Способ переработки реакторного графита

Изобретение относится к экологии и охране окружающей среды, а более конкретно к способам высокотемпературной переработки углеродсодержащих отходов. Способ переработки реакторного графита включает измельчение и высокотемпературный нагрев отходов. Для ограничения перехода углерода и, в частности, его изотопа 14С в летучие соединения переработку осуществляют в электродуговой печи в инертной атмосфере азота под действием электрической дуги при температуре 2600-2650°C, создавая условия перехода радионуклидов в газообразную фазу, кроме углерода. Изобретение позволяет создать более радиационно-безопасный способ переработки реакторного графита. 1 з.п. ф-лы, 2 ил., 1 табл.

 

Изобретение относится к области экологии и охраны окружающей среды, а более конкретно к способам утилизации твердых углеродсодержащих отходов, в частности - отработанного реакторного графита АЭС, особенно в период вывода реакторов из эксплуатации.

В связи с выводом из эксплуатации уран-графитовых реакторов стоит задача переработки и утилизации графитовых элементов с надежной изоляцией содержащихся в них долгоживущих изотопов углерода 14С и других радионуклидов от окружающей среды.

Известен способ обработки углеродсодержащих отходов, при котором предварительно измельченные отходы окисляют и доокисляют в режиме беспламенного горения в потоке воздуха при температуре 620-680°С (а.с. №1718277, G21F 9/32, опубл. 1992 г.).

Недостатком способа является необходимость тонкого измельчения графита перед загрузкой в печь, что ведет к образованию радиоактивной пыли и газов и опасности их выхода в окружающую среду.

Известен также «Способ обработки углеродсодержащего материала» (см. патент РФ№2141076, F23G 5/00, опубл. 10.11.99 г. БИ №31), в котором с целью сжигания углерода, содержащегося в углеродсодержащем материале, удаление летучих токсичных элементов с реакторными отходящими газами в виде дыма, проводят введение материала в расплав шлака. При этом способ осуществляют при температуре от 1100 до 1400°С, а шлак представляет собой кремниевоангидридный конгломерат, включающий оксид железа и по меньшей мере один из других оксидов, выбираемых из оксида алюминия, оксида кальция и оксида магния, причем оксид железа выполняет в шлаке функцию носителя кислорода, способствующего сжиганию углерода, содержащегося в углеродсодержащем материале, посредством реакций:

2FеО(шлак)+1/2O 2=2FeO1,5(шлак),

2FeO1,5 (шлак)+С=2FеО(шлак)+СО.

и эти реакции поддерживают за счет турбулентного движения шлака.

Недостатками способа являются:

- сложность технологического процесса обработки отходов графита, обусловленная проведением процесса в реакторе с расплавом многокомпанентного высокотемпературного шлака, причем в жидкий шлак через погруженные в него сверху трубки вдувают кислородсодержащий газ, необходимый для поддержания реакции сжигания углерода, содержащегося в углеродсодержащем материале;

- перевод углерода, содержащегося в углеродсодержащем материале, в том числе в отходах графита из реакторов, а следовательно, и долгоживущего изотопа углерода 14С, в газовую фазу в виде оксида углерода СО и 14СО, что требует специальных дополнительных мер по исключению выхода оксида углерода 14СО в окружающую среду и переводу его в форму, пригодную для длительного безопасного захоронения.

Известен и «Способ переработки отходов реакторного графита» (Патент РФ №2328786, G21F 9/32, опубл. в 2006 г.), в котором обработку проводят беспламенным горением радиоактивных углеродсодержащих отходов АЭС при температуре от 750 до 900°С в расплаве одного из карбонатов щелочных металлов или их смесей в присутствии оксида свинца. Оксид свинца вводят в расплав в количестве 1-40% от массы расплава. Образующийся восстановленный свинец может быть использован для получения оксида свинца путем его окисления кислородсодержащим газом. Способ позволяет упростить управление процессом беспламенного горения радиоактивных углеродсодержащих отходов и исключить возможность выноса радиоактивных веществ и расплава в окружающую среду.

Недостатком способа является то, что использование в качестве окислителя высокотоксичного оксида свинца ухудшается экологическая обстановка на предприятии, вводя в окружающую среду дополнительный легкоплавкий высокотоксичный элемент и его соединения.

Задачей изобретения является создание более радиационно-безопасного способа переработки реакторного графита, который ограничивает возможность перехода изотопа 14С в летучие соединения, на долю которого приходится более 90% радиоактивности графитовых элементов, расширяя тем самым набор новых более эффективных способов переработки реакторного графита.

Задача решается за счет высокотемпературной переработки реакторного графита в электродуговых печах, где реакторный графит в инертной атмосфере азота под действием электрической дуги нагревается до 2600-2650°С (2873-2923 К), что создает необходимые условия перехода радионуклидов в газообразную фазу, кроме углерода и его изотопа 14С. Одновременно с этим вакуумная система удаляет из рабочей камеры печи образуемые летучие соединения и пропускает их через систему фильтров для их улавливания.

Для нагрева графита до высоких температур предлагается применять дуговые электрические печи типа ДСП (печи с поворотным сводом). Данные установки используются в металлургии, что существенно облегчает проектирование печи для рассматриваемого способа переработки.

Сущность изобретения поясняется схемой и графиком, где на фиг. 1 представлена схема устройства, реализующего данный способ, на фиг. 2 изображены графики зависимости баланса углерода, полученные при компьютерном моделировании термодинамического нагревания реакторного графита в среде азота с вакуумным удалением газов.

Для высокотемпературной переработки графита предлагается использовать типовую электрическую печь емкостью 25 т с поворотным сводом. Габаритные размеры такой печи составляют: диаметр рабочего пространства - 3,42 м; глубина ванны - 0,775 м; диаметр электродов - 400 мм. Рабочий объем 7,2 м3.

Устройство фиг. 1 включает кожух 1 рабочего пространства, укрепленного на несущее основание 2, свод 3, подвешенный к полупорталу 4, который вместе с электродами 5 и системой их перемещения закреплен на поворотном валу 6, опирающемся также на основание. Для загрузки графита, в виде порошка, свод поднимают затем вращением вала 6 отворачивают с электродами на угол 85°, открывая, таким образом, рабочее пространство. Для создания инертной атмосферы по газоводу 7 с помощью насоса 9 подается азот с регулируемым расходом. По огнеупорному трубопроводу 8 удаляются образующиеся летучие соединения радионуклидов, создавая вакуум в электрической печи.

Для безопасности переработки графита рассматриваемым способом необходимо печь выполнить герметичной в рабочем режиме. По ориентировочным расчетам разовая загрузка такой печи составит 25 т.

Способ осуществляют следующим образом.

В камеру печи загружают реакторный графит 10 массой 25 т в виде порошка, предварительно размолотым до размера фракций 1-2 мм, таким образом, чтобы электроды могли беспрепятственно опускаться и подниматься в рабочем пространстве печи. Далее герметично закрывается свод над рабочим пространством во избежание попадания летучих радионуклидов в атмосферу.

В печи с помощью газовода 7 рабочая камера заполняется азотом с давлением, равным одной технической атмосфере. Электроды 5 постепенно опускаются с образованием дуговых разрядов, повышая температуру в печи до требуемого значения, одновременно с этим трубопроводом 8 создается вакуум в печи порядка 0,3-0,5 атм в рабочем пространстве для удаления радионуклидов. Нагрев длится 30-35 мин, после чего электроды возвращаются в верхнюю точку (первоначальное состояние).

Следующей стадией является подача по газоводу азота с расходом 10-15 л/с в течение 5-10 мин с целью продувки камеры печи и удаления оставшихся газообразных радионуклидов для дальнейшей их фильтрации.

После этого рабочую камеру печи постепенно охлаждают до безопасной температуры 70-80°С и сдвигают свод для извлечения термически переработанного графита без радионуклидов в виде порошка с возможным частичным его спеканием.

После закладки новой порции реакторного графита циклы переработки возобновляются.

После теоретической проработки предложенного способа были проведены компьютерные расчеты по термодинамическому моделированию окисления отработанных графитовых образцов в атмосфере азота в температурном интервале 373-3373 К.

Результаты экспериментов показали, что при нагревании системы до температуры 2873 К углерод полностью находится в конденсированной фазе. Дальнейшее возрастание температуры в системе от 2873 до 3573 К приводит к переходу конденсированной фазы в газообразную с образованием летучих соединений CN, С3, С2, С и C2N. В интервале 3573-4273 К наблюдается уменьшение концентрации С3 и возрастанию содержания CN, С, С2.

Аналогично было рассмотрено поведение радионуклидов, входящих в состав реакторного графита, результаты приведены в таблице 1.

Из таблицы видно, что при температуре 2600°С (2873 К) в системе в конденсированной фазе находится только углерод и его изотопы. Информация об образующихся газообразных соединениях позволяет подобрать соответствующие системы фильтров для улавливания элементов.

Новизной изобретения является принципиально иной подход переработки реакторного графита, который позволяет удержать изотоп 14С в конденсированном виде, удаляя из него набор различных радионуклидов.

Неочевидным эффектом является использование существующих дуговых электрических печей с небольшими доработками, не конструируя и не разрабатывая новые установки. Данные печи более рационально временно устанавливать непосредственно возле АЭС, запитав от нее и минимизирую тем самым затраты и риски на транспортировку реакторного графита как вид опасных твердых радиоактивных отходов.

1. Способ переработки реакторного графита, включающий измельчение и высокотемпературный нагрев отходов, отличающийся тем, что для ограничения перехода углерода и, в частности, его изотопа 14С в летучие соединения переработку осуществляют в электродуговой печи в инертной атмосфере азота под действием электрической дуги при температуре 2600-2650°C, создавая условия перехода радионуклидов в газообразную фазу, кроме углерода.

2. Способ переработки реакторного графита по п. 1, отличающийся тем, что из печи летучие соединения удаляет вакуумная система, которые далее пропускают через систему фильтров.



 

Похожие патенты:
Изобретение относится к области обработки ядерных отходов. Способ обработки стержня-поглотителя, содержащего оболочку, в которой находится материал на основе спеченного карбида бора, пористость которого составляет менее 1% от объема материала, причем материал имеет трещины, которые содержат натрий и, по меньшей мере, одно радиоактивное вещество, при этом способ включает в себя этап обработки, во время которого натрий преобразовывают в карбонат натрия путем реакции карбонизации в результате приведения материала в контакт с реакционной смесью для обработки, содержащей, в молярных процентах, 0,5-5% пара, 5-25% углекислого газа и 74,5-94,5% химически инертного газа, таким образом, что увеличение в объеме карбоната вызывает раскрытие трещин и оболочки, которое начинается, по меньшей мере, из одной щели, сделанной в оболочке, а также распространение эффектов указанного способа обработки внутри материала.

Изобретение относится к способам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) и предназначено для использования в головных операциях радиохимической технологии переработки ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 с целью отделения трития.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

Способ может быть использован для проведения глубокой дезактивации металлических изделий, на поверхности которых находятся трудноудаляемые радиоактивные загрязнения.

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.

Изобретение относится к экологии и охране окружающей среды, а более конкретно к способам высокотемпературной переработки углеродсодержащих отходов. Способ переработки реакторного графита включает измельчение и высокотемпературный нагрев отходов. Для ограничения перехода углерода и, в частности, его изотопа 14С в летучие соединения переработку осуществляют в электродуговой печи в инертной атмосфере азота под действием электрической дуги при температуре 2600-2650°C, создавая условия перехода радионуклидов в газообразную фазу, кроме углерода. Изобретение позволяет создать более радиационно-безопасный способ переработки реакторного графита. 1 з.п. ф-лы, 2 ил., 1 табл.

Наверх