Способ контроля безопасности мест приповерхностного захоронения радиоактивных отходов


 


Владельцы патента RU 2573428:

Акционерное общество "Ведущий проектно-изыскательский и научно-исследовательский институт промышленной технологии" (АО "ВНИПИпромтехнологии) (RU)

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 контроля радиоэкологической безопасности мест приповерхностного захоронения твердых или отвержденных радиоактивных отходов (далее по тексту РАО), содержащих в опасной концентрации радионуклиды с периодом полураспада не более 30 лет, и может быть использовано для практически полного исключения вероятности загрязнения ими окружающей среды за пределами санитарно-защитной зоны (далее по тексту СЗЗ). Оно также может быть использовано для фактической реализации радиоэкологического мониторинга, заключающегося в определения области и скорости распространения с грунтовыми водами опасной концентрации радионуклидов при минимальном числе необходимых для этого наблюдательных скважин. Также оно может быть использовано для определения момента времени, когда указанный радиоэкологический мониторинг допустимо прекратить.

Известен способ защиты от загрязнения подземных вод в районах складирования и захоронения отходов, содержащих токсичные или радиоактивные вещества, включающий формирование в предполагаемом месте захоронения отходов наборов проб грунтовой толщи на глубину до первого водоносного горизонта СЗЗ, разделение этих проб на слои, представленные различными литологическими разностями, последующую разбивку территории на отдельные участки, определение для каждого из них предельного времени функционирования как естественного геохимического барьера и создание на этих участках защитных экранов (см. патент РФ 2337419, кл. G21F 9/24. Опубл. 2008 г.).

Недостатком известного способа является то, что он, позволяя создать систему защиты подземных вод в районах складирования РАО от загрязнения радионуклидами, не рассматривает вероятности некачественного исполнения элементов этой системы и/или ее деградации за время потенциальной опасности изолируемых радионуклидов, которое в среднем составляет около 300 лет и, соответственно, не предполагает процедуры определения реальной эффективности системы защиты, что не позволяет гарантировать или хотя бы реально оценить фактическую безопасность изоляции РАО от окружающей среды.

Наиболее близким по технической сущности к предлагаемому изобретению является способ контроля безопасности мест приповерхностного захоронения радиоактивных отходов путем определения содержания индикатора радиоактивного загрязнения в окружающем места захоронения радиоактивных отходов массиве грунтов, по величине которого судят о безопасности мест захоронения радиоактивных отходов (см. патент РФ 2260215, кл. G21F 9/24. Опубл. 2005 г.).

Недостатком данного способа является то, что в нем не оговорена нижняя граница концентрации используемого в качестве индикатора радиоактивного загрязнения Cr(VI), после превышения которой судят о наличии этого загрязнения. Соответственно, согласно данному способу, любая концентрация Cr(VI), выявленная в грунтах, указывает на их радиоактивное загрязнение. При этом очевидно, что некоторая концентрация Cr(VI) может иметься в грунтах изначально или появиться по причинам, не связанным с размещением РАО, например быть занесена поверхностными сточными водами. Кроме того, определение факта наличия Cr(VI) не позволяет выяснить концентрацию радионуклидов, попавшую в грунтовые воды. Таким образом, рассматриваемый способ не позволяет определить интенсивность выноса радионуклидов, оконтурить область распространения их опасной концентрации и оценить экологическую опасность этого процесса.

В настоящей заявке решается задача разработки способа контроля безопасности мест приповерхностного захоронения радиоактивных отходов, содержащих в опасной концентрации радионуклиды с периодом полураспада не более 30 лет, обеспечивающего практически полное исключение вероятности допущения загрязнения ими окружающей среды путем определения фактической безопасности изоляции этих радионуклидов на срок их потенциальной опасности, что позволяет в случае необходимости заблаговременно предпринять меры по локализации радиоактивного загрязнения внутри периметра СЗЗ и провести соответствующие реабилитационные мероприятия.

Для решения поставленной задачи в способе контроля безопасности мест приповерхностного захоронения радиоактивных отходов, путем определения содержания индикатора радиоактивного загрязнения в окружающем места захоронения радиоактивных отходов массиве грунтов, по величине которого судят о безопасности мест захоронения радиоактивных отходов, в качестве индикатора радиоактивного загрязнения измеряют содержание Ci радионуклидов в пробах грунтовых вод, протекающих под местом захоронения радиоактивных отходов, при этом при Ci, меньшем величины уровня вмешательства Cув, отбирают керны из подстилающего место захоронения радиоактивных отходов грунтового массива, разделяют их на литологические разности и определяют предельное время Ti функционирования этих литологических разностей как естественных геохимических барьеров, надежно препятствующих миграции радионуклидного загрязнения, определяют отрезок времени Ts, между величиной периода потенциальной опасности изолируемых РАО и сроком службы ΣTi естественных геохимических барьеров и при выполнении условия Cув>Ci в течение отрезка времени Ts считают безопасность места приповерхностного захоронения радиоактивных отходов фактически подтвержденной.

Целесообразно пробы грунтовых вод брать не реже двух раз в год, в весенний и осенний месяцы, статистически характеризующиеся наибольшим объемом осадков за сезон, а отбор проб производят из доходящих до первого от поверхности водоносного горизонта скважин, расположенных с каждой стороны света по периметру места приповерхностного захоронения РАО.

Техническим результатом изобретения является повышение объективности оценки безопасности мест приповерхностного захоронения РАО, благодаря чему практически полностью исключается вероятность выхода опасной концентрации изолируемых радионуклидов за пределы СЗЗ и, соответственно, загрязнения ими окружающей среды.

Технический результат достигается за счет того, что предложенный способ контроля безопасности мест приповерхностного захоронения радиоактивных отходов позволяет осуществлять дискретный контроль фактического состояния безопасности этого захоронения и, в случае необходимости, своевременно провести реабилитационные мероприятия, направленные на предотвращение выхода опасной концентрации радионуклидов за пределы СЗЗ и загрязнения ими окружающей среды.

Предлагаемый способ базируется на закономерностях, экспериментально установленных авторами и подтвержденных при проведении специалистами инжинирингового центра ОАО «ВНИПИпромтехнологии» серии работ по комплексному инженерному и радиационному обследованию (КИРО) некоторых хранилищ РАО, в том числе относящихся к объектам исторического наследия. В натурных условиях подтверждено, что в случае проведения контроля по предлагаемому способу обеспечивается надежное выявление наличия и опасности радиоактивного загрязнения на его начальных стадиях распространения в контролируемой области при минимальных финансовых затратах. Последнее обеспечивается тем, что дорогостоящие в создании и поддержании в рабочем состоянии наблюдательные скважины бурятся только на участках, где по предлагаемому способу фактически подтверждена опасность выхода опасной концентрации радионуклидов. Кроме того, соответствующие наблюдения проводятся не на протяжении всего срока потенциальной опасности РАО (300 лет), а только в период времени, который не покрывает срок службы естественного геохимического барьера - массива вмещающих могильник РАО грунтов.

Способ контроля безопасности мест приповерхностного захоронения радиоактивных отходов реализуют следующим образом.

В предполагаемом месте захоронения отходов, содержащих в опасной концентрации радионуклиды с периодом полураспада T½* не более 30 лет, формируют наборы проб грунтовой толщи санитарно-защитной зоны (СЗЗ) этого места на глубину до первого от поверхности водоносного горизонта.

Разделяют указанные пробы на слои, представленные различными литологическими разностями, а затем на основании заданной при проектировании концентрации радионуклидов в захораниваемой упаковке, срока td потенциальной опасности этих радионуклидов и с учетом допустимой точности отклонений для каждого слоя по известным методикам определяют эффективную пористость, коэффициент микродисперсии, скорость фильтрации и с помощью комплекса методов математического моделирования и(или) на основе результатов обследования объектов-аналогов рассчитывают наиболее вероятное значение концентрации загрязнителя на днище могильника после его загрузки РАО, например, в контейнерах.

Затем разбивают территорию на отдельные участки, сложенные равнозначными литологическими разностями и для каждого их слоя с учетом мощности определяют предельное время Ti функционирования как естественного геохимического барьера, в течение которого эти грунты за счет своих противомиграционных, в т.ч. абсорбционно-десорбционных свойств значительно замедляют или практически полностью останавливают распространение радионуклидов.

Далее, с учетом того, что по упрощенной формуле срок потенциальной опасности РАО рассчитывают как 10·T½, на расстоянии не более 1/(10·T½) от радиуса СЗЗ, по периметру могильника с каждой стороны света от его контура, организуют не менее одной наблюдательной скважины, доходящей до первого от поверхности водоносного горизонта и обсаженной перфорированными трубами, а также оборудованной устьевыми заглушками.

Не менее двух раз в год, в весенний и осенний месяцы, статистически характеризующиеся наибольшим объемом осадков за сезон, производят отбор проб грунтовых вод в наблюдательных скважинах и в ближайшей зоне разгрузки первого от поверхности водоносного горизонта.

Определяют содержания Ci изолируемых радионуклидов в этих пробах, сравнивают значения этого содержания с величиной уровня вмешательства Cув и при выполнении условия Cув>Ci в течение отрезка времени Ts=td-ΣTi между величиной периода td потенциальной опасности изолируемых РАО и сроком службы ΣTi естественных геохимических барьеров считают безопасность места приповерхностного захоронения радиоактивных отходов фактически подтвержденной, а задачу радиоэкологического мониторинга - выполненной.

При выявлении Ci>Cув по распределению значений Ci в функции от местоположения скважин, в которых они были получены, определяют ореол распространения радионуклидного загрязнения, а скорость его распространения оценивают по изменению значений Ci во времени. Далее с учетом информации о текущем ореоле радиоактивного загрязнения и скорости распространения его фронта определяют предельное расстояние R разнесения опасной концентрации радионуклидов за период времени Ts.

В случае, когда величина R меньше радиуса санитарно-защитной зоны (rСЗЗ), со стороны каждой скважины, в которой было зафиксировано Ci>Cув, на расстоянии R от могильника бурят не менее одной дополнительной наблюдательной скважины, в которой проводят измерения и оценивают их результаты, как это описано выше.

Если R>rСЗЗ, могильник считают не безопасным и пригодным к использованию только в качестве хранилища, проводят реабилитационные мероприятия и создают дополнительные защитные противофильтрационные экраны в объеме, достаточном для локализации радиоактивного загрязнения на период его потенциальной опасности.

Таким образом, предложенный способ контроля безопасности мест приповерхностного захоронения радиоактивных отходов, содержащих в опасной концентрации радионуклиды с периодом полураспада не более 30 лет, позволяет обеспечить практически полное исключения вероятности допущения выноса в окружающую среду опасной концентрацией этих радионуклидов, что достигается путем периодического определения фактической безопасности места их захоронения, позволяющего в случае индикации радиоактивного загрязнения корректно оценить скорость его распространения, численно сопоставить ее с периодом потенциальной опасности изолируемых радионуклидов и, в случае необходимости, своевременно провести реабилитационные мероприятия, направленные на предотвращение выхода этого загрязнения за пределы санитарно-защитной зоны могильника РАО.

1. Способ контроля безопасности мест приповерхностного захоронения радиоактивных отходов путем определения содержания индикатора радиоактивного загрязнения в окружающем места захоронения радиоактивных отходов массиве грунтов, по величине которого судят о безопасности мест захоронения радиоактивных отходов, отличающийся тем, что в качестве индикатора радиоактивного загрязнения измеряют содержание Ci радионуклидов в пробах грунтовых вод, протекающих под местом захоронения радиоактивных отходов, при этом при Ci, меньшем величины уровня вмешательства Сув, отбирают керны из подстилающего место захоронения радиоактивных отходов грунтового массива, разделяют их на литологические разности и определяют предельное время Ti функционирования этих литологических разностей как естественных геохимических барьеров, надежно препятствующих миграции радионуклидного загрязнения, определяют отрезок времени Ts, между величиной периода потенциальной опасности изолируемых РАО и сроком службы ΣΤi естественных геохимических барьеров и при выполнении условия Сув>Ci в течение отрезка времени Ts считают безопасность места приповерхностного захоронения радиоактивных отходов фактически подтвержденной.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что пробы грунтовых вод получают не реже двух раз в год, в весенний и осенний месяцы, статистически характеризующиеся наибольшим объемом осадков за сезон, а отбор проб производят из доходящих до первого от поверхности водоносного горизонта скважин, расположенных с каждой стороны света по периметру места приповерхностного захоронения РАО.



 

Похожие патенты:

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.
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.

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.

Изобретение относится к атомной промышленности в части переработки радиоактивных отходов, а именно к устройствам для освобождения емкостей-хранилищ от радиоактивных осадков.

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано для дезактивации радиоактивных отходов, загрязненного оборудования и конструкционных элементов на атомных электрических станциях.

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 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.

Изобретение относится к способу дезактивации графита, для удаления трития, углерода-14 и хлора-36. Способ включает нагрев печи обжига до температуры 800-2000°С, введение в печь обжига графита, загрязнённого радионуклидами, введение в печь обжига инертного газа, введение в печь обжига восстанавливающего газа и удаление переведенных в газовую фазу радионуклидов из печи обжига, при этом количество вводимого восстанавливающего газа находится в диапазоне от 2 до 20 % от общего количества вводимого в печь обжига газа. Изобретение обеспечивает эффективную дезактивацию графита, без газификации основной массы графита, и позволяет удалять практически весь углерод-14. 12 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к обработке железосодержащих отходов атомной промышленности, произведенных в операциях декапирования загрязненных металлических поверхностей. Способ кондиционирования отходов включает стадии: растворения загрязненных поверхностей фосфорной кислотой, окисления ионов железа, увеличения pH раствора, отделения осажденных солей от жидкой фазы, термообработки стеклованием смеси осажденных твердых веществ. Технический результат - минимизация объемов жидких фаз, подлежащих обработке, и рециркуляция побочных продуктов. 12 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к технологии переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) для максимального сокращения их объемов и удаления радионуклидов с концентрированием их в твердой фазе. Заявленный способ включает окисление отходов, отделение от жидкой фазы шламов, коллоидов и взвешенных частиц и удаление из жидкой фазы радионуклидов для последующей утилизации с применением селективных сорбентов и фильтров. При этом перед стадией отделения от жидкой фазы радиоактивных отходов шламов, коллоидов и взвешенных частиц добавляют в жидкие отходы при перемешивании селективные сорбенты в виде порошков, затем полученную суспензию фильтруют, прокачивая через, по крайней мере, одну емкость, предназначенную для утилизации отходов и снабженную на выходе, по крайней мере, одним фильтрующим элементом. После этого фильтрат пропускают, по крайней мере, через одну емкость, предназначенную для утилизации отходов, с гранулированными селективными сорбентами, при этом указанные емкости помещены в бетонные блоки. Техническим результатом является повышение радиационной защиты обслуживающего персонала в процессе производства, а именно: снижение дозовой нагрузки на персонал во время переработки ЖРО, упрощение технологического процесса, получение в процессе переработки ЖРО конечного продукта (блока), безопасного для перемещения и использования и не требующего специальных мер радиационной безопасности. 9 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к способу переработки и утилизации металлических отходов, загрязненных радионуклидами. Способ включает фрагментацию отходов, контроль радиоактивной загрязненности фрагментов отходов с расчетом допустимого уровня, плавление в индукционной печи на воздухе с добавлением рафинирующих флюсов, наведение и удаление шлака, разливку металла в изложницы и контроль слитков металла. При этом после стадии контроля радиоактивной загрязненности отходов при превышении расчетного допустимого уровня сначала осуществляют термическую дезактивацию всех металлических отходов путем их прокаливания на воздухе при температуре 700-800°C в течение 15-20 мин с последующим охлаждением до 30-40°C и виброобработкой с частотой 2500-3000 колеб./мин и амплитудой колебаний 0,5-2,0 мм в течение 4-6 мин. Затем перерабатываемые отходы разделяют на отходы из меди и сплавов на ее основе, которые направляют в переплавку, и отходы из черных сплавов, которые перед переплавкой подвергают дополнительной механической дезактивации в течение 20-30 мин на дробеструйной установке. Плавление металлических отходов из меди и сплавов на ее основе проводят отдельно от отходов из черных сплавов, при этом что плавление всего сортамента металлических отходов проводят с однократным наведением и однократным удалением всего объема шлака. Техническим результатом является повышение эффективности очистки металлических отходов от радионуклидов, в т.ч. по 60Co≈ в 3 раза, по 106Ru≈ в 11 раз, по 54Mn≈ в 4 раза и возможность сокращения объема захораниваемых вторичных радиоактивных отходов по сравнению с прототипом в 5-12 раз. 2 табл., 2 пр.

Изобретение относится к способам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) реакторов ВВЭР-1000 с целью локализации трития, являющегося бета-активным излучающим нуклидом, на головных операциях переработки ОЯТ и может быть использовано в атомной энергетике при переработке ОЯТ ядерных реакторов. Способ заключается в двухстадийной окислительной обработке отработавшего ядерного топлива (волоксидации ОЯТ) из диоксида урана и включает на первой стадии термическую обработку фрагментов ОЯТ при температуре 400÷650°C в воздушной среде, дополнительно содержащей углекислый газ, в течение 60-360 мин, после чего предусмотрена вторая стадия - обработка при температуре 350÷450°C в воздушной или обогащенной по кислороду среде, дополнительно содержащей пары воды в количестве, соответствующем точке росы при 30-40°C. При этом обе стадии проводятся при постоянной или периодической механоактивации реакционной массы, причем содержание углекислого газа в газовой смеси первой стадии составляет 4÷10 об.%, время обработки ОЯТ на второй стадии составляет 60-360 мин, выводимый из реакционной камеры газовый поток охлаждают, конденсат отделяют и направляют на получение цементного компаунда, а неконденсируемый газовый поток направляют в систему газоочистки. Техническим результатом является снижение уноса цезия в 10 раз, а также снижение количества тритийсодержащих ТРО более чем в 8 раз при проведении окислительной обработки при одинаковой степени волоксидации. 2 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к средствам переработки жидких радиоактивных отходов, в частности ионообменных смол (ИОС), путем их включения в полимерную матрицу. Способ включает предварительную обработку радиоактивных отходов посредством сушки ИОС электромагнитным полем (ЭМП) сверхвысокочастотного (СВЧ) диапазона. После этого полученный твердый сыпучий продукт иммобилизуют в полимерном матричном материале на основе эпоксидно-диановой смолы в соотношении 1:1-6:1 об.%. Влажность ИОС после воздействия ЭМП СВЧ диапазона составляет менее 0,4%. Техническим результатом является уменьшение массы, объема и влажности РАО (ИОС), повышение степени наполнения полимерной матрицы по ИОС при переводе жидких радиоактивных отходов в твердые. 6 табл., 1 ил.

Изобретение относится к области дезактивации оборудования, используемого при переработке облученного ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС). Способ дезактивации экстракционного оборудования путем его промывки раствором комплексона кислотного характера в разбавленной азотной кислоте заключается в том, что в многоступенчатый экстрактор или каскад экстракторов, работающий в режиме противоточной кислотной промывки, после полной реэкстракции и вытеснения радионуклидов вводят водный раствор комплексона или соли комплексона. Комплексон способен извлекаться раствором экстрагента и распределяется с органической фазой по экстрактору или каскаду экстракторов, вызывая переход в органическую фазу компонентов осадков или поверхностных пленок, накапливающихся в экстракторе, включая перетоки органической фазы. Далее радионуклиды вместе с комплексоном выводят из экстракционного каскада. Технический результат - дезактивация экстракционного оборудования без удаления экстрагента. 5 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к технологии радиационной обработки различных объектов и может быть использовано в области медицины, пищевой промышленности и обработки различных материалов. Блок радиационной обработки объектов пучком ускоренных электронов состоит из источника излучения (высокочастотного ускорителя электронов) с устройством развертки электронного пучка, зоны облучения и бункера радиационной защиты от тормозного излучения ускорителя и зоны облучения. Бункер включает в себя тоннель входа для подачи объектов обработки в зону облучения и тоннель выхода для вывода объектов из зоны облучения, конвейер входа для перемещения объектов обработки через зону облучения и конвейер выхода для перемещения объектов из зоны облучения. В блок радиационной обработки включены модуль входа объектов обработки и модуль выхода объектов обработки. Эти модули предназначены для радиационной защиты от тормозного излучения через каналы бункера и одновременно для транспортировки объектов облучения к местам загрузки-разгрузки конвейеров входа и выхода бункера. Модули входа и выхода состоят из корпуса радиационной защиты, реверсивной каретки и привода реверсивной каретки. Блоки радиационной обработки с одним источником излучения оборудованы транспортными системами, обеспечивающими облучение объектов обработки с двух противоположных сторон. Технический результат - повышение эффективности использования электронного пучка и степени радиационной защиты, уменьшение площади, занимаемой блоком радиационной защиты. 3 н. и 1 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к способу иммобилизации жидких содержащих тритий радиоактивных отходов. Способ заключается в отверждении жидких содержащих тритий радиоактивных отходов в устойчивой кристаллической матрице, получаемой путем обезвоживания кристаллогидрата соли металла, удаления кристаллизационной воды. При этом предусмотрено добавление к безводному кристаллогидрату жидких тритийсодержащих отходов в количестве (по жидкости), на 5-7% большем количества удаленной воды, и перемешивание до образования новых кристаллогидратов соли металла. В качестве кристаллогидрата соли металла используют железный, медный или цинковый купорос. После образования новых кристаллогидратов они измельчаются до фракций 1-1,5 мм и используются, далее, как наполнитель при приготовлении минеральных матриц (например, на основе солевых вяжущих). Техническим результатом является повышение экологической безопасности при длительном хранении жидких содержащих тритий радиоактивных отходов при одновременном повышении степени наполнения компаундов жидкими содержащими тритий радиоактивными отходами. 4 з.п. ф-лы, 4 пр.
Наверх