·6H2O с плотностью 1,27 г/см3 и дополнительно, при необходимости, вводили техническую воду (см. табл.2). Содержимое чашек интенсивно перемешивали до получения однородного пластичного теста, которым затем заполняли цилиндрические разъемные формы (d=30 мм), изготовленные из полистирола. Через сутки компаунды извлекали из форм и сушили при комнатной температуре в течение 8÷10 суток до достижения постоянной конечной массы компаунда. Далее проводили замеры высоты компаунда, рассчитывали степень наполнения компаундов ТИМ. Результаты экспериментов приведены в табл.2.

Из анализа данных, представленных в табл.2, следует, что:

- при цементировании образцов ТИМ по способу-прототипу портландцементом марки М-400 (эксперимент 1) конечный объем компаунда увеличивается в 7,5 раза по сравнению с исходным объемом отходов;

- при магнезиальном цементировании образцов ТИМ по предлагаемому способу конечный объем компаунда уменьшается в 1,20÷1,25 раза по сравнению с исходным объемом отходов (см. эксперимент 14-17). Эти результаты получены для образцов ТИМ с объемной массой 1 г/см3 (рыхлый, свободно насыпанный материал);

- увеличение степени наполнения портландцементных компаундов ТИМ>7,5% (эксперименты 2 и 3) приводит при их выдержке в воде через 7÷10 сут к образованию осадков. При этом визуально наблюдается ухудшение качества поверхности образцов. Аналогичные результаты были получены сотрудники ФГУП ВНИИНМ им. Бочвара, по их заключению наполнение портланцементных компаундов ТИМ не может превышать 8% [Рекламный проспект «Компактирование радиоактивной теплоизоляции путем переплавки в индукционной печи с «холодным» тиглем (ИПХТ) и перспективы использования высоко-температурных методов для переработки РАО АЭС», г. Москва, 2006, С.15];

Таблица 2
Матричные составы и основные показатели компаундов при отверждении ТИМ по способу-прототипу и предлагаемому способу
Номер эксперимента Состав матричной смеси Основные показатели компаундов
Масса ТИМ, г Масса вяжущего материала Объем добавляемой воды, см3 Конечный объем компаунда, см3 Конечная масса компаунда, г Степень наполнения компаунда ТИМ, %
1* 1,5 15 6,0 10,8 19,9 7,5
2 3,0 15 7,0 13,2 23,8 12,7
3 4,5 15 7,5 15,5 28,4 15,8
4** 4,5 10/5,3 - 8,9 19,2 22,6
5 6,0 10/5,6 - 10,3 21,3 28,6
6 7,5 10/6,2 - 11,2 24,5 30,6
7 9,0 10/6,5 - 12,4 26,1 34,5
8 10,5 10/6,7 - 13,8 27,2 39
9 12 10/7,0 - 14,3 25,5 52
10 13,5 10/7,8 - 14,6 26,5 53
11 15 10/8,0 1,0 15,8 27,2 55,5
12 15 10/5,6 3,5 15,8 28,4 52
13 14 10/5,0 4,0 17,2 31 45
14 14 8/4,0 4,0 14,5 26,5 62
15 14 6/3,5 4,0 12,5 21,8 64
16 14 5/3,5 3,5 11,5 20,6 68
17 15 5/3,5 4,0 12,0 21,4 70
*) в экспериментах 1÷3 в качестве вяжущего материала использовали портландцемент;
**) в экспериментах 4÷17 в качестве вяжущего материала использовали магнезиальный цемент, причем в числителе указана масса ПМК-87 в граммах, в знаменателе - объем в см3 раствора MgCl2·6H2O с плотностью 1,28 г/см3, селективный сорбент - не добавлялся.

- при одинаковой массе отверждаемых ТИМ конечный объем компаунда на основе ПМК-87 (эксперимент 4) в 1,7 раза меньше по сравнению с объемом портландцементного компаунда, полученного по способу-прототипу (эксперимент 3);

- при фиксированном значении количества ПМК-87 в цементной смеси (10 г) и увеличивающемся содержании ТИМ с 4,5 до 13÷15 г в пробе степень наполнения компаундов радиоактивными отходами возрастает до 53÷55,5% (см. эксперименты 10÷13);

- максимальная степень наполнения компаундов радиоактивными отходами достигается при соотношении массы ТИМ к массе вяжущего материала в матричной смеси в соотношении (2,5÷3):1 и составляет 65÷70% (см. эксперименты 14÷17).

Пример 2. Основным фактором, определяющим безопасность захораниваемых РАО, является их выщелачивание, определяемое по выведению из них радионуклидов.

Кембрийские глины Ленинградской области по сорбционной способности не уступают бентонитовым глинам, традиционно используемым в качестве селективных сорбентов для радионуклидов. Для получения пористых гранулированных сорбентов с высокой сорбционной способностью глины подвергают термической обработке и химической модификации путем обработки кислотами или щелочами. При приготовлении компаундов из портландцемента в качестве сорбционной добавки использовали гранулированные (2×2 мм) образцы кембрийской глины Копорского месторождения, обожженной при температуре 750÷850°C, что предотвращало набухание глины в воде при сохранении ее сорбционных свойств. Химическую модификацию обожженных гранул глины проводили путем обработки горячими (50÷95°C) 0,5 М растворами HCl и NaOH в течение 5÷10 часов [Епимахов В.Н. и др. Химическая модификация гранулированных селективных сорбентов для радионуклидов на основе обожженной кембрийской глины. Пятое научно-техническое совещание «Проблемы и перспективы развития химического и радиохимического контроля в атомной энергетике» (Атомэнергоаналитика - 2009) 22÷24.09.2009 г. Сосновый Бор. Тезисы докладов. - СПб.: ВВМ, 2009. - С.7÷9].

Количество сорбционной добавки из обработанных гранул кембрийской глины, вводимой при проведении экспериментов по способу-прототипу, составляло 10% от массы портландцемента марки М-400 в матричной смеси.

Определение скорости выщелачивания цезия-137 из компаундов, полученных в результате отверждения ТИМ портландцементом (см. табл.2, эксперимент 1) и магнезиальным цементом (см. табл.2, эксперименты 15÷17), проводили по ГОСТ 29114. Компаунды помещали в конические колбы и заливали дистиллированной водой, которая являлась выщелачиваемой средой. Эксперименты прекращали тогда, когда выход активности за равные промежутки времени становился постоянным (предел точности измерений ±10%). Активности проб выщелатов по цезию-137 определялись на гамма-спектрометрической установке с датчиком, изготовленным из особо чистого германия. Скорость выщелачивания (R), выражаемая как отношение активности радионуклидов, перешедших в воду в течение 1 суток с 1 см2 поверхности образца, к удельной активности твердого материала, рассчитывали по формуле:

где: a - активность цезия-137, перешедшая в выщелат, за определенный интервал времени, Бк;

м - масса образца, г;

Ao - удельная активность цезия-137 в исходном образце, Бк;

s - открытая «геометрическая» поверхность образца, см2;

ν - продолжительность периода выщелачивания, сут.

Для портландцементных компаундов, полученных по способу-прототипу (эксперимент 1), наблюдали повышенную скорость выщелачивания цезия-137 в течение 100÷120 суток нахождения в воде. Снижение активности проб выщелатов в течение этого времени происходило по экспоненциальному закону. Допустимая по нормативным документам скорость выщелачивания цезия-137 (≤1·10-3 г/(см2·сут) достигала этих значений через 100÷120 суток нахождения в воде. Процент удаленной активности цезия-137 из портландцементных компаундов за первые 100÷120 сут испытаний составил 80-85%. Полученные данные согласуются с данными, полученными авторами способа-прототипа.

Скорость выщелачивания цезия-137 из образцов магнезиальных компаундов (эксперименты 15÷17) во временном интервале 30÷120 сут практически не изменялась и составила (1÷2)·10-4 г/(см2·сут). Процент удаленной активности цезия-137 из магнезиальных компаундов за 120 суток испытаний составлял не более 4÷4,5%. Этот показатель почти в 20 раз меньше по сравнению со способом-прототипом.

Предлагаемый способ кондиционирования радиоактивных отходов пористо-волокнистых теплоизоляционных материалов позволяет получать прочные водостойкие компаунды с высокой степенью наполнения ТИМ до 70%. Скорость выщелачивания цезия-137 из получаемых компаундов без добавления сорбционной добавки в 5÷10 раз меньше установленного допустимого предела для цементных компаундов ≤1·10-3 г/(см2·сут).

Предлагаемый способ может осуществляться на том же оборудовании, что и при использовании портландцемента. Способ является промышленно применимым, так как ПМК-87 и порошки магнезитовые каустические других марок выпускаются в промышленных масштабах. При этом необходимо учитывать, что при отработке технологии кондиционирования ТИМ с использованием конкретной установки цементирования необходимо будет привести в соответствие размеры и конструкцию мешалки со скоростью ее вращения в бочке, при котором будет получаться однородное пластичное тесто без прекращения перемешивания мешалки (или поломки) из-за возможного критического превышения вязкости магнезиальной смеси.

Способ кондиционирования радиоактивных отходов теплоизоляционных материалов, включающий приготовление цементной смеси путем дозирования в металлическую 200-литровую бочку затворителя, предварительно измельченного радиоактивного теплоизоляционного материала, минерального вяжущего материала, перемешивания ингредиентов с помощью установленной в бочке мешалки одноразового использования до получения однородной смеси, выдержку на воздухе до превращения в монолит, отличающийся тем, что затворение смеси осуществляют раствором хлорида магния, вяжущим материалом является порошок магнезитовый каустический, а процесс приготовления цементной смеси ведут в следующей последовательности:
а) в бочку с помощью дозирующего устройства подают 85÷90 л раствора MgCl2·6H2O с плотностью 1,12÷1,15 г/см3;
б) в бочку с раствором «а» порциями массой по 9÷10 кг при постоянном перемешивании дозируют 165÷175 кг ТИМ с размерами частиц до 1 мм;
в) в бочку, содержащую смесь «б», порциями массой по 6÷7 кг дозируют 60÷65 кг порошка магнезитового каустического при постоянном перемешивании до получения однородной смеси.



 

Похожие патенты:

Изобретение касается области радиационной экологии и биогеохимии и предназначено для концентрирования Th из морской воды и определения его содержания, которое может быть использовано для измерения скорости седиментационных процессов в морских водоемах.
Заявленное изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при утилизации, захоронении и рефабрикации облученных изделий из бериллия, таких как, например, отражатель нейтронов ядерных и термоядерных реакторов.

Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к устройствам для струйного растворения и размыва осадка, скопившегося на дне емкостей-хранилищ радиоактивных отходов любого уровня активности, перевода нерастворимой твердой фазы осадка во взвешенное состояние и выдачи раствора и суспензии из емкости.

Изобретение относится к атомной промышленности в части переработки радиоактивных отходов, а именно к устройствам для более полного освобождения емкостей-хранилищ от радиоактивных осадков, и может найти применение в химической, нефтехимической и других отраслях.

Заявленное изобретение относится к способам обработки радиоактивных отходов, а именно к очистке платины в виде лома технологического оборудования, и может быть использовано для очистки вторичной платины от радиоактивного заражения плутонием.

Изобретение относится к области атомной промышленности и может быть использовано для дезактивации внутренних и наружных поверхностей оборудования. В заявленном изобретении дезактивируемое оборудование помещают в дезактивирующий раствор и воздействуют на него ультразвуковыми колебаниями, при этом колебания возбуждают во всем объеме оборудования путем обеспечения жесткого акустического контакта поверхности оборудования с акустическими ультразвуковыми излучателями, причем колебания возбуждают в виде импульсов с частотой заполнения, соответствующей резонансной частоте нагруженных на оборудование излучателей.

Группа изобретений относится к методам захоронения долгоживущих радионуклидов, в том числе изотопов трансурановых элементов. Заявленный способ включает погружение, по меньшей мере, одной тепловыделяющей капсулы в скважину, образованную в геологических формациях.

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

Изобретение относится к ядерной технике и технологии, к дезактивации различных материалов, загрязненных радионуклидами. В заявленном способе дезактивацию проводят в две стадии: на первой стадии в разогретую до 110°C камеру дезактивации с загрязненными материалами подают пар, активированный химическими реагентами, на второй стадии охлаждают камеру дезактивации и проводят обработку дезактивируемого материала растворами органических растворителей и комплексообразователей в среде сжиженных газов или низкокипящих растворителей.
Изобретение относится к области переработки отходов радиохимической промышленности и, в частности, к способам утилизации фильтрующих материалов. .
Изобретение относится к средствам переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). В заявленном способе разрушенные при рубке ТВЭЛов таблетки оксидного отработавшего ядерного топлива подвергают растворению при нагревании в водном растворе нитрата железа(III) при мольном отношении железа к урану в топливе, равном 1,5-2,0:1, образовавшийся осадок основной соли железа с нерастворенными продуктами деления ядерного топлива отделяют фильтрованием, а из полученного слабокислого раствора осаждают пероксид уранила путем последовательной подачи в раствор при перемешивании динатриевой соли этилендиаминтетрауксусной кислоты. Далее полученную гетерогенную систему выдерживают не менее 30 минут и после отделения и промывки кислотой и водой осадок пероксида уранила подвергают твердофазному восстановлению при нагревании путем обработки его щелочным раствором гидразингидрата в воде при 2-3-кратном мольном избытке гидразина по отношению к урану, с последующим отделением полученного гидратированного диоксида урана UO2·2H2O, промыванием его раствором HNO3 с концентрацией 0,1 моль/л, водой и сушкой. При этом осадок основных солей железа с продуктами деления, маточный раствор стадии осаждения пероксидов с остатками продуктов деления, отходы щелочных и промывных растворов направляют в сборник отходов для их последующей переработки. Техническим результатом является повышение экологической безопасности и уменьшение количества отходов. 8 з.п. ф-лы.
Изобретение относится к средствам для наружного употребления в качестве дезактивирующего моющего средства для очистки кожных покровов человека и наружной поверхности оборудования от загрязнений радиоактивными веществами. Описано дезактивирующее моющее средство, следующего состава: ионообменная смола Ку-1 5-20%, ионообменная смола Ку-2-8чс 5-20%, ионообменная смола Ан-31 3-10%, ионообменная смола ЭДЭ-10П 3-10%, средство моющее синтетическое порошкообразное 60-84%. Технический результат - повышение эффективности дезактивирующего моющего средства за счет повышения сорбции различных радионуклидов.

Изобретение относится к средствам детритирования. Заявленное устройство содержит печь (1) для плавления тритированных отходов, при этом указанная печь содержит топку для приема тритированных отходов и барботажное устройство для ввода гидрогенизированного барботирующего газа в топку во время плавления и обработки тритированных отходов в печи. Устройство также содержит каталитический реактор (2) с четырехполюсной мембраной для обработки газа, возникающего вследствие плавления и обработки тритированных отходов в печи; при этом указанный реактор содержит мембрану для разделения двух потоков газа, проницаемую для изотопов водорода. Заявленное устройство предусмотрено для использования в заявленном способе детритирования. Техническим результатом является предотвращение производства тритиевой воды при завершении процесса детритирования. 2 н. и 9 з.п. ф-лы, 4 ил., 1 пр.

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

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

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