Способ изготовления композиции для длительного хранения кюрия


 


Владельцы патента RU 2574272:

Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" (RU)

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 области атомной техники и может быть использовано для длительного контролируемого хранения минорактинидов с целью их последующего сжигания в специальных реакторах (трансмутации) либо использования в дальнейшем в качестве стартового материала для получения тяжелых изотопов кюрия и калифорния.

В процессе переработки облученного ядерного топлива образуются высоко радиоактивные отходы (ВАО), содержащие минорактиниды - Am и Cm. Они являются наиболее опасными для человечества. Эти отходы представляют высокую экологическую опасность в связи с их большими периодами полураспада. Поэтому их необходимо выделить из ВАО в особую категорию радиоактивных отходов и подготовить для дальнейшего обращения с ними.

В технологии переработки облученного топлива быстрых реакторов существует процесс разделения америция и кюрия (Патент №2291112, B01D), основанный на осаждении малорастворимых Am и Cm либо на различной стадии экстракции этих элементов в системе «амин-высаливатель-комплексон». В результате в том и другом способе получается фракция америция, которая подсоединяется к уран-плутониевой фракции для трансмутации последнего в топливе быстрых реакторов, и фракция кюрия, которую необходимо компактизировать для длительного контролируемого хранения с целью последующей трансмутации либо использования в дальнейшем в качестве стартового материала для получения тяжелых изотопов кюрия и калифорния.

Хранение кюрия в виде оксидов опасно из-за разогрева (удельное тепловыделение 2,8 Вт/г Cm-244), поэтому его необходимо разбавлять балластным желательно хорошо теплопроводящим материалом. Причем распределение кюрия в балластной смеси должно быть равномерным во избежание локальных перегревов. Роль балласта играют редкоземельные элементы (РЗЭ). Недостатком этого способа является то, что выделенная фракция кюрия оказывается смешанной с фракцией РЗЭ и при необходимости трансмутации кюрия его нужно вновь выделять.

Задача предлагаемого технического решения состоит в исключении указанных недостатков, а именно в обеспечении надежного длительного контролируемого хранения выделенной фракции кюрия.

Для решения этой задачи предлагается способ изготовления композиции для длительного хранения кюрия, заключающийся в получении смеси кюрия с алюминиевым порошком, причем смесь исходного кюрия с алюминиевым порошком получают добавлением раствора кюрия в азотной кислоте к алюминиевому порошку, перемешивании и прокаливании смеси до получения оксидных покрытий кюрия на поверхности алюминиевого порошка.

Для получения заданного соотношения кюрия к алюминию при необходимости процесс приготовления смеси повторяют, используя вместо алюминиевого порошка полученную смесь.

Перемешивание раствора кюрия с порошком алюминия и дальнейшее прокаливание позволяет получить равномерное распределение кюрия в балластной смеси.

Алюминиевый порошок является хорошим теплопроводящим материалом, поэтому его используют в качестве балластного материала.

Достоинствами способа являются:

- приготовление водного раствора в дистанционных условиях - операция довольно простая;

- точное дозирование кюрия в приготавливаемую композицию;

- равномерное распределение его в объеме композиции.

Необходимую навеску алюминиевого порошка марки ПА-4 засыпали в тигель из нержавеющей стали. Туда же заливали заранее приготовленный раствор нитрата европия (имитатор минорактинида) с заданным количеством этого элемента, меченого Eu-152. Соотношение Al к Eu - 10:2 (по массе). Смесь перемешивали до пастообразного состояния, затем помещали в печь и подвергали термообработке. После охлаждения в тигель заливали этиловый спирт, перемешивали и вновь подвергали термообработке. Для определения равномерности распределения европия в объеме композиции из полученной смеси прессовали таблетки (при 300 Мпа), прокаливали в вакууме при 600°C, помещали в оболочку и проверяли равномерность распределения Eu по длине столба таблеток. Равномерность была 96% (контроль по Eu-152).

Способ изготовления композиции для длительного хранения кюрия, заключающийся в получении 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.



 

Похожие патенты:

Заявленное изобретение относится к способу обработки жидкого водно-нитратного эфлюента, содержащего нитраты металлов или металлоидов. Заявленный способ предусматривает стадию кальцинации эфлюента для превращения нитратов металлов или металлоидов в оксиды металлов или металлоидов.
Заявленное изобретение относится к способу переработки азотсодержащих жидких водных отходов, содержащих нитраты металлов или металлоидов. Заявленный способ содержит этап кальцинации отходов для преобразования нитратов металлов или металлоидов в оксиды указанных металлов или металлоидов, по меньшей мере одно соединение, выбранное из нитратов металлов или металлоидов, и другие соединения отходов, приводящие к образованию при кальцинации налипающего оксида, и вспомогательное разбавляющее вещество, ведущее к получению при кальцинации неналипающего оксида при его добавлении к отходам до этапа кальцинации.

Изобретение относится к области охраны окружающей среды и может быть использовано при обезвреживании радиоактивных отходов, а именно выработавших свой ресурс радиоактивных масел и твердых радиоактивных отходов органического происхождения, относящихся к классу сжигаемых целлюлозных материалов.

Изобретение относится к способу обезвреживания радиоактивных отходов. .

Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов. .
Изобретение относится к области радиохимической технологии, а именно к переработке водно-хвостовых азотно-кислых растворов (рафинатов), образующихся при регенерации облученного ядерного топлива (ОЯТ).

Изобретение относится к сушильной станции для сушки зараженных отходов установки атомной электростанции. .

Изобретение относится к способам переработки органических радиоактивных отходов, обеспечивающим обезвреживание органической части отходов до экологически безопасных веществ и перевода радионуклидов в компактную форму.
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.

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 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.
Наверх