Способ иммобилизации стронций-цезиевой фракции высокоактивных отходов включением в геокерамические матрицы



Владельцы патента RU 2561508:

Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" (RU)
Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Санкт-Петербургский государственный университет" (СПбГУ) (RU)

Изобретение относится к средствам иммобилизации высокоактивных отходов от переработки отработанного ядерного топлива в керамические материалы с последующим захоронением в геологических формациях. В заявленном способе при иммобилизации Sr-Cs-фракции высокоактивных отходов путем включения в геокерамические матрицы проводят кальцинацию высокоактивных отходов с добавкой алюмосиликатного минерала, в качестве которого используют боксит, с их предварительным фосфатированием и кальцинацию также предварительно фосфатированных хвостов обогащения апатитовой руды. Затем оба кальцината смешивают и измельчают до фракции 1-5 мкм в жидкой органической фазе, которую затем удаляют при медленном прокаливании, а полученную гомогенную шихту после формования спекают при температуре 900-920°С. Полученные геокерамические матрицы имеют высокую химическую стойкость, определяемую средней скоростью выщелачивания Cs и Sr, составляющей 10-6 г/см2·сут. Техническим результатом является улучшение иммобилизационных характеристик геокерамических матриц, упрощение процесса получения геокерамик, повышение плотности и однородности геокерамических блоков. 2 пр.

 

Изобретение относится к области иммобилизации высокоактивных отходов (ВАО) от переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ) в керамические материалы с последующим захоронением в геологических формациях.

При переработке ОЯТ наряду с другими ВАО образуется наиболее экологически опасная фракционная группа азотнокислого реэкстрата стронция-цезия. В настоящее время в России для иммобилизации ВАО ОЯТ используют алюмофосфатные стеклоподобные матрицы [Чечеткин Ю.В., Грачев А.Ф. Обращение с радиоактивными отходами. - Самара: Самарский дом печати, 2000, с.96-101].

К недостаткам этого способа относится то, что алюмофосфатные стеклоподобные матрицы, содержащие 10-15% P2O5 и выплавляемые при температуре 950-1050°С [Чечеткин Ю.В., Грачев А.Ф. Обращение с радиоактивными отходами. - Самара: Самарский дом печати, 2000, с. 114-120], представляющие собой аморфные термодинамически неравномерные системы, не дают достаточных гарантий от проникновения радионуклидов в окружающую среду при длительных сроках захоронения.

Известен способ иммобилизации ВАО ОЯТ в керамические матрицы типа СИНРОК (SYNROC) на основе оксидов титана и циркония с добавками оксидов кальция, бария и алюминия, которые при высокотемпературном (1200-1300°С) спекании образуют с компонентами ВАО кристаллические фазы с прочным вхождением в них радионуклидов, структурно подобные природным минералам (цирконолиту, голландиту, перовскиту и др. [Radioactive waste forms for the future / Eds. W. Lutze, R. Ewing, Elsevier Sci. Publ. B.V., 1988/. P. 233-254].

Недостатком этого способа является высокая стоимость исходного сырья, сложность технологии и высокие температуры плавления.

В связи с этим было предложено для иммобилизации ВАО ОЯТ использование матриц на основе расплава тонко размолотых природных алюмосиликатных и силикатных горных пород, так называемой «силикатной минералокерамики». Наиболее перспективными из таких минералов являются граниты и щелочные породы типа нефелиновых сиенитов. При этом экономически целесообразно использовать в качестве сырья щебень и другие отходы гранитных карьеров, а в качестве нефелиновых сиенитов - апатитовые руды (АР) и нефелинсодержащие хвосты обогащения апатитовой руды (ХОАР), запасы которых в России практически не ограничены.

При получении силикатной минералокерамики минералы и кальцинат ВАО (предварительно высушенные азотнокислые ЖРО, переведенные в химическую форму оксидов прокаливанием при 880°С в течение 1,5 ч.) в количестве 15-60% масс. измельчают до фракции 0,5-50 мкм и тщательно перемешивают до полной гомогенизации и методом холодного прессования под давлением 1500 кг/см2 формуют в блоки. Затем блоки спекают при температуре 920-1050°С в течение получаса и охлаждают вместе с печью в течение суток. Средние скорости выщелачивания Cs и Sr в кинетической области при 90°С составляли 10-5 г/см2·сут [Арансибиа Н.Е., Богданов Р.В., Кузнецов Р.А. и др. Геокерамические матрицы для иммобилизации нефракционированных радиоактивных отходов //Радиохимия, 2002, Т. 44, № 5, с. 461-469]. По своей технологической сущности и достигаемому результату этот способ наиболее близок к заявляемому и выбран в качестве прототипа.

Недостатком этого способа является сложность высокотемпературного процесса получения геокерамики и низкое содержание Sr и Cs в матрицах (доли процентов), поскольку описываемый способ рассчитан на иммобилизацию нефракционированных радиоактивных отходов. Увеличение содержания радионуклидов в составе геокерамик приводит к резкому возрастанию скорости выщелачивания цезия и стронция.

Задачей изобретения является создание способа иммобилизации Sr-Cs-фракции ВАО путем включения в геокерамические матрицы при температуре, не превышающей 900-920°С, и при сохранении высокой водостойкости иммобилизованных отходов.

Техническим результатом изобретения является улучшение иммобилизационных характеристик геокерамических матриц путем перевода оксидных форм цезия и стронция в фосфатные формы, упрощение процесса получения геокерамик, повышение плотности и однородности геокерамических блоков.

Для достижения указанного технического результата в способе иммобилизации стронций-цезиевой фракции высокоактивных отходов путем включения в геокерамические матрицы, включающем кальцинацию азотнокислых высокоактивных отходов, измельчение кальцината, хвостов обогащения апатитовой руды и добавки алюмосиликатного минерала, формование блоков холодным прессованием с их последующим спеканием, согласно изобретению 30-35% масс. сухого остатка высокоактивных отходов, предварительно обработанного избытком концентрированной фосфорной кислоты, смешивают с 65-70% масс. измельченного алюмосиликатного минерала, в качестве которого используют боксит, также предварительно обработаный избытком концентрированной фосфорной кислоты, полученную смесь упаривают досуха при температуре 250-300°С с получением сухого остатка, который кальцинируют при температуре 550-600°С, затем хвосты обогащения апатитовой руды, также предварительно обработанные избытком концентрированной фосфорной кислоты, упаривают досуха при перемешивании, а полученный сухой остаток кальцинируют при температуре 550-600°С, затем кальцинат хвостов обогащения апатитовой руды и кальцинат стронций-цезиевой фракции высокоактивных отходов смешивают в соотношении 1:2 и измельчают до фракции 1-5 мкм в жидкой органической фазе, которую затем удаляют при медленном прокаливании, а полученную гомогенную шихту после формования спекают при температуре 900-920°С.

ХОАР Хибинского месторождения, в отличие от АР, по массе на 90% состоит из силикатсодержащих минералов, причем среди этих силикатов отсутствует кварц - достаточно термостойкий и инертный при процедурах синтеза керамики минерал, тогда как в используемом в способе-прототипе граните доля кварца достигает 32% масс. Природный боксит Тихвинского месторождения на 80% состоит из минералов алюминия (бемита, диаспора, гиббсита). Основными компонентами цезиево-стронциевой фракции, образующейся при переработке ОЯТ, являются цезий около 52%, стронций - около 23% и барий - около 26%. В качестве небольших примесей могут присутствовать Fe, Cr, Ni, Mn. Рабочая среда реэкстракта - 4 М раствор азотной кислоты. Соотношения компонентов в шихте подбираются близко к их относительному содержанию в поллуците - минерале цезия (Cs,Na)2Al2Si4O12·H2O, что обеспечивает максимальную водостойкость геокерамик. Способ осуществляется следующим образом.

Азотнокислый реэкстракт фракции цезия и стронция упаривают досуха, обрабатывают избытком концентрированной фосфорной кислоты и смесь опять упаривают досуха. К 30-35% масс. сухого остатка добавляют 65-70% масс. измельченного боксита, который также предварительно обрабатывают избытком концентрированной фосфорной кислоты, и смесь упаривают досуха при температуре 250-300°С. Полученный осадок подвергают кальцинации при температуре 550-600°С. Затем обрабатывают избытком концентрированной фосфорной кислоты хвосты обогащения апатитовой руды, смесь упаривают досуха при перемешивании, а осадок прокаливают при 550-600°С. Полученный кальцинат смешивают с кальцинатом стронций цезиевой фракции высокоактивных отходов в соотношении 1:2 и измельчают до фракции 1-5 мкм в жидкой органической фазе, которую затем удаляют при медленном прокаливании, а полученную гомогенную шихту после формования спекают при температуре 900-920°С. Средние скорости выщелачивания Cs и Sr в кинетической области составляли 1.25-10-6 г/см2·сут. Стационарные скорости находились в пределах (1-4)·10-7 г/см2·сут.

По сравнению с известными способами иммобилизации радиоактивных форм стронция и цезия в предлагаемом способе обеспечивается получение химически стойких геокерамических матриц (со средней скоростью выщелачивания Cs и Sr 10-6 г/см2·сут в соответствии с требованиями безопасности [ГОСТ Р-50926-96. Отходы высокоактивные отвержденные. Общие требования. Госстандарт России, М.: ИПК Изд-во стандартов, 1996]) при предварительном фосфатировании компонентов и обжиге при температуре менее 1000°С, что не следует явным образом из уровня техники, так как фосфатирование, как правило, ведет к снижению химической стойкости.

Примеры конкретного выполнения.

Пример 1. (прототип) Для приготовления модельного технологического раствора фракции Cs-Sr отбирали навески нитратов цезия и стронция, эквивалентные по массе 46 г Cs2O и 23 г SrO. К ним добавлялся оксид бария в количестве 24 г. Полученный раствор упаривали досуха, а затем прокаливали при 880°С в течение 1,5 ч. В качестве алюмосиликатного минерала использовали хвосты отходов обогащения апатитовой руды Хибинского месторождения (ХОАР), содержащие 40,1% масс. SiO2, 21,3% масс. Al2O3, 2,7% масс. TiO2, 7,2% масс. Fe2O, 3,4% масс. MgO, 6,4% масс. CaO, 10,2% масс. Na2O, 4.9% масс. K2O, 2.8% масс. P2O3, 0.8% масс. (потери при прокаливании), и гранит, содержащий около 32% масс кварца (SiO2), около 36% масс. перлитового калий-натрового полевого шпата [(K,Na)·AlSi3O8], около 25% масс. плагиоклаза (m NaAlSi3O8) n CaAlSi3O8 с m/n=8/2), около 5% масс.биотита [К(Fe,Mg)3AlSi3O10(OH,F)], около 2% масс. флюорита (CaF2) и апатита [Са5(PO4)3F]. 72% масс. ХОАР, 13% масс. гранита и 15% масс. кальцината технологического раствора фракции Cs-Sr измельчали до фракции 0,5-50 мкм и тщательно перемешивали до полной гомогенизации. Затем методом холодного прессования под давлением 1500 кг/см2 формовали блоки. Блоки спекали при температуре около 1050°С в течение получаса и охлаждали вместе с печью в течение суток. Средние скорости выщелачивания Cs и Sr из блоков в кинетической области составляли 10-5 г/см2·сут.

Пример 2. (заявляемый способ) Отличается от примера 1 тем, что азотнокислый ре-экстракт фракции цезия и стронция упаривали досуха, обрабатывали избытком концентрированной фосфорной кислоты и смесь опять упаривали досуха. К 30-35% масс. полученного остатка добавляли 65-70% масс. измельченного боксита, который также предварительно обрабатывали избытком концентрированной фосфорной кислоты и смесь упаривали досуха при температуре 250-300°С. Полученный сухой остаток подвергали кальцинации при температуре 550°С. Затем обрабатывали избытком концентрированной фосфорной кислоты хвосты обогащения апатитовой руды (ХОАР), смесь упаривали досуха при перемешивании, а осадок прокаливали при 600°С. Полученный кальцинат смешивали с кальцинатом стронций-цезиевой фракции высокоактивных отходов в соотношении 1:2 и измельчали до фракции 1-5 мкм в жидкой органической фазе (ацетоне), которую затем удаляли при медленном прокаливании, а полученную гомогенную шихту после формования спекали при температуре 900°С. Средние скорости выщелачивания Cs и Sr в кинетической области составляли 1.25·10-6 г/см2·сут. Стационарные скорости находились в пределах (1-4)·10-7 г/см2·сут.

В предлагаемом способе используют в качестве компонентов геохимической матрицы доступные минералы, такие как боксит и отходы обогащения полезных ископаемых (ХОАР), а сам способ может осуществляться на том же отечественном оборудовании, что и прототип, т.е. промышленно применим.

Способ иммобилизации стронций-цезиевой фракции высокоактивных отходов путем включения в геокерамические матрицы, включающий кальцинацию азотнокислых высокоактивных отходов, измельчение кальцината, хвостов обогащения апатитовой руды и добавки алюмосиликатного минерала, формование блоков холодным прессованием с их последующим спеканием, отличающийся тем, что 30-35 мас.% сухого остатка высокоактивных отходов, предварительно обработанного избытком концентрированной фосфорной кислоты, смешивают с 65-70 мас.% измельченного алюмосиликатного минерала, в качестве которого используют боксит, также предварительно обработанный избытком концентрированной фосфорной кислоты, полученную смесь упаривают досуха при температуре 250-300°С с получением сухого остатка, который кальцинируют при температуре 550-600°С, затем хвосты обогащения апатитовой руды, также предварительно обработанные избытком концентрированной фосфорной кислоты, упаривают досуха при перемешивании, а полученный сухой остаток кальцинируют при температуре 550-600°С, затем кальцинат хвостов обогащения апатитовой руды и кальцинат стронций цезиевой фракции высокоактивных отходов смешивают в соотношении 1:2 и измельчают до фракции 1-5 мкм в жидкой органической фазе, которую затем удаляют при медленном прокаливании, а полученную гомогенную шихту после формования спекают при температуре 900-920°С.



 

Похожие патенты:

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.

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.

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.

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.

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.

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.

Изобретение относится к атомной промышленности, а более конкретно к реабилитации окружающей среды при выводе из эксплуатации и ликвидации бассейнов с радиоактивными донными отложениями.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к переработке жидких радиоактивных отходов, в частности кубовых остатков выпарных установок переработки трапных вод атомных электростанций.

Изобретение относится к хранению отработанного ядерного топлива (ОЯТ). Хранилище содержит бассейн 1 с водой, в боковых стенках которого выполнены возвратные охлаждающие трубы 2.

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.

Изобретение предназначено для комплексной очистки почвогрунтов, загрязненных ртутью (амальгамой) или/и радионуклидами. Способ очистки почвогрунта от загрязнений включает приготовление пульпы путем перемешивания почвогрунта с водой на месте отбора почвогрунта с отделением фракции с размером фрагментов более 100 мм в модуле приготовления пульпы, дезинтеграцию пульпы и почвенных агрегатов в модуле дезинтеграции с выделением растительных остатков и фракции с размером фрагментов более 10 мм. Проводят сгущение пульпы. Пульпу в модуле гидроклассификации разделяют на песковую и тонкодисперсную фракции, а тонкодисперсную фракцию направляют в модуль обезвоживания, выполненный в виде концентратора, где проводят ее сгущение и обезвоживание с последующим ее захоронением. В случае наличия ртути и амальгам в почвогрунте их выделяют в модуле сгущения. Технический результат - реализация малоотходной безреагентной технологии очистки почвогрунтов от ртути, ее водонерастворимых форм, амальгамы или/и радионуклидов в едином технологическом процессе без переналадки оборудования, выделение металлической ртути или ее амальгамы. 2 н. и 4 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к охране окружающей среды и может найти применение для дезактивации металлических поверхностей радиоактивных отходов. Установка включает токоподвод к обрабатываемой поверхности, соединенный с источником тока, емкость для электролита, насос, сборник электролита. В устройстве используется анодное устройство, выполненное из неэлектрорастворимого материала в виде коаксиально расположенного самоцентрирующегося электрода, соединенное стационарно с верхним токопроводом, распределенным по окружности электрода выше уровня электролита и фрагмента, соединенного с отрицательным полюсом источника тока. Открытый электролизер снабжен кольцевым отсосом для хлора и рубашкой с теплоносителем. В нижней части установлена опорная плита с отверстиями для установки подставки под корзину для дезактивируемого фрагмента и электрода. Дно аппарата коническое, снабженное двумя шиберными затворами для выгрузки мелкодисперсного шлама. Технический результат - снижение потерь металла, увеличение срока службы электролита. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к обращению с жидкими радиоактивными отходами (ЖРО), и может быть использовано при переработке кубовых остатков (КО) выпарных аппаратов установок переработки трапных вод атомных электростанций (АЭС). Ультрафиолетовый реактор выполнен в виде цилиндра, в котором установлена ультрафиолетовая полая лампа, окруженная полостью для отходов. Внутренняя полость УФ лампы сообщена по потоку с верхней частью емкости через осушитель с помощью газового насоса и с нижней частью емкости через насадку. Полость для отходов сообщена по потоку с нижней частью емкости с помощью жидкостного насоса и с верхней частью емкости через распылитель, установленный над поверхностью жидких отходов. При этом устройство для инжектирования воздуха установлено на линии сообщения нижней части емкости и полости для отходов. Технический результат - повышение производительности реактора. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано для дезактивации радиоактивных отходов, загрязненного оборудования и конструкционных элементов на атомных электрических станциях. Способ включает облучение радиоактивных отходов рентгеновским излучением в изолированном объеме, внутренняя поверхность которого экранирована свинцом, поглощающим γ-излучение, при этом радиоактивные отходы облучают посредством импульсных рентгеновских аппаратов, расположенных в изолированном объеме, которые излучают пачки рентгеновских фотонов высокой плотности, около 1018 фотонов/с, при этом используют частоты поглощающего спектра, соответствующие составу атомов дезактивируемых радиоактивных отходов, при этом активированный экранирующий материал периодически заменяют на новый, закладывая в хранилища отработанный и используя естественную его дезактивацию. Изобретение обеспечивает простую, ускоренную, эффективную и экологически чистую дезактивацию радиоактивных отходов, а также возврат в повторное использование высокоценных материалов. 2 ил.

Изобретение относится к атомной промышленности в части переработки радиоактивных отходов, а именно к устройствам для освобождения емкостей-хранилищ от радиоактивных осадков. Устройство содержит оголовок, присоединенный к приводу с возвратно-поступательным движением, подшипниковую опору, смонтированную на фланце, и установленный на оголовке зажим. К оголовку присоединена штанга, к которой шарнирно присоединены две консоли, расположенные под углом друг к другу и присоединенные посредством канатов к рукояткам, расположенным в пазах, выполненных в штанге. Консоли выполнены в виде пластин, а рукоятки расположены на высоте, превышающей высоту защитного перекрытия емкости. Угол между пластинами составляет 90-120°. В вариантах исполнения в качестве привода с возвратно-поступательным движением используется грузоподъемное устройство, а в качестве привода поворота - ручной привод. Технический результат - сокращение удельных затрат рабочей жидкости на единицу удаляемого осадка за счет его сбора и перемешивания в области всасывающего патрубка насоса. 4 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к средствам локализации радиоактивных отходов, в частности донных отложений, загрязненных радионуклидами. Заявленный способ кондиционирования донных отложений включает их смешение с веществом, обеспечивающим их заключение в керамическую матрицу (калий-магний-фосфатную матрицу), и выдержку до окончания схватывания. Смешение матричных материалов проводят последовательно с суспензией, содержащий донные отложения. При этом в качестве вещества, обеспечивающего заключение донных отложений в форму керамической матрицы используют такие компоненты, как дигидрофосфат калия, оксид магния и воду, а также замедлитель при следующем соотношении компонентов: KH2PO4:Н2О:Fe(NO3):донное отложение:(MgO:Н2О)=3:0,6:0,04:1,5:2,4. В качестве замедлителя используется Fe(NO3)·9H2O в соотношении дигидрофосфат калия замедлитель 25:1. После заполнения контейнера проводят вибрационное воздействие на смесь до выравнивания температуры по объему контейнера. Техническим результатом является отсутствие повышения скорости выщелачивания радионуклидов из керамической матрицы после длительного пребывания в воде, что обеспечивает экологическую безопасность при долговременном хранении отходов. 2 з.п. ф-лы, 1 ил., 2 табл.
Изобретение относится к способам обращения с радиоактивными отходами, в частности к способам фиксации пульпы путем засыпки грунтом. Способ включает разделение бассейна дамбой, достигающей его дна, на участки с пониженной и повышенной толщинами донных отложений (ТДО) и, соответственно, их активностью. На участке с пониженной ТДО перед ледоставом перекачивают декантат до превышения глубиной промерзания суммарной ТДО и защитного слоя декантата над ними, а при достижении льдом дна бассейна засыпают участок наталкиванием на лед грунта. На участке с повышенной ТДО, разделенном поперечными дамбами на ячейки, в которых глубина промерзания после выдачи декантата не достигла дна бассейна, перед таянием на лед ячеек принимают защитный слой воды, а перед следующим ледоставом вновь откачивают декантат из ячеек до превышения глубиной промерзания суммарной ТДО и защитного слоя декантата над ними. Фиксацию пульпы проводят аналогично ее фиксации на участке с пониженной ТДО. Технический результат - уменьшение высоты капиллярного подъема пульпы в насыпанном грунте за счет повышения ее плотности при выделении из донных отложений связанной воды промораживанием. 2 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к атомной энергетике и предназначено для сухого хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) реакторов РБМК-1000 и ВВЭР-1000. Хранилище содержит камеру хранения с монолитными железобетонными защитными стенами, в которой гнезда установлены между ее верхним и нижним перекрытиями. Гнезда снабжены защитными пробками, устанавливаемыми в гнезда на сварке после загрузки двух пеналов и снабженными пробоотборными трубками, соединяющими через запорный клапан внутреннюю полость гнезда с обслуживаемой зоной. Камера хранения снабжена оборудованием, обеспечивающим дистанционную загрузку пеналов с ОЯТ в гнезда хранения и установку в них защитных пробок. Система естественной вентиляции содержит установленные в нижнем перекрытии камеры закладные трубы, соединяющие камеру с подкамерным пространством, соединенным, в свою очередь, с воздухозаборными устройствами. Верхняя часть камеры соединена вытяжными каналами с выхлопными трубами, расположенными на крыше камеры. Технический результат - герметичность гнезда, возможность контроля как его герметичности, так и герметичности пеналов с ОЯТ в процессе хранения, повышение естественной тяги в хранилище. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.
Заявленное изобретение относится к способу контроля безопасности мест приповерхностного захоронения радиоактивных отходов, содержащих в опасной концентрации радионуклиды с периодом полураспада T½ не более 30 лет. В заявленном способе экспериментально определяют предельное время функционирование вмещающих могильник РАО грунтов как естественного геохимического барьера. Затем вычисляют продолжительность периода между указанным временем и сроком потенциальной опасности изолируемых радионуклидов. При этом в случае подтвержденного результатами фактических измерений отсутствия в течение этого периода выхода опасной концентрации радионуклидов за периметр ближней зоны могильника считают его безопасность фактически подтвержденной, а задачу радиоэкологического мониторинга - выполненной. Техническим результатом является исключение вероятности выхода радионуклидов в опасной концентрации за пределы санитарно-защитной зоны. 1 з.п. ф-лы.
Изобретение относится к области атомной техники и может быть использовано для длительного контролируемого хранения кюрия с целью последующего сжигания в специальных реакторах либо дальнейшего использования в качестве стартового материала для получения тяжелых изотопов кюрия и калифорния. Способ изготовления композиции для длительного хранения кюрия включает получение смеси кюрия с алюминиевым порошком, причем смесь кюрия с алюминиевым порошком получают добавлением раствора кюрия в азотной кислоте к алюминиевому порошку, перемешиванием и прокаливанием смеси до получения оксидных покрытий кюрия на поверхности алюминиевого порошка. Изобретение обеспечивает надежное и длительное контролируемое хранение выделенной фракции кюрия.
© Патентный поиск, поиск патентов на изобретения - FindPatent.RU 2012-2024
Политика конфиденциальности 2015-08-27 2015-08-27T10:49:04
Наверх