Установка для переработки, отверждения и упаковки высокоактивных отходов



Установка для переработки, отверждения и упаковки высокоактивных отходов
Установка для переработки, отверждения и упаковки высокоактивных отходов
Установка для переработки, отверждения и упаковки высокоактивных отходов

 


Владельцы патента RU 2597874:

Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") (RU)

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 относится к ядерной технике, в частности к переработке высокоактивных отходов, получаемых при переочистке диоксида плутония, используемого при изготовлении смешанного уран-плутониевого топлива.

Кроме того, предлагаемая установка может использоваться также для переработки, отверждения и упаковки других радиоактивных отходов, имеющих перспективу дальнейшего использования для получения радиоизотопной продукции.

При производстве смешанного уран-плутониевого топлива для энергоблока №4 Белоярской АЭС необходимо проводить переочистку энергетического и оружейного диоксида плутония (ДП) после длительного хранения с получением ДП «керамического» сорта усредненного изотопного состава. Для проведения переочистки ДП растворяют в азотной кислоте в присутствии серебра, осветляют раствор на нутч-фильтре и осветленный раствор ДП подают на экстракционный каскад, из которого экстракт плутония подается на дальнейшую переработку, а рафинат, содержащий остатки плутония и продукты естественного распада, в частности америций-241, относящийся к категории высокоактивных отходов (BAO), сначала на выделение серебра и далее в аппарат-осадитель для перевода америция в осадок. При этом длительное безопасное хранение BAO можно осуществить только при их отверждении и надлежащей упаковке. С учетом того, что америций в дальнейшем может использоваться при изготовлении изотопной продукции, то должно быть организовано длительное контролируемое хранение BAO с возможностью их дальнейшей переработки. Кроме того, к категории BAO относятся заменяемые фильтр-материалы нутч-фильтра с остатками ДП в них, который целесообразно возвращать на переработку.

Технический результат, который может быть получен при осуществлении изобретения, заключается в надежной изоляции высокоактивных отходов для их временного хранения.

Указанный технический результат достигается применением установки для получения диоксида плутония в качестве установки для переработки, отверждения и упаковки высокоактивных отходов.

На фиг. 1 изображена установка для переработки, отверждения и упаковки высокоактивных отходов. Установка включает в себя аппарат-осадитель 1 с мешалкой 2 и трубой 3 выдачи суспензии, патронный фильтр 4, муфельную печь 5 и вспомогательное оборудование (на чертеже не показано) для пробоотбора, взвешивания и контроля параметров. Для обеспечения безопасных условий работы персонала установка размещена в цепочке защитных боксов (на фиг. 1 их границы условно обозначены штрихпунктирной линией). Один из боксов, служащий для введения внутрь пустых и выдачи загруженных BAO упаковок снабжен шлюзовым устройством 6.

Патронный фильтр 4 (см. фиг. 2) содержит головку 7 с металлокерамическим фильтрующим элементом 8 и штуцерами 9 и 10 приема суспензии из аппарата-осадителя 1 и выдачи фильтрата соответственно. Головка 7 закреплена на стойках 11, по которым с помощью привода 12 перемещается подставка 13 с установленным на нее стаканом 14, снабженным круговым ножом 15, облегающим фильтрующий элемент 8. При подъеме подставки 13 стакан 14 прижимается к головке 7. Стакан 14 снабжен крышкой 16, снимаемой при установке на подставку 13 и устанавливаемой после загрузки в него осадка.

Муфельная печь 5 установлена на площадке 17 механизма 18 ее подъема. Шлюзовое устройство 6 содержит механизм 19 подъема контейнера 20 и крышку 21 с захватом, зацепляющим крышку 22 контейнера 20. При этом наружная поверхность крышки 22 контейнера 20 размещается внутри крышки 21 шлюзового устройства 6 и не контактирует со средой боксов. В контейнере 20 установлен транспортный стакан 23.

Установка для переработки, отверждения и упаковки высокоактивных отходов работает следующим образом.

В аппарат-осадитель 1 принимается рафинат, содержащий BAO (остатки плутония и продукты естественного распада, в частности америций-241), в котором осуществляется оксалатное осаждение при добавлении в аппарат-осадитель 1 щавелевой кислоты и раствора нитрата кальция. Полученная суспензия осадка смеси оксалатов кальция и америция подается в патронный фильтр 4, в котором предварительно установлен стакан 14, внутри которого осадок задерживается на металлокерамическом фильтрующем элементе 8. По завершении процесса фильтрации осадка стакан 14 перемещается приводом 12 вниз, при этом осадок срезается круговым ножом 15 в стакан 14. Далее стакан 14 с осадком снимается с подставки 13, на стакан 14 устанавливается крышка 16 и стакан манипулятором устанавливается над муфельной печью 5, которая механизмом 18 поднимается и стакан 14 вводится в муфельную печь 5, где происходит подсушивание осадка оксалатов и прокаливание их при температуре 700°С до получения смешанных оксидов америция и кальция (AmxCayOz). После охлаждения полученных смешанных окислов стакан 14 извлекают из печи 5 и прокаленный осадок перегружают в транспортный стакан 23. Транспортный стакан 23 через шлюзовое устройство 6 помещают в контейнер 20, закрывают крышку 21 шлюзового устройства 6, при этом сцепленная с ней крышка 22 входит в посадочное гнездо контейнера 20. Крышки 21 и 22 расцепляют, контейнер 20 герметизируется постановкой наружной крышки (на чертеже не показана) и после сухой дезактивации и измерения поверхностного радиоактивного загрязнения направляется в хранилище.

Заменяемые фильтр-материалы от нутч-фильтра с остатками ДП аналогичным образом подают через шлюзовое устройство 6 и размещают в стакане 14, который устанавливается в муфельную печь 5, осушают, а затем выдерживают при температуре 900°С до полного озоления. После остывания золу с ДП перегружают в транспортный стакан 23, который через шлюзовое устройство 6 устанавливают в контейнер 20 и передают для подгружения к очередной партии растворяемого ДП.

Изобретение позволяет осуществить применение установки для получения диоксида плутония по новому назначению, а именно для переработки, отверждения и упаковки высокоактивных отходов, использовать в качестве упаковок контейнеры и стаканы из-под диоксида плутония, освобождающиеся при его переочистке, а также складские помещения для временного хранения упаковок.

Применение установки для получения диоксида плутония, включающей установленные последовательно в цепочке защитных боксов, снабженных манипуляторами, аппарат-осадитель с мешалкой и трубой выдачи суспензии, патронный фильтр с головкой, снабженной металлокерамическим фильтрующим элементом и штуцерами приема суспензии и выдачи фильтрата, подставку, перемещаемую по стойкам с помощью привода, на которой установлен стакан, снабженный круговым ножом, облегающим фильтрующий элемент, крышкой, снимаемой при установке стакана на подставку и устанавливаемой после загрузки в него осадка, муфельная печь с механизмом ее подъема, шлюзовое устройство, снабженное крышкой и захватом, зацепляющим крышку контейнера, установленного на механизме его подъема и размещенного под шлюзовым устройством, и установленный в контейнере транспортный стакан, в качестве установки для переработки, отверждения и упаковки высокоактивных отходов.



 

Похожие патенты:

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.

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.

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.

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.

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 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.
Наверх