Способ иммобилизации жидких содержащих тритий радиоактивных отходов

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.

 

Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов, конкретно, к иммобилизации жидких содержащих тритий радиоактивных отходов [G21F9/16].

Известен способ отверждения жидких радиоактивных отходов по патенту РФ № 2115963, включающий их смешение с цементом и сорбционной добавкой глины, где при отверждении радиоактивных концентратов природных вод, солевой состав которых определяется сульфатами, хлоридами и солями жесткости, используют глиноземистый цемент при массовом соотношении концентрата, цемента и глины, равном 1:1,11 - 1,43:0,11 - 0,14. Недостатком способа применительно к иммобилизации жидких тритийсодержащих радиоактивных отходов является низкий уровень энергии связи молекул тритийсодержащей воды с молекулами отвердителя, поскольку способ направлен на иммобилизацию радиоактивных концентратов природных вод сложного солевого состава, а не самой воды.

Известен способ иммобилизации жидких радиоактивных отходов по патенту РФ №2214011, который включает их концентрирование и отверждение с выдерживанием смеси до формирования прочного твердого монолитного блока. Отверждение осуществляют путем смешивания отходов с раствором хлористого магния плотностью 1,2-1,35 г/см3, магнезиального вяжущего и тонкодисперсного минерального наполнителя с размерами частиц 0,005-0,015 мм. Преимущества изобретения заключаются в использовании недорогих природных материалов, высокой степени наполнения компаунда радиоактивными отходами и низкой выщелачиваемости радионуклидов. Недостатком способа применительно к иммобилизации жидких тритийсодержащих радиоактивных отходов является низкий уровень энергии связи молекул тритиевой воды с молекулами отвердителя, поскольку способ направлен на иммобилизацию солевых и органических отходов, растворенных в воде, а не на фиксирование самих молекул воды. Необходим способ, позволяющий надёжно закрепить молекулы воды в молекулярной структуре прочного твердого монолитного блока.

Известна установка для очистки жидких радиоактивных отходов от трития по патенту РФ на полезную модель № 126185, содержащая емкость для исходного раствора, соединенную с ректификационной колонной, оборудованной конденсатором паров и кубом-испарителем, накопительную емкость для обогащенной тритием воды, колонну холодного изотопного химического обмена, колонну горячего изотопного химического обмена, магистраль для циркуляции водорода по колоннам двухтемпературного изотопного химического обмена, магистраль для подачи воды из колонны горячего изотопного химического обмена в голову процесса, дополнительную колонну холодного изотопного химического обмена, вход которой соединяется магистралью с выходом колонны холодного изотопного химического обмена, электролизер и контейнер для сбора водорода, обогащенного тритием, на выходе из верхней части дополнительной колонны холодного изотопного химического обмена установлена каталитическая горелка для сжигания водорода, сообщающаяся магистралью для возвращения образовавшейся воды для доочистки в колонну горячего изотопного химического обмена. Недостатками установки является её сложность и малая производительность.

Известен компаунд для иммобилизации жидких тритийсодержащих радиоактивных отходов по патенту СССР № 1447173 (прототип), который, помимо отходов, содержит известь в качестве минерального связующего и петролатум в качестве гидроизолирующего компонента и дополнительного связующего. Содержание воды в компаунде - 9,4 -12,1%, извести - 37,9- 40,6%, петролатум - остальное. Недостатком компаунда для иммобилизации жидких содержащих тритий радиоактивных отходов низкий уровень энергии связи извести с содержащей тритий водой, что допускает выход тритиевой воды в окружающую среду. Недостатками этого технического решения являются также низкая степень наполнения компаунда содержащей тритий водой - всего 9,4 -12,1% и невысокая прочность.

Задачей заявляемого способа является устранение недостатков прототипа.

Техническим результатом изобретения является повышение экологической безопасности при длительном хранении жидких содержащих тритий радиоактивных отходов при одновременном повышении степени наполнения компаундов жидкими содержащими тритий радиоактивными отходами.

Указанный технический результат достигается тем, что заявлен способ иммобилизации жидких тритийсодержащих радиоактивных отходов, состоящий в их отверждении в устойчивой кристаллической матрице, получаемой путем обезвоживания кристаллогидрата соли металла, удаления кристаллизационной воды, добавления к безводному солевому основанию кристаллогидрата жидких тритийсодержащих отходов в количестве по жидкости на 5-7% больше количества удаленной воды, и перемешиванию до образования новых кристаллогидратов соли металла.

Предпочтительно, в качестве кристаллогидрата соли металла используют железный купорос. Предпочтительно, в качестве кристаллогидрата соли металла используют цинковый купорос. Предпочтительно, после образования новых кристаллогидратов их измельчают до фракций 1-1,5 мм и используют далее как наполнитель при приготовлении отверждаемых минеральных смесей. Предпочтительно, в качестве отверждаемых минеральных смесей используют солевые композиции на основе магнезиального вяжущего.

Осуществление изобретения

Промышленный тритий получают облучением лития-6 нейтронами в ядерных реакторах по следующей реакции:

.

Тритий имеет период полураспада (12,32 ± 0,02) года. Реакция распада трития имеет следующий вид:

.

При этом выделяется 18,59 кэВ энергии, из них на электрон (бета-частицу) приходится в среднем 5,7 кэВ, а на электронное антинейтрино - оставшаяся часть. Образовавшиеся бета-частицы распространяются в воздухе всего на 6,0 мм и не могут преодолеть даже верхний слой кожи человека.

В силу малой энергии распада трития [1, 2, 3, 4], испускаемые электроны хорошо задерживаются даже простейшими преградами типа одежды или резиновых хирургических перчаток. Тем не менее этот изотоп считается одним из самых радиотоксичных и представляет радиационную опасность при вдыхании, поглощении с пищей, впитывании через кожу.

Тритиевая вода (сверхтяжёлая вода) [6] - вода, в молекулах которой атомы протия (лёгкого водорода) замещены атомами трития (тяжёлого радиоактивного изотопа водорода). В чистой форме называется оксидом трития (T2O или 3H2O) или супертяжёлой водой. Из-за собственной радиоактивности чистый T2O имеет высокую коррозионную активность - при спонтанном бета-распаде трития в 3He происходит выделение атомарного кислорода. Кроме того, из-за собственной радиоактивности происходит радиолиз воды с выделением трития и кислорода. Удельная объёмная активность тяжёлой воды составляет 2650 Ки/мл, поэтому она не может быть получена в больших количествах в неразбавленном виде. Тритиевая вода, участвуя в метаболизме почти одинаковым образом с обычной водой, обладает высокой радиотоксичностью.

Для T2O температура плавления - 274,70 K (+1,25 °C), тройная точка - 277,64 K (+4,49 °C), температура кипения +101,6 °C, плотность - 1,21459 г/см³. В других источниках данные о температуре плавления и кипения несколько отличаются.

Принципиальным отличием жидких, содержащих тритий, радиоактивных отходов от жидких радиоактивных отходов, тритий не содержащих, выступает то обстоятельство, что, представляющая радиационную опасность субстанция, не растворена и не взвешена в жидкости (воде), а является самой жидкостью ─ тритиевой водой. Отсюда и концептуальные отличия способов иммобилизации жидких, содержащих тритий, радиоактивных отходов от способов иммобилизации жидких радиоактивных отходов, тритий не содержащих.

Критериями оценки качества иммобилизации жидких тритийсодержащих радиоактивных отходов путем их отверждения являются надёжность закрепления молекул содержащей тритий воды в матрице отвердителя и количество содержащей тритий воды в создаваемом компаунде. Чем выше энергия химической связи между молекулами содержащей тритий воды и отвердителя, тем надёжней иммобилизация жидких тритийсодержащих радиоактивных отходов и тем выше экологическая безопасность при длительном их хранении. Чем выше содержание тритиевой воды в создаваемом компаунде, тем эффективней иммобилизация жидких тритийсодержащих радиоактивных отходов. Такая «водная» оценка способов иммобилизации жидких содержащих тритий радиоактивных отходов даёт возможность сравнить их на количественном уровне.

Отверждение содержащей тритий воды обеспечивает повышение экологической безопасности при длительном хранении жидких содержащих тритий радиоактивных отходов. Прочность (энергия) химической связи между молекулами содержащей тритий воды и отвердителя - при прочих равных условиях - оценивается прочностью получаемого компаунда.

Итак, задачей иммобилизации жидких содержащих тритий радиоактивных отходов является энергетически надёжная и количественно достаточная изоляция тритиевой воды. В подавляющем большинстве химических и физико- химических процессов тритиевая вода (T2O) ведёт себя так же, как протиевая (H2O) [5]. Вследствие этого обстоятельства, плодотворной представляется идея замещения протиевой воды (H2O) в устойчивых химических соединениях тритиевой водой(T2O). Для реализации этой идеи очень удобны кристаллогидраты солей металлов, особенно купоросы.

Кристаллогидраты - кристаллы, содержащие молекулы воды и образующиеся, если в кристаллической решётке катионы образуют более прочную связь с молекулами воды, чем связь между катионами и анионами в кристалле безводной соли. При низких температурах вода в кристаллогидратах может быть связана как с катионами, так и с анионами солей. Кристаллогидраты солей различаются и по количеству кристаллизационной воды, и по характеру связи молекул воды с другими частицами, составляющими кристалл. Нередко данное соединение образует несколько кристаллогидратов, различающихся по содержанию воды. При этом кристаллогидрат с наибольшим содержанием воды устойчив при относительно более низких температурах, а с повышением температуры он становится неустойчивым и разлагается с образованием менее гидратированного продукта [7].

Замещение кристаллизационной воды в кристаллогидратах тритиевой водой приведёт к образованию кристаллических структур, в которых содержащая тритий вода надёжно закреплена в кристаллах, на что указывают высокие температуры дегидратации кристаллогидратов (см., например, а.с. СССР №74315). Обычно, добавление незначительного количества воды к уже набравшему максимальное количество воды кристаллогидрату приводит к его твердению и его превращению из порошка в камень.

Имея в виду, что жидкие тритийсодержащие радиоактивные отходы могут одновременно содержать органическую и высокосолевую компоненты, после фиксации тритиевой воды необходимо принять меры к дальнейшей иммобилизации полученного комплекса отходов. Это можно осуществить по любой известной технологии, например, полученные окаменелые кристаллогидраты измельчить до фракций 1-1,5 мм и использовать в качестве наполнителя в минеральной матрице (например, на основе солевых вяжущих по патенту РФ № 2214011).

Большая Энциклопедия Нефти Газа [9] утверждает, что «дегидратация кристаллогидратов часто происходит самопроизвольно и при обычных температурах. Самопроизвольная потеря кристаллизационной воды наблюдается, например, при хранении на воздухе семиводных сульфатов железа, никеля или магния» [10]. Однако данные других источников [8] говорят, что при температуре 20-25 градусов Цельсия обезвоживание железного купороса не превышает 1%, что сравнимо с ошибкой эксперимента.

Нами потеря кристаллизационной воды при хранении на воздухе семиводных сульфатов железа, эпсомита (семиводного сульфата магния) и бишофита (шестиводного хлорида магния) не наблюдалась (за весьма длительный период - до 10 лет).

Для иллюстрации заявляемого способа иммобилизации тритийсодержащей воды нами были выбраны несколько кристаллогидратов - железный, медный и цинковый купоросы. Эксперимент заключался в последовательном осуществлении способа: обезвоживание, удаление кристаллизационной воды и последующее добавление имитатора тритиевой воды, которой служила обыкновенная техническая неочищенная вода (как уже указывалось, в физико-химических реакциях тритиевая воды ведет себя совершенно аналогично воде протиевой).

Пример 1.

Железный купорос FeSO4*7H2O массой 100г был обезвожен нагреванием. В результате масса навески уменьшилась до 54,5г. К оставшемуся в форме порошку FeSO4 добавлена «тритиевая» вода массой 50г. Через 1 сутки образовался камень. Прочность камня через 7 суток - 5,2 МПа.

Пример 2.

Медный купорос CuSO4*7H2O массой 100г был обезвожен нагреванием. В результате масса навески уменьшилась до 64,5г. К оставшемуся в форме порошку CuSO4 добавлена «тритиевая» вода массой 40г. Через 1 сутки образовался камень. Прочность камня через 7 суток - 4,1 МПа.

Пример 3.

Цинковый купорос ZnSO4*7H2O массой 100г был обезвожен нагреванием. В результате масса навески уменьшилась до 56г. К оставшемуся в форме порошку ZnSO4 добавлена «тритиевая» вода массой 50г. Через 1 сутки образовался камень. Прочность камня через 7 суток - 9,1 МПа.

Пример 4.

В соответствии c п. 4 заявляемого способа каждый из вновь образованных кристаллогидратов был помещён в качестве наполнителя в магнезиально-минерально-солевую композицию (ММСК), приготовленную в соответствии с патентом РФ № 2214011. Для этого была приготовлена суспензия при соотношении масс вяжущего (каустический магнезит ПМК-87) и раствора хлористого магния (плотностью 1,25 г/см3) 1:1. В эту суспензию после измельчения был помещён каждый из вновь образованных кристаллогидратов при соотношении масс кристаллогидрата и суспензии 4 к 1. Прочности полученных упаковок через 28 суток были примерно одинаковы и составили 54 МПа.

Источники информации

1. Эванс Э. Тритий и его соединения. М., «Атомиздат», 1970.

2. Ленский Л.А. Физика и химия трития. М., «Атомиздат», 1981.

3. Беловодский Л.Ф., Гаевой В.К., Гришмановский В.И. Тритий. М., «Атомиздат», 1985.

4. Андреев Б.М., Зельвенский Я.Д., Катальников С.Г. Тяжелые изотопы водорода в ядерной технике. М., «Атомиздат», 1987.

5. Леенсон И.А. 100 вопросов и ответов по химии. М., АСТ-Астрель, 2002.

6. Большой медицинский словарь, 2000, http://dic.academic.ru/.

7. Большая Советская Энциклопедия; http://www.pandia.ru/230940/

8. Е.Ф. Беленький, И.В. Рискин «Химия и технология пигментов». Л., 1961г. Стр. 410- 451, рис.132.

9. Большая Энциклопедия Нефти и Газа; http://www.ngpedia.ru/id659260p1.html.

10. Хамский Е.В. «Кристаллизация в химической промышленности»; http://www.ngpedia.ru/cgibin/getpage.exe?cn=270&uid=0.0744933052919805&inte=1.

1. Способ иммобилизации жидких тритийсодержащих радиоактивных отходов, состоящий в их отверждении в устойчивой кристаллической матрице, получаемой путем обезвоживания кристаллогидрата соли металла, удаления кристаллизационной воды, добавления к безводному солевому основанию кристаллогидрата жидких тритийсодержащих отходов в количестве по жидкости на 5-7% больше количества удаленной воды, и перемешиванию до образования новых кристаллогидратов соли металла.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве кристаллогидрата соли металла используют железный купорос.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве кристаллогидрата соли металла используют цинковый купорос.

4. Способ по любому из пп. 1-3, отличающийся тем, что после образования новых кристаллогидратов их измельчают до фракций 1-1,5 мм и используют далее как наполнитель при приготовлении отверждаемых минеральных смесей.

5. Способ по п.4, отличающийся тем, что в качестве отверждаемых минеральных смесей используют солевые композиции на основе магнезиального вяжущего.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к технологии радиационной обработки различных объектов и может быть использовано в области медицины, пищевой промышленности и обработки различных материалов.

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.

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.

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.

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.

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, а именно к ионообменной технологии переработки борсодержащих вод в системе регенерации борной кислоты из теплоносителя на АЭС с реакторами типа ВВЭР. Способ очистки борсодержащего концентрата в системе регенерации борной кислоты на АЭС заключается в последовательной фильтрации борного концентрата, поступающего с выпарного аппарата при температуре 60-80°C, на ионообменных фильтрах, загруженных водородной формой карбоксильного катионита на основе сшитого полиакрилата, водородной формой сульфокатионита и формой свободного основания низкоосновного анионита с группами типа бензилдиметиламина. Изобретение позволяет снизить количество балластных солей, поступающих в радиоактивные концентраты АЭС с отработанными регенерационными растворами, и радикально сократить непроизводительные потери борной кислоты. 3 з.п. ф-лы, 5 табл.

Изобретение относится к средствам обращения с жидкими радиоактивными отходами. Способ переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) содержит следующие основные стадии: подача исходного раствора ЖРО, выпаривание ЖРО, корректировка рН исходного раствора, добавление активированного пиролюзита к исходному раствору, перемешивание полученной суспензии, нагрев суспензии, отвод выделяющегося пара с последующей его конденсацией, отбор проб выделяющихся газов и их хроматографический анализ, образование сухого остатка, а также цементирование сухого остатка. Техническим результатом является расширение границ применения способа и упрощение процесса очистки. 5 з.п. ф-лы, 3 ил., 2 пр.

Изобретение относится к устройству для сушки сверхвысокими частотами отработанных радиоактивных ионообменных смол. Заявленное устройство содержит основание (1), емкость загрузочную (2), кран шаровой (3), дозатор (4), камеру загрузочную (14) с патрубками (15) и ротором (20), реактор с прямоугольным волноводом (27), патрубком (26) и съемным вкладышем - обечайкой (28), переходник (35), шиберы (29, 30), подъемник (41), приводы (31), емкость для сбора обработанного материала (42), термоскоп (16), влагомер (18), вакуумный насос, конденсатор пара, тензометрические датчики веса, генератор ЭМП СВЧ диапазона (36), волноводный ферритовый вентиль (37), источник тока (40), стойку управления с аппаратурой управления и контроля (37), устройство снабжено вертикальным поршневым дозатором (4), состоящим из корпуса, штока, поршня, клапана впускного, фланца клапана впускного, пружины клапана впускного, выпускного клапана, пружины выпускного клапана, привода подачи поршня, выводным патрубком загрузочной камеры с влагомером, выводным патрубком загрузочной камеры с термоскопом, выводным патрубком реактора (25) с вакуумным насосом, конденсатором пара, соединенным с вакуумным насосом, установленным внутри реактора съемным вкладышем-обечайкой, не менее чем тремя тензометрическими датчиками веса, переходником, нижний фланец которого имеет внутреннюю кольцевую конусную проточку, системой блокировки привода пиноли ротора, системой блокировки привода заслонки шибера. Техническим результатом является повышение безопасности персонала при обращении с РАО и СВЧ-энергией, оптимизация технологического контроля за параметрами процесса СВЧ-сушки отработанных ИОС, повышение технологичности и автоматизации процесса обращения с РАО. 1 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к переработке высокоактивных отходов, получаемых при переочистке диоксида плутония, используемого при изготовлении смешанного уран-плутониевого топлива. Установка для переработки, отверждения и упаковки высокоактивных отходов включает в себя аппарат-осадитель, патронный фильтр, муфельную печь и вспомогательное оборудование для пробоотбора, взвешивания и контроля параметров. Для обеспечения безопасных условий работы персонала установка размещена в цепочке защитных боксов. Один из боксов, служащий для введения внутрь пустых и выдачи загруженных BAO упаковок снабжен шлюзовым устройством. В качестве упаковок используются стакан и контейнер, предназначенные для хранения и транспортировки диоксида плутония. Технический результат заключается в обеспечении надежной изоляции высокоактивных отходов, в частности америция, для их временного хранения. 2 ил.

Изобретение предпочтительно относится к способу уменьшения количества тритиевого водорода, выделяемого атомной промышленностью в процессе работы с радиоактивными отходами. Осуществление заявленного способа предполагает наличие по меньшей мере одного контейнера, содержащего по меньшей мере один блок тритийсодержащих отходов, которые могут содержать или выделять в виде газа тритиевый водород. Заявленный способ характеризуется тем, что приводят контейнер во взаимодействие со смесью, содержащей диоксид марганца (MnO2), смешанный с соединением, содержащим серебро (Ag); затем приводят контейнер во взаимодействие по меньшей мере с цеолитом. Техническим результатом является уменьшение необходимости во вмешательстве человека в процесс улавливания тритиевого водорода, а также увеличение длительности эффективного улавливания тритиевого водорода. 2 н. и 28 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к полимерным композициям, применяемым в ядерной технике, а именно для кондиционирования низко- и среднеактивных отработанных ионообменных смол (ИОС). Полимерный матричный материал для иммобилизации низко- и среднеактивных отработанных радиоактивных ионообменных смол с содержанием влаги менее 0,4% в качестве связующего содержит эпоксидно-диановую смолу с олигомером-модификатором на основе диоксибензола и отверждающий агент в виде низкомолекулярного полиамида при следующем соотношении (масс. ч.): эпоксидно-диановая смола - 100; олигомер на основе диоксибензола - 5-20; отвердитель аминного типа - 13-70. Изобретение обеспечивает повышение технологичности процесса кондиционирования РАО, снижение токсичности, пожароопасности с сохранением высоких эксплуатационных характеристик полимерного матричного материала. Радиационная стойкость полимерной матрицы составляет 1 МГр, степень наполнения по ИОС составляет 50,0-85,7 объемных %. 5табл.
Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а точнее к области переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) к захоронению. Способ подготовки твердой фазы жидких радиоактивных отходов к захоронению включает разделение жидких радиоактивных отходов на жидкую и твердую фазы. Твердую фазу жидких радиоактивных отходов, состоящую преимущественно из ионообменной смолы, перлита и продуктов коррозии, смешивают с мелкодисперсным неорганическим гидрофильным порошком, с размером частиц менее 100 мкм. Количество порошка составляет не более 20% от массы твердой фазы, полученную смесь выдерживают при перемешивании и направляют в упаковку для последующего захоронения. Изобретение позволяет получить подлежащий захоронению продукт заданной влажности в соответствии с нормативными требованиями.

Изобретение относится к области ядерной энергетики и касается, в частности, вопросов обращения с жидкими радиоактивными отходами, образующимися при работе атомных электростанций. Устройство для окислительной деструкции металлоорганических комплексов жидких радиоактивных отходов содержит фотохимический реактор с импульсной ксеноновой лампой и блок питания с накопительным конденсатором, высоковольтным выпрямителем, блоком инициирования и блоком управления. Импульсная ксеноновая лампа подключена к блоку питания так, что импульсная ксеноновая лампа и накопительный конденсатор образуют разрядный контур. Колба импульсной ксеноновой лампы выполнена в виде шара или иного тела вращения. В импульсной ксеноновой лампе наименьший внутренний радиус колбы превышает расстояние между электродами не менее чем в 5 раз, а параметры импульсной ксеноновой лампы и разрядного контура связаны расчетным соотношением. Изобретение позволяет повысить эффективность и производительность процесса очистки жидких радиоактивных отходов от металлоорганических комплексов путем интенсификации УФ обработки. 2 ил.

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для получения порошка диоксида урана, идущего на изготовление керамических таблеток уранового оксидного ядерного топлива. Способ получения оксидов урана под действием микроволнового излучения осуществляют путем нагревания уранилнитрата. При этом используют твердый уранилнитрат, предварительно обработанный гидразингидратом. Процесс проводят при температуре 600-1000°С в течение 10-30 минут. Изобретение позволяет упростить способ получения оксидов урана за счет использования твердого уранилнитрата в процессе микроволновой термической денитрации при взаимодействии с гидразингидратом с исключением образования водных растворов-отходов при проведении процесса, уменьшить время проведения процесса. 2 з.п. ф-лы, 2 ил., 2 табл., 4 пр.

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, направлено на сохранение природных ресурсов и защиту среды обитания человека, изобретение может быть использовано для локализации радиоактивных отходов, в частности донных отложений, загрязненных радионуклидами. Способ переработки радиоактивных донных отложений включает их смешение с веществом, обеспечивающим их заключение в керамическую матрицу, и выдержку до окончания схватывания. При этом смешение компонентов производится одновременно при непосредственном заполнении контейнера матричными материалами и донными отложениями в виде суспензий. В качестве вещества, обеспечивающего заключение донных отложений в форму керамической матрицы, используют такие связующие, как вода, дигидрофосфат калия, оксид магния, фосфоросодержащий модификатор, при следующем соотношении компонентов, мас.%: донное отложение 2,5; KH2PO4 3; Н2O 2; MgO 1; фосфоросодержащий модификатор 0,0425. В способе возможно использование воды, предварительно охлажденной до 8-10°C. Техническим результатом является повышение экологической безопасности хранения радиоактивных донных отложений за счет повышения эффективности процесса перемешивания отходов, оптимизации времени их отверждения и снижения скорости выщелачивания радионуклидов из матрицы. 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 3 табл., 1 пр.

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, 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. 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