Способ растворения облученного ядерного топлива

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при переработке отработанного ядерного топлива (ОЯТ) атомных электростанций (АЭС) на операциях растворения. Способ ОЯТ включает обработку в системе диоксида азота. Расчетное количество раствора пероксида водорода и тетраоксида азота приводят в контакт с загрузкой растворяемого материала при температуре 0,5-14,5°C, реакционную смесь нагревают в замкнутой системе до температуры растворения со скоростью 0,1-1,8°C/мин, растворение проводят при температуре 71-98°C и избыточном давлении 0,05-0,45 МПа с подачей в систему кислородсодержащего газового потока в непрерывном либо периодическом режиме под давлением до 0,49 МПа. Изобретение позволяет получить жидкий стабильный при температуре 60-75°С продукт с концентрацией урана 550-1100 г/л и азотной кислоты 0,8-3,5 моль/л. 8 з.п. ф-лы, 3 пр.

 

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при переработке облученного ядерного топлива (ОЯТ) атомных электростанций (АЭС) на операциях растворения.

Технологические подходы существующей радиохимической технологии предполагают проведение переработки ОЯТ в растворах с использованием экстракционных и осадительных способов выделения и очистки целевого продукта. Количественное переведение содержащихся в поступающем на переработку ОЯТ ценных компонентов, представляющих собой соединения актинидов, в нитратную форму является необходимым условием при использовании традиционных способов переработки ОЯТ. Необходимость получения концентрированных растворов (либо кристаллогидратных форм актинидов) напрямую связана с ресурсосбережением с целью сокращения использования водных ресурсов и замыкания водных потоков в результате их циклического использования при переработке ОЯТ. Кроме этого для увеличения эффективности использования оборудования экстракционного передела целесообразно увеличивать концентрацию урана в подаваемом на экстракцию продукте до 400-850 г/л. Получение концентрированных растворов основного компонента ОЯТ, нитрата уранила, является основой большинства инновационных способов переработки ОЯТ в водных и неводных средах.

Получение концентрированных растворов нитрата уранила путем прямого растворения в азотной кислоте осложнено высокой остаточной кислотностью раствора, длительностью процесса, необходимостью использования концентрированной азотной кислоты, отсутствием полноты растворения трансурановых актинидов в результате недостаточной активности окислительной системы. Включение в реакционную систему дополнительного окислительного компонента позволяет получать высококонцентрированные растворы актинидов при относительно низкой кислотности раствора.

Из существующего уровня техники известен способ растворения оксидов урана и ОЯТ в гетерогенной системе NO2-H2O [Рябкова Н.В. Растворение оксидов урана и отработавшего ядерного топлива в гетерогенной системе NO2-H2O: Дис. канд. хим. наук., 2016], включающий растворение волоксидированного ОЯТ в системе NO2-H2O при температуре 25-80°С с получением раствора нитрата уранила (730-810 г/л по урану) с концентрацией азотной кислоты 0,1; 3,0; 6,0 моль/л. Основными недостатками указанного способа являются: отсутствие возможности окисления газообразных продуктов реакции непосредственно в растворе; не учтены зависимости протекания процесса от соотношения фаз, способа их смешения и способа диспергирования газообразного реагента в растворе; отсутствуют данные по сравнению исследуемой системы с традиционно используемыми режимами растворения ОЯТ.

Известен способ получения нитратов актинидов (варианты), принятый за прототип [Патент RU 2295789 C1, G21F 9/28, C01G 43/00, С01В 21/48, опубл. 20.03.2007], включающий обработку актинидов тетраоксидом азота. Процесс проводят при температуре 100-140°С и избыточном давлении 0,5-1,0 МПа, при стехиометрическом количестве добавляемой воды, либо при температуре 10-70°С и избыточном давлении 7,0-15 МПа в смеси тетраоксид азота-вода-диоксид углерода, при стехиометрическом количестве добавляемой воды. Недостатками способа являются: высокое рабочее давление, возникающее по причине накопления в замкнутой системе газообразных продуктов реакции; отсутствие полноты переведения в нитратные формы содержащихся в ОЯТ диоксидов плутония и нептуния; двухфазная форма получаемого продукта с высокой адгезионной способностью образующегося осадка обуславливает сложность его транспортировки.

В способе-прототипе одним из основных продуктов взаимодействия диоксида урана с диссоциирующей системой на основе диоксида азота, образующегося при диссоциации тетраоксида азота, является тринитратоуранилат нитрозония. Образующийся в диссоциирующей системе диоксида азота тринитратоуранилат нитрозония является устойчивым соединением до температуры 230°С при давлении 0,5 МПа и до температуры 300°С при давлении 10 МПа [Кобец Л.В., Клавсуть Г.Н. Взаимодействие оксидов урана с тетраоксидом азота. Успехи химии. Выпуск 8, 1990. - С. 1251-1267]. При реализации варианта, указанного в способе-прототипе, изменение давления в реакционной системе за счет введения диоксида углерода в околокритической области способствует увеличению устойчивости тринитратоуранилата нитрозония и приводит к повышению его доли в конечном продукте. В этой связи способ-прототип при отсутствии отведения газообразных продуктов реакции не обеспечивает количественного выхода в качестве продуктов реакции гидратированных форм нитратов актинидов.

Использование в способе-прототипе стехиометрического количества вводимой воды не позволяет провести процесс полностью в ограниченном временном интервале. Увеличение количества воды выше стехиометрического позволяет перевести всю загрузку топливной композиции в конечный продукт, но приводит к получению газонасыщенной жидкой фазы, необратимо трансформирующейся при изменении внешних условий. В результате снижения давления в реакционной системе полученный псевдо жидкий продукт переходит в термодинамически неустойчивое состояние и видоизменяется с течением времени. В ходе принудительной декомпрессии, необходимой для разгрузки аппарата-реактора, происходит отделение с зеркала раствора нитрозных газов и кристаллизация твердой фазы, как в объеме продукта, так и на стенках аппарата. Выделяющийся на границе раздела фаз осадок обладает высокой адгезионной способностью к поверхности твердофазного коллектора. Вероятность образования осадка, представляющего собой смесь три- и дигидратов нитрата уранила, требует особых условий для транспортировки продукта, в т.ч. термостатирование коммуникаций и запорной арматуры при температурах более 110°С, что наряду с техническими сложностями сопряжено с риском денитрации продукта.

Получение и транспортирование образующегося продукта требует использования специального оборудования, обеспечивающего его герметичность и надежность в области повышенного давления. Таким образом, предпосылкой предлагаемого способа является необходимость снижения давления в процессе растворения ОЯТ в системе с участием диоксида азота.

Задачей изобретения является проведение процесса растворения ОЯТ в системе аппаратов с избыточным давлением до 0,5 МПа с получением высококонцентрированного продукта, сохраняющего агрегатную стабильность, обеспечивающего возможность транспортировки по трубным коммуникациям и удовлетворяющего требованиям совместимости с последующим экстракционным процессом переработки ОЯТ.

Задача решается окислением образующихся газообразных продуктов реакции путем введения в замкнутую систему газообразного окислителя под давлением, превышающим существующее в реакционном объеме давление не менее чем на 0,02 МПа.

Техническим результатом изобретения является получение жидкого стабильного при температуре 60-75°С продукта с концентрацией урана 550-1100 г/л и азотной кислоты 0,8-3,5 моль/л.

Для достижения технического результата в способе растворения облученного ядерного топлива, включающем обработку в системе диоксида азота, расчетное количество раствора пероксида водорода и тетраоксида азота приводят в контакт с загрузкой растворяемого ОЯТ при температуре 0,5-14,5°С, реакционную смесь нагревают в замкнутой системе до температуры 71-98°С со скоростью 0,1-1,8°С/мин, растворение проводят при избыточном давлении 0,05-0,45 МПа с подачей в систему кислородсодержащего газового потока в непрерывном либо периодическом режиме под давлением до 0,49 МПа.

Используемая окислительная система, содержащая диоксид азота и азотную кислоту, является реакционно-активной по отношению к оксидным формам актинидов в интервале температуры 71-98°С. В результате взаимодействия диоксида азота с водой и исходного материала (ОЯТ) с азотной кислотой происходит образование монооксида азота, приводящее к увеличению давления в замкнутой системе. Образующийся монооксид азота вносит основной вклад в увеличение давления в реакционном объеме.

Сущность изобретения заключается в организации в замкнутой системе с избыточным давлением окислительного процесса, обеспечивающего трансформацию продукта реакции в исходный реагент. Снижение давления в реакционном объеме достигается сокращением количества газовой фазы в результате окисления монооксида азота до диоксида азота.

Введение пероксида водорода направлено на окисление образующегося монооксида азота в результате взаимодействия диоксида азота с водой на стадии получения концентрированной азотной кислоты после смешения реагентов.

3NO2+H2O→2HNO3+NO

NO+0,5O2→NO2

При этом часть диоксида азота реагирует с водой с образованием азотистой кислоты.

2NO2+H2O→HNO3+HNO2

Окислительное воздействие пероксида водорода на реакционную систему выражается в виде прямого взаимодействия азотистой кислоты и диоксида азота с пероксидом водорода в растворе (при температуре выше 20°С), а также в газовой фазе при взаимодействии монооксида азота с кислородом, образующимся при разложении пероксида водорода.

HNO22O2→HNO32O

2NO22O2→2HNO3

H2O2→Н2O+0,5O2

NO+0,5O2→NO2

В частном случае раствор пероксида водорода заменяют водой, а подачу кислорода в аппарат-реактор начинают с момента смешения реагентов.

2NO22O+0,5О2→2HNO3.

Введение кислородсодержащего потока направлено на окисление в газовой фазе монооксида азота, образующегося непосредственно в результате взаимодействия ОЯТ с азотной кислотой. Поддержание требуемой скорости окислительного процесса достигается при поддержании температурного режима процесса в интервале 71-98°С и избыточном давлении до 0,45 МПа. Кислородсодержащий поток, в частном случае, представляет собой химически чистый кислород, подаваемый в реакционный объем под избыточным давлением. Избыток давления подаваемого в реакционный объем кислородсодержащего потока, по отношению к существующему в аппарате-реакторе, составляет не менее 0,02 МПа и создается таким образом, чтобы давление в аппарате-реакторе после введения кислорода не превышало 0,49 МПа.

Введение кислорода в систему может производиться как на зеркало раствора, так и непосредственно в раствор при организации подачи в нижнюю треть объема реакционной среды в донной части аппарата-реактора с диспергированием газового потока на пористой перегородке, обеспечивая тем самым дополнительное перемешивание раствора. В частном случае осуществляют подачу кислорода в газовую фазу охлажденного до температуры 2-15°С аппарата-конденсатора, являющегося частью изолированного реакционного объема.

Скорость подачи кислородсодержащего потока в непрерывном режиме поддерживается соразмерно скорости его расходования на окисление монооксида азота в реакционной системе и зависит от конкретного варианта аппаратурного оформления процесса. При этом критерием, определяющим скорость подачи кислородсодержащего потока, является давление в реакционном объеме. Используемые устройства автоматической регулировки обеспечивают изменение скорости кислородсодержащего потока в процессе реакции таким образом, чтобы избыточное давление в реакционном объеме изменялось в диапазоне 0,05-0,45 МПа.

Периодический режим подачи кислородсодержащего потока представляет собой порционное дозирование кислорода в реакционную систему. При достижении избыточного давления в реакционном объеме 0,07-0,45 МПа посредством устройств управления запорной арматуры в автоматическом режиме производится подача кислорода до достижения избыточного давления в реакционном объеме 0,47-0,49 МПа. Устройство дозирования кислорода предполагает организацию в дистанционно обслуживаемой зоне ресивера, системы затворов с разрывом потока, и обратных клапанов на коммуникациях подачи кислорода в аппарат-реактор.

Предлагаемый способ растворения ОЯТ с периодической подачей кислородсодержащего потока реализуют следующим образом. Расчетное количество раствора пероксида водорода с концентрацией 0,5-34% вводят в термостатируемый при температуре 0,5-14,5°С аппарат-реактор с загруженным ОЯТ. Аппарат-реактор герметизируют. Путем передавливания из дозирующего устройства передают расчетное количество конденсированного тетраоксида азота. Аппарат-реактор нагревают со скоростью 0,6-1,8°С/мин до температуры 71°С с постоянным контролем давления в реакционном объеме. При достижении избыточного давления 0,07-0,45 МПа в реакционный объем подают порцию кислорода под давлением 0,47-0,49 МПа. Продолжают нагрев до заданной температуры с проведением порционного дозирования кислорода в реакционный объем. В результате порционного введения кислорода происходит снижение давления в реакционном объеме. Динамику снижения давления отслеживают в непрерывном режиме средствами автоматического контроля и управления процессом. В частном случае при достижении порога, в области которого падение давления прекращается (с появлением тенденции к росту давления), в автоматическом режиме производится введение следующей порции кислорода. При достижении порога изменения давления после введения порции кислорода на уровне 0,25 МПа подачу кислорода в реакционный объем прекращают. Продукты реакции выдерживают при температуре процесса в течение 40-100 минут. При появлении тенденции к снижению давления в реакционном объеме продолжают порционное введение кислорода. Полученный продукт передают на операцию осветления путем фильтрации через микрофильтрационную перегородку, используя при этом остаточное давление кислорода в реакционном объеме и организацию подачи дополнительного количества кислорода под давлением 0,15-0,25 МПа в аппарат-реактор (над зеркалом раствора).

Предлагаемый способ растворения ОЯТ с непрерывной подачей кислородсодержащего потока реализуют в следующей последовательности. Расчетное количество раствора пероксида водорода с концентрацией 0,5-34% вводят в термостатируемый при температуре 0,5-14,5°С аппарат-реактор с загруженным ОЯТ. Аппарат-реактор герметизируют. Вносят в реакционный объем расчетное количество тетраоксида азота. Аппарат-реактор нагревают со скоростью 0,1-0,9°С /мин до температуры 60-71°С с постоянным контролем давления в реакционном объеме. При достижении избыточного давления в реакционном объеме 0,09-0,28 МПа посредством автоматически управляемой запорной арматуры и устройства плавной регулировки расхода подают кислород со скоростью, составляющей менее чем 1/20 часть от взятого мольного количества тетраоксида азота за час подачи. При увеличении давления выше границы указанного диапазона скорость подачи кислорода увеличивают. При дальнейшем нагреве аппарата-реактора выше температуры 60°С скорость кислородсодержащего потока регулируют при поддержании избыточного давления в реакционном объеме в границах более широкого диапазона до 0,05-0,40 МПа. При превышении избыточного давления в реакционном объеме аппарата-реактора в процессе введения кислорода выше 0,42 МПа переходят в режим периодической подачи кислородсодержащего потока. Проводимый в непрерывном режиме подачи кислородсодержащего потока процесс завершают путем принудительного снижения скорости подачи кислорода до нуля при достижении верхнего порога диапазона избыточного давления, т.е. 0,4 МПа. При этом подачу кислорода в реакционный объем прекращают и выдерживают реакционную систему в течение 40 минут. Полученный продукт передают на операцию осветления посредством фильтрации через микрофильтрационную перегородку, используя остаточное давление кислорода в реакционном объеме и дополнительную подачу кислорода в аппарат-реактор (над зеркалом раствора) под давлением 0,12-0,4 МПа.

Пример 1.

Использовали установку, состоящую из аппарата-реактора с внешней рубашкой обогрева в диапазоне температуры 3-99°С и соединенного с ним аппарата-конденсатора с внешней охлаждающей рубашкой в диапазоне температур 3-8°С. Объем аппарата-конденсатора составлял два объема аппарата-реактора. Установку размещали в дистанционно обслуживаемой зоне защитной камеры при визуальном контроле и с помощью специализированных видеоустройств. Изменение параметров процесса проводили с помощью средств автоматического контроля и управления, а также с помощью дистанционно управляемой запорной арматуры. 80 г навески волоксидированного ОЯТ (оксидного типа) ВВЭР-1000 с глубиной выгорания 53 ГВт⋅сут/т урана после 17-летней выдержки вносили путем засыпки в термостатируемый при 5°С аппарат-реактор. На внесенную в аппарат-реактор навеску ОЯТ из мерника передавали 42 г раствора пероксида водорода с концентрацией 30%. Далее в аппарат-реактор вносили расчетное количество тетраоксида азота путем передавливания отфасованной навески 34 г из вышерасположенного аппарата-дозатора при его нагреве до температуры 55°С.

Систему, состоящую из двух соединенных между собой аппаратов, герметизировали и нагревали со скоростью 1°С/мин. При достижении избыточного давления в реакционном объеме 0,15 МПа перекрывали вентиль между аппаратом-реактором и аппаратом-конденсатором. В аппарат-конденсатор подавали порцию кислорода под давлением 0,30 МПа, после чего отсечной вентиль между аппаратами открывали с усреднением избыточного давления в реакционном объеме в диапазоне 0,20-0,25 МПа. При достижении температуры 71°С снижали скорость нагрева аппарата-реактора до 0,6°С/мин до момента выхода на заданную температуру процесса 87,5±1,1°С. При достижении избыточного давления в реакционном объеме 0,1 МПа в процессе выхода на заданную температуру и непосредственно в процессе растворения ОЯТ операцию порционной подачи кислорода повторяли до прекращения снижения давления ниже 0,25 МПа. При температуре 87,5±1,1°С процесс растворения продолжали без введения кислорода еще 40 мин. Длительность проведения процесса растворения ОЯТ при температуре 87,5±1,1°С составила 6 часов. Далее под давлением 0,2 МПа, поддерживаемым в реакционном объеме потоком кислорода, продукт при температуре 65°С пропускали через микрофильтрационную перегородку с размером пор 0,15 мкм. Объем полученного продукта составил 72 мл. Плотность продукта составила 2,18 г/см3. Концентрация урана и азотной кислоты составили соответственно 909±12 г/л и 2,3 моль/л. Полученный продукт при температуре 65°С представлял собой в основе плав гидратированного нитрата уранила вероятного состава UO2(NO3)2×6,8Н2O. После операции осветления продукт непрерывным потоком по термостатируемым коммуникациям передавали на экстракционную переработку.

Пример 2.

Использовали установку с реализацией способа загрузки реагентов и выгрузки продуктов реакции, а также тип ОЯТ аналогично приведенным в примере 1. Количество вводимых реагентов: 89 г волоксидированного ОЯТ; 42 г раствора пероксида водорода с концентрацией 30%; 32 г тетраоксида азота. После введения реагентов аппарат-реактор нагревали до температуры 95,5±1,2°С со скоростью 0,6°С/мин. После достижения давления в реакционном объеме 0,34 МПа приступали к введению кислорода под давлением 0,48 МПа непосредственно в аппарат-реактор на зеркало раствора без отсечения аппарата-конденсатора. После введения кислорода в реакционный объем в автоматическом режиме отслеживали падение давления до минимального уровня и проводили подачу следующей порции кислорода с давлением 0,48 МПа. Порционную подачу кислорода проводили до достижения неснижаемого уровня давления в реакционном объеме 0,25 МПа. Далее, при отсутствии тенденции к снижению давления в реакционном объеме, проводили процесс растворения ОЯТ без подачи кислорода в течение 50 мин при температуре 95±1,2°С.

Длительность проведения процесса растворения ОЯТ при 95±1,2°С составила 9 ч. Далее под давлением 0,25 МПа, поддерживаемым в реакционном объеме потоком кислорода, продукт при температуре 65°С пропускали через микрофильтрационную перегородку с размером пор 0,05 мкм. Объем полученного продукта составил 68,8 мл. Плотность продукта составила 2,36 г/см3. Концентрация урана и азотной кислоты составили соответственно 1060±14 г/л и 0,83 моль/л. Полученный продукт при температуре 65°С представлял собой в основе плав гидратированного нитрата уранила вероятного состава UO2(NO3)2×6,17H2O с концентрацией урана 44,2 мас.%. После операции осветления полученный продукт непрерывным потоком по термостатируемым коммуникациям передавали на операцию кристаллизационной очистки.

Пример 3.

Использовали установку с реализацией способа загрузки реагентов и выгрузки продуктов реакции, а также тип ОЯТ аналогично приведенным данным в примере 1. Количество вводимых реагентов: 85 г волоксидированного ОЯТ; 77,5 г раствора пероксида водорода с концентрацией 20%; 42 г тетраоксида азота. После введения реагентов аппарат-реактор нагревали со скоростью 0,9°С/мин до температуры 60°С и далее со скоростью 0,4°С/мин до температуры 98,5°С. При достижении избыточного давления в реакционном объеме 0,09 МПа подавали поток кислорода под давлением 0,28 МПа в непрерывном режиме в донную часть аппарата-реактора со скоростью 5-22 ммоль/ч. При достижении температуры 60°С увеличивали скорость подачи кислорода до 15-46 ммоль/ч и давление подаваемого кислорода до 0,40 МПа. При достижении избыточного давления в реакционном объеме 0,40 МПа подачу кислорода в непрерывном режиме прекращали. Далее процесс растворения ОЯТ проводили в течение 40 минут без подачи кислорода. За это время избыточное давление в реакционном объеме снизилось до 0,25 МПа и стабилизировалось на этом значении. В аппарат-реактор на зеркало раствора подали порцию кислорода под давлением 0,40 МПа и выдержали реакционную систему при заданной температуре процесса дополнительно в течение 40 минут при снижении давления. Длительность растворения навески ОЯТ при температуре 98,5±1,8°С составила 4,5 ч. Далее под избыточным давлением 0,40 МПа, поддерживаемым в реакционном объеме потоком кислорода, продукт при температуре 65°С пропускали через микрофильтрационную перегородку с размером пор 0,05 мкм. Объем полученного продукта составил 117,8 мл. Плотность продукта составила 1,82 г/см3. Концентрация урана и азотной кислоты составили соответственно 589±18 г/л и 2,6 моль/л. После операции осветления продукт непрерывным потоком по термостатируемым коммуникациям передавали на экстракционную переработку.

Предлагаемый способ позволяет проводить процесс растворения ОЯТ в традиционно используемом в технологии радиохимического производства диапазоне давлений и не требует изготовления специального оборудования. Предлагаемый способ обеспечивает получение легко транспортируемого (по термостатируемым коммуникациям) и не вызывающего выделение твердой фазы на стенках оборудования продукта, поскольку в отличие от способа-прототипа исключает образование производных тринитратоуранилата нитрозония. Получаемый продукт, представляющий собой в основе высококонцентрированный раствор нитрата уранила, является пригодным для последующей экстракционной переработки. Кроме этого концентрационный профиль продукта позволяет напрямую проводить очистку путем перекристаллизации с получением товарной продукции - гексагидрата нитрата уранила.

1. Способ растворения облученного ядерного топлива (ОЯТ), включающий обработку в системе диоксида азота, отличающийся тем, что расчетное количество раствора пероксида водорода и тетраоксида азота приводят в контакт с загрузкой растворяемого материала при температуре 0,5-14,5°C, реакционную смесь нагревают в замкнутой системе до температуры растворения со скоростью 0,1-1,8°C/мин, растворение проводят при температуре 71-98°C и избыточном давлении 0,05-0,45 МПа с подачей в систему кислородсодержащего газового потока в непрерывном либо периодическом режиме под давлением до 0,49 МПа.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что при подаче в реакционную систему кислородосодержащий поток направляют непосредственно в аппарат-реактор на зеркало раствора.

3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что при подаче в реакционную систему кислородсодержащий поток направляют непосредственно в аппарат-реактор в нижнюю треть объема реакционной среды.

4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что при подаче в реакционную систему кислородсодержащий поток направляют в аппарат-конденсатор, являющийся частью реакционного объема и соединенный с аппаратом-реактором.

5. Способ по п. 4, отличающийся тем, что температура аппарата-конденсатора составляет 2-15°C.

6. Способ по п. 1, отличающийся тем, что используют раствор пероксида водорода с концентрацией в интервале 0,5-34%.

7. Способ по п. 1, отличающийся тем, что используют отделенное от оболочек волоксидированное ОЯТ.

8. Способ по п. 1, отличающийся тем, что используют неволоксидированное ОЯТ в оболочке в виде фрагментированных ТВЭЛ.

9. Способ по п. 8, отличающийся тем, что используют ОЯТ оксидного типа.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к технологии вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов. Способ формирования барьеров безопасности при создании пункта захоронения особых радиоактивных отходов включает подачу барьерного материала через трубу под собственным весом и перемещение в горизонтальном направлении струей сжатого воздуха, проходящего через воздуховод.

Изобретение относится к технологии обращения с радиоактивными отходами, в частности с низко- и среднеактивными жидкими радиоактивными отходами (ЖРО) с получением продукта, пригодного для долгосрочного хранения.

Изобретение относится к области охраны окружающей среды и может быть использовано при снятии с эксплуатации реакторов с графитовым замедлителем. Облученный графит перед термообработкой подвергают воздействию реагентов, разрушающих его поверхностный слой, содержащий радиоактивные нуклиды, и удаляют полученный продукт с поверхности графита.

Изобретение относится к пригодному для обработки ядерных отходов способу обработки оболочки для проведения ядерных реакций, содержащей прокаленный материал, состоящий полностью или частично из прокаленного гидрида кальция.

Изобретение относится к переработке отходов, включающих органические компоненты и радиоактивные агенты. Способ переработки отходов включает газифицирование отходов, включающих органические компоненты и радиоактивные агенты, которые представляют собой радиоактивные агенты с низким и/или средним уровнем активности, в реакторе с псевдоожиженным слоем при температуре от 600 до 950°С с помощью воздуха, так что коэффициент избытка воздуха составляет ниже 1, с получением газообразного материала, охлаждение газообразного материала путем быстрого охлаждения водой так, что температура после охлаждения составляет от 300 до 500°С, и удаление твердой фракции, включающей радиоактивные агенты, из газообразного материала на стадии очистки газа с получением переработанного газообразного материала.
Изобретение относится к способу сверхкритической флюидной экстракции комплексов урана. Способ включает создание сверхкритического растворителя в реакторе и растворение комплексов урана с лигандами в присутствии воды, экстракцию растворенных комплексов урана с лигандами из реактора.

Изобретение относится к изготовлению тепловыделяющих элементов ядерных реакторов с урановым и МОКС-топливом. Дезактивация осуществляется методом протягивания твэла через картридж, содержащий чистящий материал, не оставляющий следов на поверхности твэла.

Группа изобретений относится к ядерной физике, к технологии обработки твердых радиоактивных отходов. Способ очистки облученных графитовых втулок уран-графитового реактора включает их нагрев, обработку газом, перевод примесей в газовую фазу, охлаждение углеродного материала.

Изобретение относится к технологии утилизации и может быть использовано при утилизации крупногабаритных плавучих объектов с ядерной энергетической установкой. После вывода из эксплуатации и принятия решения об утилизации производят выгрузку отработавшего ядерного топлива из реакторов, демонтируют надстройку, выгружают часть оборудования, формируют реакторных блок, разгружают объект до состояния, при котором плоскость ватерлинии объекта оказывается ниже сформированного реакторного блока, выполняют технологический вырез в борту объекта, монтируют выкатное устройство, удаляют реакторный блок с помощью выкатного устройства.

Изобретение относится к способам химической дезактивации металлов с радиоактивным загрязнением. Способ дезактивации поверхностно загрязненных изделий из металлических сплавов или их фрагментов заключается в нанесении на дезактивируемую поверхность порошкового реагента, в котором по меньшей мере 80% частиц имеют размер менее 1 мкм, содержащего калий, натрий и серу, последующем нагреве поверхности, ее охлаждении и очистке от образовавшейся окалины.

Изобретение относится к области радиохимической технологии и может быть использовано в технологии переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Способ извлечения металлов платиновой группы из осадков после осветления продукта кислотного растворения волоксидированного отработавшего ядерного топлива включает окислительную трансформацию осадка, восстановительную обработку. Далее ведут вскрытие восстановленного осадка и селективное отделение платиноидов из полученных растворов Результатом является получение концентрированных азотнокислых растворов металлов платиной группы (рутения, родия, палладия) с величиной удельной активности, позволяющей производить их последующий аффинаж вне защитной зоны. Техническим результатом изобретения является переведение в азотнокислый раствор более 94,3% осадков, образующихся при кислотном растворении и осветлении ОЯТ, извлечение более 92,4% суммы содержащихся в осадках платиноидов, возвращение в переработку 99,4% содержащегося в осадках плутония, очистка платиноидов от продуктов деления с коэффициентами 104-105, получение рутениевого, палладиевого, родиевого концентратов. 28 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 пр.

Способ может быть использован для проведения глубокой дезактивации металлических изделий, на поверхности которых находятся трудноудаляемые радиоактивные загрязнения. В способе проводят электрохимическую дезактивацию металла при одновременном воздействии ультразвуковых колебаний. В качестве дезактивирующего раствора используют водный раствор кислоты, анион которой образует нерастворимое соединение с кальцием. Затем осуществляют нейтрализацию отработавшего дезактивирующего раствора. Далее отделенный от суспензии раствор доукрепляют и повторно используют. Цементированию подергают жидкие радиоактивные отходы, представляющие собой суспензию гидроксидов металлов и труднорастворимых соединений, образуемых кальцием и анионом соответствующей кислоты. Техническим результатом является повышение эффективности дезактивации. 4 табл., 4 пр.

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 области обращения с радиоактивными отходами. Способ дезактивации твердых радиоактивных отходов (ТРО) включает воздействие в рабочей камере на поверхность ТРО частиц льда с дальнейшим плавлением льда, сбором и фильтрацией плавленой воды с образованием замкнутого цикла воды. Обработку поверхности ТРО проводят ускоренными ледяными гранулами. Проводят входной и выходной радиационный контроль отходов. Сортировку ТРО в соответствии с результатами радиационного контроля с выводом части отходов из категории радиоактивных в категорию твердых промышленных отходов. Талая вода после дезактивации проходит полную очистку от радионуклидов. Дезактивация ТРО осуществляется путем воздействия на них потока сферических монодиспресных ледяных водяных гранул размером 100-500 мкм, скоростью до 100 м/с, полученных при температуре не выше минус 50оС. Изобретение позволяет повысить экономичность и эффективность очистки и снизить объем ТРО. 6 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области ядерной техники, а именно к способам удаления металлических покрытий с поверхностей деталей из радиоактивных металлов и сплавов перед их утилизацией с использованием технологических операций переплавки. Способ удаления металлического покрытия с поверхности деталей из радиоактивных металлов и сплавов включает нагрев деталей до образования интерметаллидных соединений, обработку деталей, а при необходимости и дополнительную обработку. Нагрев выполняют в вакуумной камере импульсными токами высокой частоты при определенном количестве циклов до образования интерметаллидных соединений, обработку проводят сверхзвуковым потоком инертного газа с контролем полноты удаления покрытия, а дополнительную обработку проводят сверхзвуковым потоком инертного газа, содержащим порошок корунда. Изобретение позволяет создать универсальный “сухой” способ удаления металлических покрытий. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к экологии и охране окружающей среды, а более конкретно к способам переработки беспламенным горением углеродсодержащих отходов, в частности облученного реакторного графита, а также других углеродсодержащих радиоактивных отходов АЭС. В способе переработки радиоактивных углеродсодержащих отходов путем беспламенного горения в расплаве карбонатов щелочных металлов в присутствии окислителя, в качестве окислителя используют оксид меди двухвалентной в виде порошка формулы CuO, вводимый в расплав в количестве 5-50% от массы расплава, причем в качестве карбонатов щелочных металлов используют бинарную систему из карбонатов натрия и калия, а переработку осуществляют при температуре от 800 до 1000°C, при этом образующуюся при обработке отходов графита восстановленную нанодисперсную медь используют для получения оксида меди путем ее окисления кислородом воздуха для применения в процессе переработки графита. Изобретение позволяет упростить управление при проведении процесса беспламенного горения с исключением возможности выноса радиоактивных веществ. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики. Способ переработки отходов ядерного производства включает электрохимическое растворение твэлов в растворе азотной кислоты в электролизере при постоянном поддержании концентрации азотной кислоты в диапазоне 5,0÷6,0 М. Корпус электролизера является катодом. Анод выполнен в виде зажима с возможностью его периодического разжатия и сжатия при отклонении тока от номинального значения до 10%. При этом отношение площадей поверхности анодной части, погруженной в раствор, и растворяемых твэлов составляет (2÷7):1, а отношение плотностей тока на аноде и растворяемых твэлах составляет 1:(2÷7). После электрохимического растворения, сопровождающегося удалением оболочки и частичным растворением урана, осветленные растворы направляют на экстракционное извлечение урана, а нерастворенные остатки помещают в смесь азотной и плавиковой кислот с добавлением в раствор алюминия при молярном соотношении компонентов HF:HNO3:Al=1:(4÷8):(0,2÷0,4). Осветленные растворы подвергают экстракционному извлечению урана. Изобретение позволяет повысить извлечение урана при переработке твэлов в оболочке из нержавеющей стали с топливным сердечником, содержащим цирконий. 1 з.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретение относится к области атомной энергетики. Приспособление погружное для электрохимической дезактивации фрагментов труб содержит зажим дезактивируемого фрагмента труб, анод и катод, выполненный в виде коаксиально расположенных и скрепленных между собой внешнего и внутреннего цилиндров. Приспособление снабжено основанием, являющимся анодом, жестко связанной с ним центральной стойкой, закрепленной сверху на центральной стойке и электрически изолированной от нее крышкой приспособления, имеющей токовод катода и отверстия, в каждом из которых установлены с возможностью перемещения цилиндры катода, при этом зажимы дезактивируемых фрагментов труб закреплены на основании соосно отверстиям в крышке приспособления. Количество зажимов дезактивируемого фрагмента труб равно количеству отверстий в крышке приспособления. Изобретение позволяет дезактивировать фрагменты обечаек и трубопроводов АЭС различных диаметров и любого сечения за один цикл с внутренней и наружной сторон. 7 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при переработке отработанного ядерного топлива атомных электростанций на операциях растворения. Способ ОЯТ включает обработку в системе диоксида азота. Расчетное количество раствора пероксида водорода и тетраоксида азота приводят в контакт с загрузкой растворяемого материала при температуре 0,5-14,5°C, реакционную смесь нагревают в замкнутой системе до температуры растворения со скоростью 0,1-1,8°Cмин, растворение проводят при температуре 71-98°C и избыточном давлении 0,05-0,45 МПа с подачей в систему кислородсодержащего газового потока в непрерывном либо периодическом режиме под давлением до 0,49 МПа. Изобретение позволяет получить жидкий стабильный при температуре 60-75°С продукт с концентрацией урана 550-1100 гл и азотной кислоты 0,8-3,5 мольл. 8 з.п. ф-лы, 3 пр.

Наверх