Способ остекловывания радиоактивного шлака

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, может быть использовано для переработки радиоактивных отходов путем их иммобилизации. Способ остекловывания радиоактивного шлака включает его смешение с флюсующей добавкой, кальцинацию, нагрев смеси до температуры плавления, выдержку при этой температуре для гомогенизации и последующую кристаллизацию путем охлаждения расплава для получения химически и радиационно-устойчивой стеклокерамики, в качестве флюсующей добавки к кальцинированному шлаку используют тетраборат натрия (Na2B4O7) при следующем соотношении компонентов, масс. %: шлак 55-85; Na2B4O7 - 15-45. Изобретение позволяет получить стеклокерамику, в которой образуется силикофосфатная фаза, прочно фиксирующая актинидные элементы и обладающая высокой химической и радиационной устойчивостью и термодинамической стабильностью. 3 з.п. ф-лы, 4 ил., 3 пр.

 

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а точнее к области переработки радиоактивных отходов путем их иммобилизации в твердой инертной матрице, устойчивой к воздействию окружающей среды и ионизирующего излучения от инкорпорированных в ней актинидов (урана, нептуния, плутония, америция и кюрия) и продуктов деления урана (изотопов цезия, стронция, технеция, молибдена и др.).

Наиболее эффективно заявляемый способ может быть реализован при иммобилизации радиоактивных шлаков, образующихся при термической переработке актинидсодержащих органических и смешанных неорганических-органических отходов, в которых присутствуют соединения фосфора.

Известен способ переработки радиоактивного шлака (золы), согласно которому радиоактивный шлак смешивают с цементным тестом и отверждают путем выдержки смеси на воздухе до полного отвердевания с получением шлакоцементного компаунда [Патент РФ 2142657, кл. G21F 9/28, G21F 9/16, опубл. 10.12.99].

Недостатком данного способа является низкая химическая и радиационная устойчивость конечного продукта. Указанные недостатки обусловлены высокой скоростью выщелачивания радионуклидов, в том числе актинидов, из цементных компаундов (10-2-10-3 г/см2сут) и низкой радиационной устойчивостью гидратированных минералов цементного камня из-за радиолиза воды под действием ионизирующего излучения актинидов и продуктов деления урана.

Известен также способ иммобилизации радиоактивного шлака, предусматривающий смешение шлака (золы) со стеклофриттой состава, масс. %: SiO2 - 59; Na2O - 12; B2O3 - 15; СаО - 4,3; ZnO - 7,5; K2O - 2,2 и остекловывание при температурах 1050-1200°C [C.R. Palmer et al., Management of Alpha-Contaminated Wastes, Vienna: IAEA, 1981. P. 335-354].

Недостатком данного способа является низкое содержание кальцината шлака, а конечном продукте (не более 40 масс. %) и инкорпорирование присутствующих в шлаке актинидов в стекломатрице, не обладающей термодинамической стабильностью и достаточной химической и радиационной устойчивостью. Указанный недостаток обусловлен тем, что стеклообразное состояние является термодинамически нестабильным и имеет тенденцию к девитрификации, т.е. формированию основной кристаллической фазы и интерстициальной остаточной стеклофазы, в последней концентрируются микрокомпоненты, в том числе актиниды, содержание которых в шлаке обычно не превышает 1 масс. %. Полученный продукт обладает низкой химической и радиационной устойчивостью.

Наиболее близким к заявляемому способу является способ остекловывания радиоактивного шлака, преимущественно фосфорсодержащего, включающий его кальцинацию (прокаливание при температуре около 100 оС в течение 3 часов), смешение с флюсующей добавкой, нагрев смеси до температуры плавления около 1400 оС в силитовой электропечи, выдержку при этой температуре в течение 1 часа для гомогенизации и последующую кристаллизацию путем отжига при 550 оС или охлаждения расплава для получения стеклокерамики [Стефановский С.В., Лифанов Ф.А. Синтез, структура и свойства боросиликатных стекол и стекло кристаллических материалов на основе золы органических отходов // Известия АН СССР. Неорганические материалы. 1989. Т. 25.№3, с.502-506].

В известном способе переработки радиоактивной золы (шлака) шлак смешивают со стеклофриттой, состоящей из Na2СО3 и B2O3 (мольное отношение Na2O: B2O3 = 0,25 – 2,0), в следующем соотношении, масс. %: Na2O-5-22, B2O3 – 13-31, зола (шлак) -55-76.

Недостатком указанного способа является локализация актинидов и других компонентов шлака в термодинамически нестабильной стекломатрице, обладающей недостаточной химической и радиационной устойчивостью, которая в дальнейшем будет ухудшаться вследствие протекания ликвационных процессов в стекле на боросиликофосфатной основе.

Задачей предлагаемого технического решения является получение конечного продукта в виде стеклокерамики, в которой образуется силикофосфатная фаза, прочно фиксирующая актинидные элементы (уран, нептуний, плутоний, америций, кюрий) и обладающая высокой химической и радиационной устойчивостью и термодинамической стабильностью.

Указанный технический результат достигается тем, что в способе остекловывания фосфорсодержащего радиоактивного шлака, преимущественно фосфорсодержащего, включающем его кальцинацию, смешение с флюсующей добавкой, нагрев смеси до температуры плавления, выдержку при этой температуре для гомогенизации и последующую кристаллизацию путем охлаждения расплава для получения химически и радиационно-устойчивой стеклокерамики, в качестве флюсующей добавки к кальцинированному шлаку используют тетраборат натрия (Na2B4O7) при следующем соотношении компонентов, масс. %:

шлак 55-85
Na2B4O7 15-45

Целесообразно плавление и гомогенизацию смеси кальцината шлака и тетрабората натрия проводить при температурах от 1150 до 1400°C.

Целесообразно для повышения степени кристалличности стеклокерамики охлаждение расплава от температуры плавления и гомогенизации до комнатной проводить со скоростью от 10 до 50°C/ч.

Для повышения однородности конечного продукта и снижения скорости выщелачивания актинидов из него, плавление, гомогенизацию и последующую кристаллизацию выполняют методом индукционного плавления в холодном тигле.

Фиг. 1. Рентген-дифрактограмма образца стеклокерамики (примеры 1 и 2). Основные отражения принадлежат силикофосфатной фазе.

Фиг. 2. СЭМ изображение образца стеклокерамики (примеры 1 и 2). Мелкие белые кристаллы - силикофосфатная фаза.

Фиг. 3. Рентген-дифрактограмма образца стеклокерамики (пример 3). Основные отражения принадлежат силикофосфатной фазе.

Фиг. 4. СЭМ изображение образца стеклокерамики (пример 3). Мелкие белые кристаллы - силикофосфатная фаза.

При содержании компонентов в указанных пределах образуется прочная, химически и радиационно-устойчивая стеклокерамика, состоящая из кристаллической фазы сложного силикофосфата со структурой апатита/бритолита (Na,Ca,An)10(P,Si,S)6O26 или нагельшмидтита (Na,Ca,Al,An)7(P,Si,S)4O16, способного инкорпорировать ионы актинидов в его решетку. Ионы An3+/4+ имеют величины радиусов, сравнимые с таковыми для ионов Na+ (1,02 при кч=6 и 1,18 при кч=8) и Са2+ (1,12 при кч=8 и 1,18 при кч=9) [R.D. Shannon, Acta Cryst. А, 32 (1976) 751-767] и могут замещать их в позициях кристаллической решетки. В эти же фазы может входить и ион S6+, у которого радиус при кч=4 равен 0,12 (при кч=4 у Si4+ r=0,26 , Р5+ r=0,17 , где кч - координационное число, r - радиус иона), который образует прочный сульфат-ион SO42- и плохо растворяется в силикатных и боросиликатных расплавах, способствуя ликвации и вызывая, таким образом, расслоение стекломассы с выделением водорастворимой фазы, концентрирующей цезий и стронций, что приводит к их потере.

Таким образом, для обеспечения прочной фиксации актинидов в стеклокерамике необходимо соблюдать заявленные массовые соотношения.

При содержании кальцината шлака ниже 55 масс. % образуется стекломатрица, не содержащая кристаллической фазы, и, таким образом, получаемый материал не имеет преимуществ перед ранее известными.

При содержании кальцината шлака выше 85 масс. % образуется стеклокерамика с высоким содержанием кристаллических фаз, но для этого требуются температуры более 1400°C, что приводит к значительным потерям радионуклидов из-за испарения с поверхности расплава.

Выдержка расплава менее 20 мин не позволяет получить однородный материал, в то время как выдержка более 60 мин приводит к увеличению потерь радионуклидов.

При скорости охлаждения более 50°C/ч образуется преимущественно стеклообразный материал, так как времени не хватает для завершения процесса кристаллизации. При скорости охлаждения менее 10°C/ч возможно выделение посторонних фаз (типа нефелина), ухудшающих химическую устойчивость конечного продукта.

При сформулированных выше оптимальных условиях образуется стеклокерамика, содержащая силикофосфатную фазу (или фазы), включающие в кристаллическую решетку одновременно фосфор и актиниды, что обеспечивает их надежную иммобилизацию. Образующаяся остаточная стеклофаза, преимущественно боросиликатного состава, обеднена фосфором, что подавляет ликвационные процессы и выделение химически и радиационно-нестойких фаз.

Заявленный способ может быть также реализован при предварительном смешении шлака с флюсующей добавкой и совместной их кальцинации при 800-1000°C с дальнейшим нагревом до температур 1150 до 1400°C. При этом механизм взаимодействия между шлаком и тетраборатом натрия примерно соответствует простому растворению компонентов шлака в маловязком натрий-тетраборатном расплаве и последующей перекристаллизации с выделением актинидсодержащей силикофосфатной фазы.

Наиболее эффективно заявляемый способ может быть реализован с помощью индукционного плавления в холодном тигле (ИПХТ). Активный гидродинамический режим в холодном тигле способствует быстрому протеканию реакций плавления шихты и образования эвтектик, растворению компонентов в расплаве и его гомогенизации. При кристаллизации расплава в холодном тигле блока выделяются зерна силикофосфатов с инкорпорированными ионами актинидов, что также снижает риск их выхода из стеклокерамики при воздействии подземных вод, рассолов и других агрессивных сред.

Пример 1

Радиоактивный шлак с установки сжигания твердых и жидких органических и смешанных органических-неорганических отходов, выгруженный при температуре 950°C (кальцинированный) усредненного состава (в пересчете на оксиды), масс. %: Na2O - 6, K2O - 9, СаО - 15, FeO - 10, Al2O3 - 10, P2O5 - 10, SiO2 - 35, UO2 + остальное - 5, смешивают в корундовом тигле объемом 500 мл с безводным тетраборатом натрия (Na4B2O7) в соотношении, масс. %: шлак - 70, Na4B2O7 - 30, смесь дополнительно кальцинируют в лабораторной печи ВТП-12-15 в интервале температур от 800 до 1000°C, затем нагревают до температуры 1300°C и выдерживают 45 мин. После этого расплав охлаждают в печи со скоростью 25°C до температуры 400°C с последующим самопроизвольным охлаждением до комнатной температуры.

После завершения процесса кристаллизации и остывания тигля с продуктом тигель разбивают и производят отбор проб для исследования методами рентгенофазового анализа и сканирующей электронной микроскопии.

На рентген-дифрактограмме полученной стеклокерамики, приведенной на Фиг. 1, виден набор рефлексов, относящих к фазе со структурой апатита/бритолита, а на Фиг. 2 - мелкие белые кристаллы той же фазы состава, масс. %: Na2O - 11,5; Al2O3 - 26,3; SiO2 - 29,3; P2O5 - 7,8; K2O - 6,1; СаО - 10,1; Fe2O3 - 5.8; UO2 - 3.5 (сумма по анализу - 100,2). Остаточная стеклофаза имеет усредненный состав, масс. %: В2О3 - 18,9; Na2O - 9,3; Al2O3 - 13,2; SiO2 - 29,7; P2O5 – 5,0; K2O - 8,1; СаО - 8,3; Fe2O3 - 5,0; UO3 - 2,6.

Скорость выщелачивания урана на 28-е сутки контакта с водой по ГОСТ Р 52126 2003 составила 3×10-8 г/(см2×сут). Облучение ускоренными электронами с энергией 8 МэВ до поглощенной дозы 109 Гр не приводило к увеличению скорости выщелачивания, что говорит о высокой радиационной стойкости стеклокерамики.

Пример 2

Радиоактивный шлак с установки сжигания твердых и жидких органических и смешанных органических-неорганических отходов усредненного состава (в пересчете на оксиды), масс. %, Na2O - 6, K2O - 9, СаО - 15, FeO - 10, Al2O3 - 10, P2O5 - 10, SiO2 - 35, UO2 + остальное - 5, выгруженный после остывания в контейнере в узле шлакоудаления, смешивают с безводным тетраборатом натрия (Na4B2O7) в соотношении, масс. %: шлак - 55, Na4B2O7 - 45, смесь в корундовом тигле дополнительно кальцинируют в лабораторной печи ВТП-12-15 в интервале температур от 800 до 1000°C, затем нагревают до температуры 1150°C и выдерживают 60 мин. После этого расплав охлаждают в печи до 400°C со скоростью 10°C/ч. После завершения процесса кристаллизации и остывания тигля с продуктом тигель разбивают и производят отбор проб для исследования методами рентгенофазового анализа и сканирующей электронной микроскопии.

Результаты аналогичны тем, которые представлены в предыдущем примере (Фиг. 1 и Фиг. 2). Скорость выщелачивания урана на 28-е сутки контакта с водой по ГОСТ Р 52126 2003 составила 5,5×10-7 г/(см2×сут). Облучение ускоренными электронами с энергией 8 МэВ до поглощенной дозы 109 Гр не приводило к увеличению скорости выщелачивания, что говорит о высокой радиационной стойкости стеклокерамики.

Пример 3

Радиоактивный шлак с установки сжигания твердых и жидких органических и смешанных органических-неорганических отходов усредненного состава (в пересчете на оксиды), масс. %: Na2O - 6, K2O - 9, СаО - 15, FeO - 10, Al2O3 - 10, P2O5 - 10, SiO2 - 35, UO2 + остальное - 5, выгруженный после остывания в контейнере в узле шлакоудаления, смешивают с безводным тетраборатом натрия (Na4B2O7) в соотношении, масс. %: шлак - 85, Na4B2O7 - 15, смесь остекловывают в холодном тигле с внутренним диаметром 56 мм и высотой 85 мм на экспериментальной установке с колебательной мощностью 10 кВт, работающей при частоте 5,28 МГц. После наплавления блока стеклокерамики тигель охлаждают со скоростью около 40°C/ч до 400°C путем контролируемого снижения мощности высокочастотного генератора.

После завершения процесса кристаллизации и остывания тигля с продуктом до комнатной температуры тигель разбивают и производят отбор проб для исследования методами рентгенофазового анализа и сканирующей электронной микроскопии. Несмотря на меньшую долю кристаллической фазы в стеклокерамике (более низкое отношение сигнал : шум фиг. 3, фиг. 4), стеклокерамика, полученная в холодном тигле и лабораторной печи, имеет одинаковый фазовый состав. Скорость выщелачивания урана на 28-е сутки контакта с водой по ГОСТ Р 52126 2003 составила 2,5×10-8 г/(см2×сут). Облучение ускоренными электронами с энергией 8 МэВ до поглощенной дозы 109 Гр не приводило к увеличению скорости выщелачивания, что говорит о высокой радиационной стойкости стеклокерамики.

Таким образом, реализация заявляемого способа при заданных значениях температурно-временных параметров позволяет обеспечить получение конечного продукта, состоящего из целевой силикофосфатной фазы, концентрирующей актиниды, и боросиликатной стекломатрицы, обедненной Р2О5, что снижает склонность к ликвации. Продукт обладает высокой химической и радиационной устойчивостью.

1. Способ остекловывания радиоактивного шлака, преимущественно фосфорсодержащего, включающий его смешение с флюсующей добавкой, кальцинацию, нагрев смеси до температуры плавления, выдержку при этой температуре для гомогенизации и последующую кристаллизацию путем охлаждения расплава для получения химически- и радиационно-устойчивой стеклокерамики, в качестве флюсующей добавки к кальцинированному шлаку используют тетраборат натрия (Na2B4O7) при следующем соотношении компонентов, масс. %:

шлак 55-85
Na2B4O7 15-45

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что плавление и гомогенизацию смеси кальцината шлака и тетрабората натрия проводят при температурах от 1150 до 1400°C.

3. Способ по пп. 1 и 2, отличающийся тем, что с целью повышения степени кристалличности стеклокерамики охлаждение расплава от температуры плавления и гомогенизации до комнатной проводят со скоростью от 10 до 50°C/ч.

4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что, с целью повышения однородности конечного продукта и снижения скорости выщелачивания актинидов из него плавление, гомогенизацию и последующую кристаллизацию выполняют методом индукционного плавления в холодном тигле.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к экологии, в частности к защите окружающей среды, и может найти применение при восстановлении плодородия и снижении радиоактивности почв. Способ ремедиации радиоактивных почв включает посев радиоаккумулирующих растений, природное минеральное сырье.

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для испытаний оборудования в технологии переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ).

Изобретение относится к фильтровальному устройству для фильтрации содержащего радиоактивные аэрозоли и газообразный радиоактивный йод газового потока. Фильтровальное устройство для фильтрации газового потока содержит закрытый герметично для текучей среды корпус, по меньшей мере, с одним входом для неочищенного газа, одним выходом для очищенного газа и одним содержащим фильтрующую среду фильтрующим элементом, который расположен в корпусе так, что подлежащий фильтрации газовый поток попадает от одного входа для неочищенного газа в выход для очищенного газа только через фильтрующий элемент.

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.

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для получения порошка диоксида урана, идущего на изготовление керамических таблеток уранового оксидного ядерного топлива.

Изобретение относится к области ядерной энергетики и касается, в частности, вопросов обращения с жидкими радиоактивными отходами, образующимися при работе атомных электростанций.
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.

Изобретение относится к полимерным композициям, применяемым в ядерной технике, а именно для кондиционирования низко- и среднеактивных отработанных ионообменных смол (ИОС).

Изобретение предпочтительно относится к способу уменьшения количества тритиевого водорода, выделяемого атомной промышленностью в процессе работы с радиоактивными отходами.

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

Изобретение относится к средству дезактивации радиоактивного углеродсодержащего материала, в частности графита. Предложенный способ включает инжекцию водяного пара в указанный материал одновременно с первой термической обработкой, осуществляемой путем обжига материала при температуре в интервале от 1200 до 1500°С. При этом первой термической обработке предшествует стадия сушки материала для контроля качества воды, находящейся в реакторе. Предусмотрена также возможность проведения при более низкой температуре второй термической обработки (RO2, RO3) после первой термической обработки (RO1) с инжекцией оксоуглерода для обеспечения процесса окисления в соответствии с реакцией Будуара. Техническим результатом является снижение уносов массы из графита и уменьшение объема вторичных отходов. 4 н. и 11 з.п. ф-лы, 3 ил.
Изобретение относится к технологиям обработки материалов с радиоактивным загрязнением и может быть использовано при очистке жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Способ очистки жидких радиоактивных отходов включает подачу жидких радиоактивных отходов в емкость, внесение в указанную емкость сорбентов, перемешивание жидких радиоактивных отходов и сорбентов в емкости, отделение отработанного сорбента от раствора, отличающийся тем, что сорбент вносят в емкость в упаковке, выполненной из растворимых в водной среде материалов. Изобретение позволяет снизить дозовую нагрузку на обслуживающий персонал в процессе очистки жидких радиоактивных отходов, упростить технологию очистки жидких радиоактивных отходов, повысить надежность и безопасность процесса очистки жидких радиоактивных отходов. 1 з.п. ф-лы, 2 пр.

Изобретение относится к области разделения жидких сред. Выпарная установка для концентрирования жидких растворов содержит, по меньшей мере, одну ступень выпаривания, включающую барабан с приводом вращения, трубкой подачи исходного раствора в его внутреннюю полость, трубкой отвода упаренного раствора и приспособлением для очистки его внутренней поверхности. Установка снабжена паровым компрессором, выход которого соединен трубопроводом с греющей паровой рубашкой барабана первой ступени выпаривания, а вход компрессора соединен трубопроводом с внутренней полостью барабана одноступенчатой установки или с внутренней полостью барабана последней ступени выпаривания. Греющая рубашка каждой ступени соединена трубопроводом с внутренней полостью барабана предыдущей ступени. Количество ступеней выбирается из условия превышения дополнительной генерации пара при переходе сжатого в компрессоре пара из перегретого состояния в насыщенное состояние над суммарной разностью расходов конденсируемого и генерируемого пара в барабанах всех ступеней выпаривания. Изобретение позволяет снизить энергетические затраты при обеспечении непрерывной работы. 7 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к атомной промышленности в части консервации емкостей-хранилищ радиоактивных отходов. Способ консервации остатков радиоактивных отходов в емкостях-хранилищах включает заполнение емкости-хранилища бетоном с использованием штатных технологических отверстий и пробуренных скважин, в которых установлены вертикально перемещаемые бетоноводы, через которые в емкость-хранилище укладывают бетон-консервант последовательными слоями и откачку жидких радиоактивных отходов. Скважины бурят по периферии емкости-хранилища, по которым сначала укладывают бетон-консервант с образованием вокруг всасывающего патрубка насоса впадины и вытеснением в нее с периферии имеющихся в емкости-хранилище жидких радиоактивных отходов, откачку которых осуществляют периодически по мере уменьшения площади впадины и возрастания уровня жидких радиоактивных отходов в ней. После откачки во впадину через штатное технологическое отверстие, расположенное над впадиной, подают цементный раствор. Изобретение позволяет уменьшить объем жидких радиоактивных отходов, отверждаемых в емкости. 2 з.п. ф-лы, 5 ил.
Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) атомных станций (АЭС), в частности к технологии обращения с высокоактивным рафинатом экстракционного цикла переработки продукта кислотного растворения ОЯТ на стадии его концентрирования перед утилизацией путем отверждения. Способ упаривания высокоактивного рафината от переработки отработавшего ядерного топлива, в котором процесс упаривания азотнокислого рафината осуществляют в присутствии в кубовом растворе аминокислоты или аминокислоты и гидроксикарбоновой кислоты. Изобретение позволяет увеличить кратность упаривания высокоактивного рафината. 11 з.п. ф-лы, 6 пр.
Изобретение относится к технологии обращения с жидкими радиоактивными отходами ядерного топливно-энергетического цикла и может быть использовано в процессе переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Способ переработки жидких радиоактивных отходов включает отделение от жидкой фазы шламов, коллоидов и взвешенных частиц, удаление из жидкой фазы радионуклидов с применением селективных сорбентов и отверждение отработанных сорбентов и шламов. Переработку жидких радиоактивных отходов производят путем их перемешивания с селективным сорбентом в емкости с последующим отведением из емкости через фильтр-элемент раствора, очищенного от радионуклидов, шламов, коллоидов и взвешенных частиц. Емкость снабжена по крайней мере одним фильтр-элементом. Отверждение содержимого емкости осуществляют путем введения отверждающих материалов. Причем перед отверждением сорбента внутри емкости стадии закачивания ЖРО в упомянутую емкость, перемешивания с сорбентом и отведения очищенного раствора ЖРО в упомянутую емкость, перемешивания с сорбентом и отведения очищенного раствора проводятся несколько раз. Изобретение позволяет повысить радиационную защиту обслуживающего персонала в процессе производства. 6 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к области компактификации жидких радиоактивных отходов (ЖРО) с целью их последующего безопасного хранения или утилизации. Система СВЧ обработки жидких радиоактивных отходов непосредственно в стальных контейнерах с их последующей герметизацией с целью долгосрочного безопасного хранения содержит СВЧ генератор, крышку с входным патрубком и сменный контейнер, образующие резонатор, волноводный тракт, соединяющий СВЧ генератор и резонатор, ЕН-тюнер, включенный в волноводный тракт, и блок автоподстройки, отличается тем, что к крышке резонатора присоединен ряд подвижных волноводных плунжеров, в волноводный тракт включены два направленных ответвителя с обеих сторон от ЕН-тюнера, в волноводный тракт включен циркулятор с волноводной нагрузкой между ЕН-тюнером и СВЧ генератором, крышка резонатора снабжена дросселем для присоединения к контейнеру. Изобретение обеспечивает возможность частотной подстройки резонатора, защиту СВЧ генератора за счет его защиты от отраженной мощности с помощью циркулятора. 1 ил.

Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов, в частности радиоактивных ионообменных смол (ИОС). Устройство для кондиционирования радиоактивных ИОС состоит из контейнера для отверждения ИОС с датчиком контроля заполнения, емкости пульпы ИОС, снабженной трубопроводом загрузки пульпы ИОС и трубопроводом транспортировки пульпы ИОС. Устройство включает аппарат обезвоживания и дозировки, снабженный трубопроводом возврата пульпы ИОС, переливной трубой пульпы ИОС, систему рециркуляции, трубопровода возврата рециркуляционной жидкости с запорной арматурой; виброплощадку, контейнер для отверждения ИОС снабжен патрубком заполнения и распределения пульпы ИОС, верхней сеткой, образующей верхнюю дренажную полость, и нижней сеткой, а также трубным смесителем полимерного связующего с патрубком для подачи полимерной смолы, патрубком для подачи отвердителя и перфорированной насадкой для увеличения гомогенности и подачи готового полимерного связующего; трубопровод транспортировки пульпы ИОС снабжен насосом-дозатором для управления транспортировкой пульпы ИОС. Изобретение позволяет повысить качество конечного продукта. 1 ил.

Изобретение относится к средствам защиты окружающей среды от последствий пожаров, осложненных радиационным фактором. Композиция для пылеподавления и локализации радиоактивных продуктов горения после тушения пожара с радиационным фактором в качестве поверхностно-активного вещества содержит смесь анионоактивного, неионогенного и амфотерного поверхностно-активных веществ при следующих соотношениях компонентов, мас. %: Водный раствор поливинилового спирта (в пересчете на массовую долю сухого продукта) 3,0-7,0 Пластификатор 0,1-0,3 Поверхностно-активное вещество 11,0-29,0 Вода остальное Изобретение позволяет произвести пылеподавление и локализацию радиоактивных продуктов горения, образовавшихся после тушения пожара на поверхностях, в том числе и с повышенными температурами. 5 з.п. ф-лы, 2 табл.

Изобретение относится к ядерной физике, а именно к технологии переработки жидких радиоактивных отходов. Способ переработки жидких радиоактивных отходов включает подачу смеси жидких радиоактивных отходов и хлорида натрия в зону смешения плазмохимического реактора. Смесь жидких радиоактивных отходов диспергируют внутрь плазмохимического реактора путем подачи их на форсунки, расположенные в верхней части плазмохимического реактора, и одновременно с водоохлаждаемого медного электрода генерируют моноэлектродный высокочастотный факельный разряд, направленный вертикально вниз в плазмохимический реактор. При этом в качестве плазмообразующего газа используют атмосферный воздух. Обрабатывают смесь жидких радиоактивных отходов с хлоридом натрия в воздушно-плазменном потоке при массовом отношении смесь - воздух, равном 1:3, причем температуру в объеме плазмохимического реактора поддерживают не менее 800°C. Затем образующиеся продукты плазмохимической переработки в газовой фазе отводят и очищают в блоке очистки отходящих газов, а продукты плазмохимической переработки в конденсированной фазе в виде расплава хлорида натрия, включающего оксидные соединения металлов, осаждают с последующим извлечением из плазмохимического реактора. Изобретение позволяет уменьшить объем образующихся радиоактивных отходов. 1 ил.

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, может быть использовано для переработки радиоактивных отходов путем их иммобилизации. Способ остекловывания радиоактивного шлака включает его смешение с флюсующей добавкой, кальцинацию, нагрев смеси до температуры плавления, выдержку при этой температуре для гомогенизации и последующую кристаллизацию путем охлаждения расплава для получения химически и радиационно-устойчивой стеклокерамики, в качестве флюсующей добавки к кальцинированному шлаку используют тетраборат натрия при следующем соотношении компонентов, масс. : шлак 55-85; Na2B4O7 - 15-45. Изобретение позволяет получить стеклокерамику, в которой образуется силикофосфатная фаза, прочно фиксирующая актинидные элементы и обладающая высокой химической и радиационной устойчивостью и термодинамической стабильностью. 3 з.п. ф-лы, 4 ил., 3 пр.

Наверх