Способ дезактивации радиоактивных отходов

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 области атомной энергетики и может быть использовано для дезактивации радиоактивных отходов (отработавшего ядерного горючего - ТВЭЛ-ов), и загрязненного оборудования и конструкционных элементов на атомных электрических станциях (АЭС) допускающего возможность повторного использования в производственном цикле АЭС.

Как известно, одной из важных проблем ядерной энергетики является проблема обращения с отходами высокой удельной активности, которые образуются, в частности, на радиохимических заводах при переработке ядерного топлива, выгруженного из реакторов. Присущая таким отходам радиоактивная опасность обусловлена, в основном, долгоживущими радиоактивными изотопами 90Sr (Т1/2=28 лет) и 137Cs (Τ1/2=30 лет) (стронций-90 и цезий-137). Основной промышленный метод обезвреживания таких отходов заключается в отверждении (остекловывании или превращении в керамику) и захоронении в глубинных могильниках. При этом в качестве могильников используют специальные подземные сооружения, например, как в способах захоронения (см. RU №2133993, G21F 9/24, 1999, RU №2152649, G21F 5/008, G21F 9/24, 2000 или RU №2153720, G21F 9/34, 2000). Осуществляют захоронение радиоактивных отходов также в стабильных геологических структурах на глубине до или около 1 км - в буровых скважинах или подземных горных выработках, например, как в способах (см. RU №2069906, G21F 9/24, 1996, RU №2063077, G21F 9/24, Ε21F 17/16, В09В 1/00, 1999 или RU №2160476, G21F 9/24, 2000). При осуществлении названных способов активность обезвреживаемых радиоактивных отходов снижается за счет естественного распада радиоактивных изотопов и остается высокой в течение длительного времени. Наибольшую сложность при таком обезвреживании представляет контроль безопасности захоронения, требующий создания системы длительного мониторинга радиационной обстановки места захоронения и прогнозирования скорости выхода радионуклидов из могильника на период от десятка до 105 лет, что делает эти способы достаточно дорогостоящими и длительными.

Известен способ дезактивации радиоактивных отходов путем превращения долгоживущих радиоактивных изотопов в более короткоживущие под воздействием облучения электромагнитным излучением СВЧ-диапазона (см. RU №2100858, G21F 9/00, 1997). Способ проверен экспериментально, но промышленного воплощения до настоящего времени не получил. Сущность способа заключается в том, что радиоактивные отходы подвергают облучению от внешнего источника излучения, сообщающего ядрам долгоживущих изотопов дополнительную энергию, индуцирующую их укоренный распад. В качестве излучения применяют излучение СВЧ-диапазона с плотностью потока энергии, превышающей 5.10-3 Дж/см2. В качестве генератора СВЧ-колебаний используют, например, релятивистский триод с виртуальным катодом. Результаты экспериментальных исследований способа, проведенные над радиоактивным образцом - таблеткой 51Cr, запакованной в полиэтиленовую кювету, свидетельствуют о возможности увеличения постоянной распада (по сравнению с постоянной распада до облучения) на величину около 1%. Достижению большего эффекта препятствуют ограничения на верхний предел плотности СВЧ-энергии в существующей СВЧ-технике (не выше 10 Дж/см2). Таким образом, возможность практического внедрения способа в промышленность напрямую зависит от результата будущих разработок в области мощных СВЧ-генераторов.

Известен также способ дезактивации радиоактивных отходов путем их облучения в изолированном объеме, посредством источников рентгеновского излучения, сообщающего ядрам содержащихся в них радиоактивных изотопов дополнительной энергии (см. RU №2200353, G21F 9/00, G21G 1/12, 2003). При этом способ индуцирует ускоренный распад радиоактивных отходов путем облучения импульсно-периодическим потоком квантов жесткого тормозного излучения с концентрацией квантов от 1011 до 1012 квантов/см3 и энергией квантов, большей энергии распада долгоживущих радиоактивных изотопов, облучение осуществляют при начальной концентрации долгоживущих радиоактивных изотопов в радиоактивных отходах в пределах от 1 до 10% и заканчивают при снижении этой концентрации ниже 0,5%, при этом энергию, выделяющуюся в результате индуцированного распада радиоактивных изотопов, утилизируют. В преимущественных случаях реализации облучение осуществляют импульсно-периодическим потоком квантов жесткого тормозного излучения с энергией квантов от 1 до 5 МэВ.

Недостаток этого решения - в повышенной энергоемкости способа дезактивации и технической сложности его реализации вследствие использования тормозного рентгеновского излучения. Кроме того, известный способ не обладает достаточной экологической чистотой.

Задачей, на решение которой направлено заявленное изобретение, является разработка простого, эффективного и экологически чистого способа дезактивации радиоактивных отходов загрязненных материалов.

Технический результат, получаемый при решении поставленной задачи, выражается в обеспечении ускоренной дезактивации радиоактивных отходов (предпочтительно, отработавшего ядерного топлива - известно, что после использования в реакторе в одной тонне ОЯТ остается примерно 960 кг урана, а также накапливается около 10 кг плутония и образуется около 30 кг осколочных радионуклидов, т.е. переработка ОЯТ позволит возвратить в топливный цикл АЭС до 97% исходного материала - не только 235U и 238U, но и изотопы плутония - весьма эффективно делящегося радионуклида - продукты, из которых и изготавливаются тепловыделяющие сборки МОХ-топлива) или загрязненного оборудования и конструкционных элементов АЭС допускающего возможность повторного использования в производственном цикле АЭС. При этом обеспечивается реализация малооперационных технологий дезактивации и возврата в повторное использование именно высокоценных материалов.

Различают тормозное и характеристическое рентгеновское излучение. Тормозное излучение возникает при торможении быстрых электронов в электростатическом поле ядра атомов (т.е. при взаимодействии электронов с ядрами атомов). При прохождении электрона больших энергий вблизи ядра наблюдается рассеяние (торможение) электрона. Скорость электрона снижается, и часть его энергии испускается в виде фотона тормозного рентгеновского излучения.

Характеристические рентгеновские излучения возникают, когда быстрые электроны проникают вглубь атома и выбивают электрон из внутренних уровней (K, L и даже M). Атом возбуждается, а затем возвращается в основное состояние. При этом электроны из внешних уровней заполняют освободившиеся места во внутренних уровнях, и при этом излучаются фотоны характеристического излучения с энергией, равной разности энергии атома в возбужденном и основном состоянии (не превышающем 250 кэВ). Т.е. характеристическое излучение возникает при перестроении электронных оболочек атомов. При различных переходах атомов из возбужденного состояния в невозбужденное избыток энергии может также испускаться в виде видимого света, инфракрасных и ультрафиолетовых лучей.

Для решения поставленной задачи предложен способ дезактивации радиоактивных отходов путем их облучения в изолированном объеме, посредством источников рентгеновского излучения, сообщающего ядрам содержащихся в них радиоактивных изотопов дополнительной энергии, при этом внутреннюю поверхность изолированного объема экранируют свинцом, поглощающим γ-излучение, при этом образец радиоактивных отходов облучают посредством импульсных рентгеновских аппаратов, расположенных в изолированном объеме, которыми 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.

Сопоставительный анализ признаков заявленного решения с признаками прототипа и аналогов свидетельствует о соответствии заявленного решения критерию "новизна".

Признаки отличительной части формулы изобретения решают следующие функциональные задачи:

Признаки «…внутреннюю поверхность изолированного объема экранируют свинцом, поглощающим γ-излучение…» обеспечивают безопасность процесса дезактивации ценного, но ставшего высокорадиоактивным в процессе использования материала (изотопов урана), а также поглощение его радиоактивности (и наведение радиоактивности) менее ценным материалом (свинцом).

Признаки «…образец радиоактивных отходов облучают посредством импульсных рентгеновских аппаратов, расположенных в изолированном объеме...» позволяют обеспечить высокую плотность рентгеновского излучения и эффективность облучения дезактивируемого материала. Поглощенная атомами энергия облучения способствует ускоренному переходу атомов в стабильное состояние.

Признаки, указывающие, что посредством рентгеновских аппаратов «излучают пачки рентгеновских фотонов высокой плотности, около 1018 фотонов/с, при этом используют частоты поглощающего спектра, соответствующие составу атомов дезактивируемых радиоактивных отходов», определяют режимные параметры способа, обеспечивающие эффективную дезактивацию. Кроме того, известно, что в рентгеновской спектроскопии в геометрии поглощения измеряется коэффициент поглощения как функция энергии падающего излучения. В том случае когда длина волны падающего рентгеновского излучения близка к краю поглощения химического элемента, входящего в состав образца, коэффициент поглощения резко возрастает. Это связано с тем, что падающее излучение вырывает электроны с внутренних оболочек, которые переходят в незанятые валентные состояния или непрерывный спектр. Рентгеновские спектры в большом энергетическом интервале имеют вид, представленный на фиг. 1. При этом нумерация краев поглощения соответствует фиг. 2.

Признаки, указывающие, что «активированный экранирующий материал периодически заменяют на новый, закладывая в хранилища отработанный и используя естественную его дезактивацию», обеспечивают «очистку» дезактивационной камеры от радиоактивности.

На фиг. 1 схематически показан вид зависимости коэффициента поглощения от энергии падающего фотона; на фиг. 2 показана схема электронных уровней в атоме и ее связь с краями поглощения.

Наибольшую энергию имеет К-край поглощения, отвечающий переходу электрона с самого глубокого 1s-уровня в незанятые состояния.

Для реализации способа могут быть использованы известные конструкции импульсных рентгеновских аппаратов, которые могут генерировать излучение в виде пачки рентгеновских фотонов высокой плотности около 1018 фотонов/с. Импульсные рентгеновские аппараты не менее 2-х (чтобы накопить энергию на новый импульс, нужно примерно 0,1 с.) устанавливаются в корпусе рентгеновской установки типа EIDOSOLUTIONS ME 160 / ME 225 для облучения (спектры K, L и М) горизонтально расположенного образца размером 120×100 и толщиной 5-10 см.

При облучении используются частоты поглощающего спектра для данного состава атомов образца. Поглощенная атомами энергия облучения способствует ускоренному переходу атомов в стабильное состояние.

Поэтому при обработке РАО, согласно заявленному способу, в результате усиливается собственное излучение радионуклидов и они превращаются в стабильные атомы. Непрерывно изменяющийся изотопный состав РАО приводит к колебаниям мощности радиоактивного излучения в сторону его непрерывного уменьшения.

Высокая эффективность и стабильность сформированных комплексом распада изотопов объясняется внутренней структурой атома, когда нуклон, находящийся вблизи поверхности ядра, из-за получения дополнительной энергии теряет связь с атомом и поляризация нуклонной жидкости увеличивается в 3-4 раза. Данный процесс - это следствие увеличения энергии и соответственно скорости нуклонов и происходящий в результате этого разрыв связей с ядром изотопа. Общая энергия при этом тратится на стабилизацию возбужденного ядра.

В ходе опытов по дезактивации рубленной тепловыделяющей сборки, содержащей 18 ТВЭЛов, за 48 часов работы получено снижение активности цезия, стронция, америция в среднем на 50%.

Таким образом, результаты сравнения функциональных возможностей свидетельствуют о том, что предлагаемый способ дезактивации радиоактивных материалов в сравнении со способом-прототипом обладает существенными преимуществами, а именно, заявленный способ является более простым и технологичным, повышает эффективность дезактивации обрабатываемых материалов при сохранении экологических показателей в пределах нормативных значений, так как не имеет практически экологически опасных отходов.

Изобретение может быть использовано для спектральной дезактивации в первую очередь отработавшего ядерного горючего, содержащего долгоживущие нуклиды, такие как калий-40, рубидий-87 (являются бета-излучателями), а также уран-238, торий-232 (испускают альфа-частицы) и их продукты распада, а также радиоактивных материалов практически любого назначения: конструкционные материалы, оборудование, топливо, отходы, спецодежда и т.п.

Способ дезактивации радиоактивных отходов путем их облучения в изолированном объеме посредством источников рентгеновского излучения, сообщающего ядрам содержащихся в них радиоактивных изотопов дополнительной энергии, отличающийся тем, что внутреннюю поверхность изолированного объема экранируют свинцом, поглощающим γ-излучение, при этом образец радиоактивных отходов облучают посредством импульсных рентгеновских аппаратов, расположенных в изолированном объеме, которыми 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.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области радиохимии, а именно к способам получения и разделения изотопов. .

Изобретение относится к области радиохимии. .

Изобретение относится к области радиационной техники и технологии, то есть к производственным операциям, связанным с осуществлением химических, физико-химических процессов под воздействием ионизирующих излучений на различные вещества в целях создания новых полезных свойств за счет дозированного облучения.

Изобретение относится к области радиохимии. .

Изобретение относится к области радиохимии. .

Изобретение относится к области атомной и ядерной физики, в частности к методам воздействия на физико-химические свойства материальных тел, и может быть использовано в различных отраслях техники для решения задачи изменения физико-химических параметров материальных тел и окружающих их энергетических полей.

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для обезвреживания радиоактивных отходов, преимущественно продуктов распада ядерных реакторов.

Изобретение относится к области обнаружения скрытых взрывчатых веществ, в том числе мин, и может быть использовано, например, при разминировании территорий в рамках гуманитарных акций.

Изобретение относится к ядерной физике, в частности к способам уничтожения радиоактивных отходов при помощи электромагнитного воздействия. .

Изобретение относится к ядерной физике и может быть использовано для обезвреживания долгоживущих радиоактивных изотопов, содержащихся, например, в радиоактивных отходах (РАО) ядерной энергетики.

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).

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.

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.
Изобретение относится к средствам иммобилизации высокоактивных отходов от переработки отработанного ядерного топлива в керамические материалы с последующим захоронением в геологических формациях.

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 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 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 фотоновс, 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.

Наверх