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.
Наверх