Способ утилизации загрязненных радионуклидами металлических отходов

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 металлургии, а именно к способам переработки и утилизации металлических отходов, загрязненных радионуклидами.

Отсутствие эффективных технологий по переработке и утилизации металлических радиоактивных отходов, накопившихся в результате деятельности по использованию ядерной энергии: демонтажа отработавших ресурс энергоблоков и других объектов ядерной энергетики и атомной промышленности, приводит в современном мире к непрерывному наращиванию их объемов. Поэтому проблема обращения с металлическими радиоактивными отходами является одной из сложных экологических проблем.

Известно изобретение «Способ дезактивации радиоактивных металлических отходов и композитный шлакообразующий состав для дезактивации радиоактивных металлических отходов методом плавки» по патенту №2066496, заявка №94046423 с приоритетом от 17.05.1994 г., МПК G21F 9/30, опубликовано 10.09.1996 г.

Согласно изобретению дезактивацию металлического лома осуществляют методом плавления в тигле частичной загрузки нерадиоактивных или радиоактивных металлических отходов без раскисления металла. После полного расплавления частичной загрузки производят дозагрузку тигля и плавление в нем без раскисления радиоактивных металлических отходов и удаление шлака с содержащимися в нем радионуклидами. Плавление всех загрузок металлических отходов производят в присутствии кислорода или воздуха над зеркалом расплава с внесением в тигель рафинирующих флюсов. Флюсы в порошкообразном состоянии перед загрузкой в тигель смешивают с минеральным вяжущим веществом с образованием композитного шлакообразующего состава, который наносят на металлические отходы перед их загрузкой в тигель до образования поверхностной пленки, полностью или частично покрывающей металлические отходы. Внесение рафинирующих флюсов при дозагрузках тигля осуществляют путем погружения в расплавленный металл металлических отходов, покрытых, как указано выше, пленкой из композитного шлакообразующего состава.

Описанный способ является технически сложным и не обеспечивает очистки металла до норм, допускающих его для неограниченного использования.

Известна патентная заявка №2003117260 от 09.06.2003 г. на изобретение «Способ обработки содержащих радионуклиды металлических материалов», МПК G21F 9/28, опубликовано 20.12.2004 г.

Описанный способ обработки включает окислительный обжиг и расплавление обожженного материала в присутствии флюсующих добавок с образованием металлического расплава и шлака, содержащего радионуклид, отделение шлака от металла, причем в качестве исходного металлического материала используют вторичные благородные металлы и сплавы на их основе, содержащие радионуклиды плутония, которые подвергают предварительному нагреву в вакууме или нейтральной атмосфере и изотермической выдержке, затем проводят окислительный обжиг и последующую плавку спеченного продукта в присутствии флюсующих добавок из смеси оксидов натрия, бора, кальция, кремния и флюорита или криолита, которые вводят в определенном количестве.

Данный способ утилизации ограничивается только благородными металлами и сплавами на их основе, которые составляют менее 0,1% от объема загрязненных радионуклидами металлических отходов в ядерной энергетике. Кроме того, обжиг отходов в атмосфере воздуха в данном случае не является термической дезактиваций, а его проводят только в целях спекания отдельных фрагментов.

Известно изобретение «Способ утилизации металлических отходов из сплавов на основе меди, загрязненных радионуклидами» по патенту №2004608, заявка №05046626 с приоритетом от 07.07.1992 г., МПК C22B 7/00, G21F 9/28, опубликовано 15.12.1993 г.

В данном способе металлические отходы из сплавов на основе меди, загрязненные радионуклидами, подвергают разделке, контролируют радиоактивную загрязненность методом сравнения активности металла с активностью протяженного источника радия-226 в равновесии с дочерними продуктами путем измерения мощности экспозиционной дозы гамма-излучения, плавят в индукционной печи в контролируемой зоне на воздухе с добавлением рафинирующих флюсов, имеющих температуру ликвидуса ниже точки плавления металлических отходов, наводят и удаляют шлак и разливают металл в изложницы с получением слитков.

Данный способ относится только к утилизации отходов из сплавов на основе меди, а также предполагает многократное наведение и удаление шлака при переплавке меди и сплавов на ее основе. В этом случае образуется большое количество вторичных радиоактивных отходов в виде шлака, содержащего радионуклиды, которые требуют дальнейшего дорогостоящего захоронения.

Известно изобретение «Способ утилизации отходов из черных сплавов, загрязненных радионуклидами, и установка для его осуществления» по патенту №1831879, заявка №05046627 с приоритетом от 07.07.1992 г., МПК C21C 5/52, C21C 7/076, опубликовано 20.01.1996 г.

Согласно изобретению способ включает стадии разделки, контроля радиоактивной загрязненности, плавления в индукционной печи в контролируемой зоне с наведением и удалением шлака и разливкой металла в изложницы, а также стадию дезактивации перед плавлением при превышении допустимого уровня радиоактивной загрязненности отходов, при этом контроль радиоактивной загрязненности отходов проводят методом сравнения активности металла с активностью протяженного источника радия 226 в равновесии с дочерними продуктами путем измерения мощности экспозиционной дозы гамма-излучения, плавление металлических отходов ведут на воздухе с добавлением рафинирующих флюсов, имеющих температуру ликвидуса ниже точки плавления металла без раскисления металла в тигле печи, а дезактивацию отходов проводят с применением методов, обеспечивающих глубокую очистку от радионуклидов с высоким сродством к металлу с использованием процессов жидкостной дезактивации.

Известен «Способ утилизации металлических отходов, загрязненных радионуклидами» по патенту №2054225 (прототип), заявка №95103655 с приоритетом от 22.03.1995 г., МПК C22B 7/00, C21C 7/076, опубликовано 10.02.1996 г.

Способ утилизации металлических отходов, загрязненных радионуклидами, включает разделку отходов, контроль радиоактивной загрязненности 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 при превышении расчетного допустимого уровня осуществляют дезактивацию металлических отходов, плавление отходов проводят без раскисления металла с многократным дополнительным наведением и удалением шлака, а количество операций наведения и удаления шлака определяют по формуле:

n=lg(C)/lg(T), где: n - количество операций наведения и удаления шлака;

C - необходимая кратность удаления шлака;

T - кратность разбавления шлака за один цикл.

При этом дезактивацию металлических отходов осуществляют с применением методов жидкостной дезактивации, обеспечивающей глубокую очистку от радионуклидов с высоким сродством к металлу, а скаченный во время дополнительных операций наведения и удаления шлак используют в качестве рафинирующего флюса при переплавке последующей партии металлических отходов. Расширение диапазона утилизируемых отходов по составу достигается путем вовлечения в сортамент перерабатываемых отходов любых металлов, загрязненных радионуклидами, таких как углеродистых, нержавеющих, легированных сталей, цветных металлов и их сплавов, и т.п., применяющихся в атомной энергетике и промышленности.

В указанном выше Способе утилизации отходов из черных сплавов по патенту №1831879, так же, как и в Способе-прототипе утилизации металлических отходов широкого диапазона по патенту №2054225, при проведении глубокой очистки отходов методом жидкостной дезактивации образуется большой объем высокотоксичных (в том числе по F-) вторичных жидких радиоактивных отходов, требующих дальнейшей выпарки и заключения кубового остатка в цементную или битумную матрицу. В этих случаях затраты на переработку отходов значительно увеличиваются, а объем вторичных радиоактивных отходов возрастает до 20-25% от исходного объема подлежащих утилизации отходов.

Задачей изобретения является утилизация загрязненных радионуклидами металлических отходов широкого диапазона сортамента: как отходов из меди и сплавов на ее основе, так и отходов из черных сплавов (из нержавеющих и углеродистых сталей), которая позволяет вернуть металл в промышленность для его повторного неограниченного использования и при этом позволяет сократить объем подлежащих захоронению вторичных радиоактивных отходов.

Задача решается за счет того, что способ утилизации загрязненных радионуклидами металлических отходов 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 том, что после стадии контроля радиоактивной загрязненности отходов, при превышении расчетного допустимого уровня, осуществляют дезактивацию металлических отходов, при этом согласно изобретению 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 колебаний в минуту и амплитудой колебаний 0,5-2,0 мм в течение 4-6 мин, после чего проводят операцию разделения всех перерабатываемых отходов на отходы из меди и сплавов на ее основе и отходы из черных сплавов (из нержавеющих и углеродистых сталей), причем отходы из меди и сплавов на ее основе направляют в переплавку, а отходы из черных сплавов перед переплавкой подвергают дополнительной механической дезактивации в течение 20-30 мин на дробеструйной установке, при этом плавление металлических отходов из меди и сплавов на ее основе проводят отдельно от отходов из нержавеющих и углеродистых сталей, притом что плавление всего сортамента металлических отходов проводят с однократным наведением и однократным удалением всего объема шлака.

По сути заявляемого способа на первом этапе демонтированное и отработавшее свой ресурс оборудование подвергают разделке и фрагментации до размеров, позволяющих произвести загрузку фрагментов в плавильную печь.

Фрагментацию осуществляют с помощью ручной механической, газовой, плазменной резки и/или стационарными аллигаторными ножницами.

Затем проводят контроль радиоактивной загрязненности фрагментов отходов с расчетом допустимого уровня. Контроль загрязненности проводят как переносными радиометрическими приборами, так и стационарным лабораторным прецезионным спектрометрическим оборудованием. По радиационным характеристикам отходы разделяются на пригодные к переплавке без дезактивации и отходы, требующие предварительной дезактивации перед переплавкой.

То есть при превышении расчетного допустимого уровня радиоактивной загрязненности фрагментов отходов сначала осуществляют их термическую дезактивацию путем прокаливания на воздухе при температуре 700-800°C в течение 15-20 мин. Термическая дезактивация предназначена для удаления с поверхностей всех видов металлических радиоактивных отходов масел, красок и гидроокисей, а также обеспечивает глубокую очистку отходов из меди и сплавов на ее основе от всех радионуклидов. Прокалку осуществляют в электронагревательной печи в атмосферном воздухе в течение 15-20 мин при температуре 700-800°C. При этом лаки и краски выжигаются, гидроокиси теряют воду, уходят в аэрозоли и осаждаются на аэрозольных фильтрах.

После охлаждения отходов, например, с помощью отсоса воздуха, до температуры 30-40°C, отходы для удаления окалины с поверхности подвергают виброобработке с частотой 2500-3000 колебаний в минуту и амплитудой колебаний 0,5-2,0 мм в течение 4-6 мин на вибрационной установке. При этом фрагменты отходов из меди и сплавов на ее основе проходят глубокую очистку от радионуклидов, в частности, таких как 60Co, 106Ru, 54Mn, которые являются определяющими при измерении удельной активности утилизированного металла и определении ее соответствия нормативу для неограниченного использования.

После виброобработки металлические отходы разделяют по сортаменту: на отходы из меди и сплавов на ее основе и отходы из черных сплавов (из нержавеющих и углеродистых сталей), перегружая их в разные контейнеры. После этого контейнеры с отходами из меди и сплавов на ее основе направляют в переплавку для получения слитков металла, пригодных для повторного неограниченного использования, а отходы из черных сплавов направляют на дополнительную механическую дезактивацию.

Механическую дезактивацию металлических радиоактивных отходов из черных сплавов, прошедших процесс термической дезактивации, проводят на дробеструйной установке в течение 20-30 мин. При механической дезактивации происходит глубокая очистка отходов из углеродистой и нержавеющей стали от радионуклидов, имеющих высокое сродство к железу (60Co,106Ru,54Mn), которые невозможно вывести из металлических отходов методом плавления. После этого контейнеры с отходами из черных сплавов направляют в переплавку для получения слитков металла, пригодных для повторного неограниченного использования.

В процессе работы дробеметных устройств дробеструйной установки дробь регенерируется, образуются вторичные твердые радиоактивные отходы (стружка, грубая пыль, дробь, тонкая пыль), которые собирают в металлические емкости для дальнейшего захоронения. Поэтому необходимо периодически контролировать уровень радиоактивного загрязнения дроби (~1 раз в сутки) и восполнять ее потерю в установке.

Плавку отходов из черных сплавов, меди и сплавов на ее основе производят в индукционных печах раздельно.

При этом плавление всего сортамента металлических отходов проводят с однократным наведением и однократным удалением всего объема шлака, что значительно уменьшает объем вторичных радиоактивных отходов.

После расплавления металла и удаления шлака из объема расплава берут пробу металла, которая после остывания проходит радиометрический контроль. Если удельная активность пробы соответствует существующим в РФ нормативам для неограниченного использования, то слитки металла в дальнейшем направляют для повторного неограниченного использования в промышленности.

В случае, если удельная активность пробы металла превышает указанный норматив, что в опытных плавках составило 0,5% общего количества переработанного металла, то такие слитки отбраковывают. Отбракованные слитки металла, как правило, фрагментируют и добавляют (в количестве 5-7%) в чистый расплав металла так, чтобы конечные слитки отвечали существующим нормативам удельной активности для неограниченного использования металла.

Таким образом, основными стадиями способа утилизации загрязненных радионуклидами металлических отходов являются разделка и фрагментация загрязненного оборудования, глубокая малоотходная дезактивация, переплавка лома под слоем специальных рафинирующих флюсов и специальный контроль радиоактивной загрязненности на всех стадиях переработки, позволяющий надежно измерять удельную активность металла.

Благодаря проведению предварительной термической дезактивации с последующей виброобработкой всех отходов и дополнительной механической дезактивации черных сплавов, позволяющих наводить и удалять шлак однократно, вторичные радиоактивные отходы (в виде шлаков и пылей) при применении данного способа составляют примерно 1-2% от общего количества утилизируемых отходов, а выбросы в окружающую среду радиоактивных и вредных химических веществ - не более 0,01% от предельно допустимых значений.

Получаемые в результате осуществления данного способа утилизации металлических отходов слитки металла пригодны для повторного использования и не требуют в дальнейшем никаких дополнительных операций по их обработки, т.е. могут быть использованы непосредственно на металлургических комбинатах в качестве шихтовых слитков при выплавке сталей и сплавов.

Шихтовые слитки являются экологически безопасными при их любой последующей переработке. Равномерное распределение оставшихся радионуклидов по всему объему слитка существенно упрощает дозиметрический контроль и повышает его надежность. Кроме того, оставшиеся радионуклиды ввиду кристаллической аллотропии встраиваются в кристаллическую решетку очищенного металла слитков; именно поэтому их выход из кристаллической решетки в биосферу практически невозможен при любом дальнейшем использовании очищенного металла, в том числе при его переработке.

При повторном использовании металла, возвращаемого в обращение в виде слитков, выполняются положения МАГАТЭ: индивидуальные дозы облучения отдельных лиц населения не превышают 10 мкЗв в год, а коллективные дозы облучения - не более 1 чел. - Зв.

Для оценки эффективности заявляемого способа утилизации металлических отходов были проведены опыты по переработке загрязненных радионуклидами отходов следующего сортамента:

а) из меди;

б) из медно-никелевого сплава МНЖМц-5-1-1;

в) из черной стали марки Ст. 3;

г) из нержавеющей стали марки Х18Н10Т.

При проведении опытов металлические отходы, загрязненные радионуклидами, каждого из указанного выше вида делили пополам и осуществляли переработку одной части по способу-прототипу, а другой части - заявленным способом.

Переработку отходов из меди и медно-никелевого сплава МНЖМц-5-1-1 осуществляли по способу-прототипу путем переплавки с равномерным наведением первой порции флюса (2%-4% соответственно) в течение всей плавки и повторным добавлением флюса (2%-4% соответственно) после полного расплавления металла и удаления первой порции шлака. Переработку отходов из черных сплавов по способу-прототипу осуществляли с применением жидкостной дезактивации и последующей переплавки отходов с равномерным наведением первой порции 1% флюса в течение всей плавки и повторным добавлением 1% флюса после полного расплавления металла и удаления первой порции шлака.

По заявляемому способу сначала проводили предварительную термическую дезактивацию с последующей виброобработкой всех отходов и дополнительную механическую дезактивацию черных сплавов, а затем - плавку отходов с однократным наведением 0,04% флюса и удалением шлака.

Сравнительные данные по количеству образовавшихся вторичных радиоактивных отходов в результате утилизации загрязненные радионуклидами металлических отходов двумя указанными выше способами приведены в Таблице 1, а данные по степени их очистки от радионуклидов - в Таблице 2.

Из приведенных в Таблице 1 данных следует, что количество вторичных радиоактивных отходов, образующихся при утилизации металлических отходов по способу-прототипу, в разы больше, чем при утилизации по заявляемому способу; для отходов из меди - в 4,6 раз; для отходов из медно-никелевого сплава МНЖМц-5-1-1 - в 9,5 раз; а для отходов из черных сплавов (черной стали Ст. 3 и нержавеющей стали Х18Н10Т) - в 12,4 раз больше.

Из сравнения данных, приведенных в Таблице 2, следует, что при утилизации металлических отходов по заявляемому способу коэффициент их очистки от радионуклидов превысил соответствующий коэффициент при их утилизации по способу-прототипу, в частности, при утилизации отходов из меди и медно-никелевого сплава МНЖМц-5-1-1: по 60Co - в 3 и 2,9 раз соответственно, по 106Ru - в 11 и 10,5 раз соответственно, по 54Mn - в 4 и 3,6 раз соответственно; а при утилизации отходов из черной стали Ст. 3 и нержавеющей стали Х18Н10Т: по 60Co - в 2,9 раза, по 106Ru - в 10,5 раз, по 54Mn - в 3,6 раз.

Таким образом, результаты проведенных опытов по переработке и утилизации загрязненных радионуклидами металлических отходов различного сортамента подтвердили более высокую эффективность заявляемого способа по сравнению со способом-прототипом.

Заявляемый способ позволяет вернуть металл в промышленность для его повторного неограниченного использования и сократить объем захораниваемых вторичных радиоактивных отходов в 5-12 раз по сравнению с прототипом.

Осуществление заявляемого способа утилизации загрязненных радионуклидами металлических отходов может быть проиллюстрировано следующими примерами.

Пример 1.

Для переработки было взято 2000 кг металлических радиоактивных отходов с объекта ядерной энергетики в виде демонтированного и отработавшего свой ресурс оборудования, которое было подвергнуто разделке и фрагментации до габаритных размеров не более 500×500 мм для возможности загрузки фрагментов в плавильную печь.

Фрагментацию осуществляли с помощью отрезного абразивного станка и установки кислородно-пропановой резки.

Далее фрагменты отходов загрузили в три технологических оборотных контейнера из черной стали объемом 0,8 м3, по 70-800 кг в контейнер, и направили их по одному в измерительную камеру для контроля радиоактивной загрязненности. Уровень радиоактивной загрязненности отходов во всех контейнерах превысил расчетный допустимый уровень. После измерения радиоактивной загрязненности отходов контейнеры с фрагментами направили на участок термической дезактивации.

Если бы превышения расчетного допустимого уровня активности не было, отходы все равно направили бы на участок термической дезактивации для удаления органических включений (масла, краски), после чего их направили бы на участок переплавки.

На участке термической дезактивации проводили прокалку отходов в электронагревательной печи ПВП-1000/11 в атмосферном воздухе печи в течение 15 минут при температуре 700°C последовательно по одному контейнеру. При этом на фрагментах отходов выгорели все масла и краски. После остывания отходов до 400°C каждый из контейнеров с отходами извлекали из печи и устанавливали под поворотный зонт для охлаждения на воздухе и удаления образующихся аэрозолей, газов и пыли. Поворотный зонт (кожух) отсоса соединен с системой газоочистки, снабженный фильтрами грубой и тонкой очистки. За счет отсоса воздуха от контейнера помещенные в него отходы охлаждали до температуры 30°C.

После этого каждый из контейнеров с отходами устанавливали на вибрационную установку и подвергали виброобработке в течение 4 мин с частотой 2500 колебаний в минуту и амплитудой 0,5 мм, в результате чего вся окалина с поверхности отходов была удалена (стряхнута), превратившись в пыль.

После виброобработки металлические отходы разделили по сортаменту, перегрузив их с помощью кран-балки в разные контейнеры: 1 контейнер (400 кг) с отходами из сплавов на основе меди и 2 контейнера (1600 кг) с отходами из нержавеющих сталей.

Контейнер с отходами из сплавов на основе меди направили в измерительную камеру для контроля радиоактивной загрязненности. Замеры подтвердили, что проведение термической дезактивации с последующей виброобработкой обеспечило у отходов из сплавов на основе меди глубокую очистку от всех радионуклидов, в т.ч. от таких как 60Co, 106Ru, 54Mn, до допустимых норм.

После контроля радиоактивной загрязненности контейнер с отходами из сплавов на основе меди направили на участок переплавки для получения слитков металла.

Контейнеры с отходами из нержавеющих сталей, прошедших термическую дезактивацию с последующей виброобработкой, направили на участок механической дезактивации. Механическую дезактивацию радиоактивных отходов из нержавеющих сталей проводили в течение 10 мин на дробеструйной установке 34GN-5M, которая смонтирована в комплекте с погрузчиком 34FP-5 и установкой газоочистки (пылесборник PC 2-12 и фильтр тонкой очистки "Ультра-лок").

Для дезактивации отходы выгружали из технологических контейнеров в ковш погрузчика партиями по 500 кг и загружали в рабочую камеру установки 34GN-5M, после чего закрывали дверь, включали рабочий конвейер, дробеметные устройства и обрабатывали отходы 10 минут. После этого выключали дробеметные устройства, останавливали рабочий конвейер и открывали разгрузочную дверь. Обратным ходом рабочего конвейера отдезактивированные отходы выгружали из установки 34GN-5M в два «чистых» технологических контейнера, которые затем были вывезены погрузчиком с участка механической дезактивации и установлены на тележку узла радиационного контроля.

При этом образовавшиеся в процессе работы дробеструйной установки вторичные твердые радиоактивные отходы в виде стружки, грубой и тонкой пыли, дроби были собраны в металлические бочки и направлены для захоронения.

Замеры степени радиоактивной загрязненности отходов из нержавеющих сталей подтвердили, что проведение термической дезактивации с последующей виброобработкой и механическая дезактивация обеспечили их глубокую очистку от всех радионуклидов, в т.ч. от 60Co, 106Ru, 54Mn, до допустимых норм.

После измерений радиоактивной загрязненности контейнеры с отходами из нержавеющих сталей направили на участок переплавки для получения слитков металла.

Плавку отходов проводили в индукционных печах УИП-800-1,0-1,0×2 с объемом тигля по металлу в 1,0 т с однократным наведением и однократным удалением всего объема шлака, причем плавку отходов из сплавов на основе меди (400 кг) проводили в один прием под слоем рафинирующих флюсов в количестве 0,16 кг отдельно от отходов из нержавеющих сталей (1600 кг), которые плавили в два приема (по 800 кг) под слоем рафинирующих флюсов по 0,32 кг в каждой плавке (0,04% от веса загруженного металла). После полного расплавления и небольшого перегрева металла во всех плавках удаляли образовавшийся шлак, общее количество которого составило 1,0 кг (0,05% от веса металла).

Во время всех плавок из расплава брали пробы металла, которые после остывания прошли радиометрический контроль, подтвердивший, что удельная активность переработанных металлов (сплавов на основе меди и нержавеющих сталей) соответствует существующим нормативам на неограниченное использование металла в промышленности.

Расплавленный металл после отбора проб и их радиационного контроля был разлит в изложницы. После остывания образовавшиеся слитки по 400 кг (1 слиток из сплавов на основе меди и 4 слитка из нержавеющих сталей) были извлечены из изложниц и отправлены на склад чистого металла.

Шлак и использованные футеровочные материалы с радионуклидами, перешедшими в них из металла, были направлены на захоронение.

Таким образом, в результате проведенной утилизации партии в 2000 кг загрязненных радионуклидами металлических отходов, описанной примере 1, было получено 5 слитков металла по 400 кг: 1 - из сплавов на основе меди и 4 - из нержавеющих сталей, коэффициенты очистки которых от важнейших радионуклидов для обоих видов сплавов составили значения: по 60Co - 2000, по 106Ru - 1000, по 54Mn - 2000, и которые являются пригодными для повторного неограниченного использования в промышленности.

При этом общее количество вторичных радиоактивных отходов с учетом термической и механической дезактивации составило 38 кг, т.е. 1,9% от общего веса переработанных металлических отходов.

Пример 2.

Для переработки была взята такая же партия в 2000 кг металлических радиоактивных отходов с объекта ядерной энергетики в виде демонтированного и отработавшего свой ресурс оборудования с аналогичным указанному в Примере 1 сортаментом, которое было подвергнуто разделке и фрагментации до габаритных размеров, не превышающих 500×500 мм, для возможности загрузки фрагментов в плавильную печь.

После фрагментации процесс переработки и утилизации данной партии металлических отходов осуществляли аналогично тому, как это указано в Примере 1, за исключением следующих отличий:

- термическую дезактивацию всех металлических отходов проводили путем их прокаливания на воздухе при температуре 800°C в течение 20 мин с последующим охлаждением до 40°C;

- виброобработку всех металлических отходов проводили на вибрационной установке в течение 6 мин с частотой 3000 колебаний в минуту и амплитудой 2,0 мм;

- механическую дезактивацию отходов из нержавеющих сталей проводили на дробеструйной установке в течение 20 мин.

В результате проведенной переработки и утилизации другой партии 2000 кг загрязненных радионуклидами металлических отходов, описанной в примере 2, было получено 5 слитков металла по 400 кг: 1 - из сплавов на основе меди и 4 - из нержавеющих сталей, коэффициенты очистки которых от важнейших радионуклидов для обоих видов сплавов составили значения: по 60Co - 2100, по 106Ru - 1100, по 54Mn - 2100, и которые являются пригодными для повторного неограниченного использования в промышленности.

При этом общее количество вторичных радиоактивных отходов с учетом термической и механической дезактивации составило 40 кг, т.е. 2,0% от общего веса переработанных металлических отходов.

Способ утилизации загрязненных радионуклидами металлических отходов, включающий 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 том, что после стадии контроля радиоактивной загрязненности отходов, при превышении расчетного допустимого уровня, осуществляют дезактивацию металлических отходов, отличающийся тем, что 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 колебаний в минуту и амплитудой колебаний 0,5-2,0 мм в течение 4-6 мин, после чего металлические отходы разделяют на отходы из меди и сплавов на ее основе и отходы из нержавеющих и углеродистых сталей (черных сплавов), причем отходы из меди и сплавов на ее основе направляют в переплавку, а отходы из черных сплавов перед переплавкой подвергают дополнительной механической дезактивации в течение 20-30 мин на дробеструйной установке, при этом плавление металлических отходов из меди и сплавов на ее основе проводят отдельно от отходов из черных сплавов, притом что плавление всего сортамента металлических отходов проводят с однократным наведением и однократным удалением всего объема шлака.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к технологии переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) для максимального сокращения их объемов и удаления радионуклидов с концентрированием их в твердой фазе.

Изобретение относится к обработке железосодержащих отходов атомной промышленности, произведенных в операциях декапирования загрязненных металлических поверхностей.

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 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.
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 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