Обработка твердых радиоактивных отходов (G21F9/28)

G   Физика(403185)
G21F     Защита от рентгеновского излучения, гамма-излучения, корпускулярного излучения, бомбардировки частицами; обработка материалов с радиоактивным заражением; устройства для устранения радиоактивного заражения таких материалов (защита от облучения фармацевтическими средствами A61K7/40; на космических кораблях B64G; защитные устройства, конструктивно объединенные с реактором, G21C11; в рентгеновских трубках H01J35/16; защитные устройства, конструтивно объединенные с рентгеновскими аппаратами H05G1/02) (2116)
G21F9/28                     Обработка твердых радиоактивных отходов(296)
Способ иммобилизации твердых отходов пирохимической переработки отработанного ядерного топлива // 2775511
Использование: для иммобилизации твердых отходов пирохимической переработки отработанного ядерного топлива, состоящих из хлоридов щелочных металлов и хлоридов продуктов деления. Сущность изобретения заключается в том, что последовательно выполняют операции смешивания отходов и компонентов керамической матрицы, формовки из них керамических заготовок и отжига заготовок, причем в качестве компонента матрицы используют бентонитовую глину, при этом доля продуктов деления в хлоридах не превышает 20 мас.%, доля хлоридов в заготовках составляет от 10 до 30 мас.%, доля бентонитовой глины в заготовках соответственно составляет от 90 до 70 мас.%, в состав бентонитовой глины входит не менее 60% монтмориллонита с содержанием элементов, мас.%: SiO2 - от 58 до 62, СаО - от 2 до 4, Аl2O3 - от 16 до 22, MgO - от 2 до 4, Fe2O3 - от 3 до 5, ТiO2 - не менее 1, Na2O - от 0,5 до 2, K2O - от 1 до 2, операцию смешивания совмещают с измельчением компонентов матрицы путем их помола, формовку и отжиг заготовок проводят в реакторе горячего изостатического прессования в атмосфере инертного газа аргона при давлении от 50 до 100 атм, отжиг заготовок проводят в два этапа, первый из которых включает их нагревание со скоростью 10-20°С/мин до температуры 450-500°С и последующую выдержку при этой температуре в течение 2-4 часов, а второй этап включает их дальнейшее нагревание со скоростью 10-20°С/мин до температуры 800-1000°С и последующую выдержку при этой температуре в течение 10-20 часов.

Способ экстракционного выделения трансплутониевых и редкоземельных элементов // 2774155
Изобретение относится к области ядерной энергетики, может быть использовано для обращения с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ) и радиоактивными отходами (РАО). Предлагается способ экстракционного выделения трансплутониевых и редкоземельных элементов (ТПЭ и РЗЭ) из рафината головного цикла модифицированного Пурекс-процесса переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), включающий выделение фракции ТПЭ и РЗЭ с их отделением от цезий-стронциевой фракции, промывку полученного экстракта азотнокислым раствором и реэкстракцию ТПЭ и РЗЭ.

Способ извлечения актинидов из отработавших высокоэффективных фильтров очистки воздуха // 2772669
Изобретение относится к области техники, связанной с разработкой методов и аппаратов для переработки из видов радиоактивных отходов (РАО), образующихся в процессе фабрикации ядерного топлива и переработки отработавшего ядерного топлива - высокоэффективных аэрозольных фильтров воздуха, насыщенных твердыми частицами-носителями делящихся материалов.

Устройство для плазменной дезактивации элементов конструкции ядерного реактора // 2771172
Устройство относится к области ядерной техники и может быть использовано для очистки и дезактивации металлических конструкционных элементов ядерных энергетических установок и облученной графитовой кладки реакторов.

Способ удаления хлоридов щелочных металлов, хлоридов урана и плутония с поверхности твердых тел // 2770418
Изобретение относится к области радиохимической технологии и может быть использовано на предприятиях, использующих пирохимическую технологию для дезактивации радиохимического оборудования и материалов. Осуществляют выдержку матрицы, содержащую хлориды щелочных металлов и хлориды урана и плутония, в экстракционной ячейке высокого давления в среде сверхкритического или жидкого растворителя в присутствии спирта, краун-эфира и фосфорсодержащего экстрагента и последующий сбор экстрагированных солей металлов.

Дозирование цинка для дезактивации легководных реакторов // 2767977
Изобретение относится к способу дезактивации загрязненной радиоактивными веществами металлической поверхности путем введения в контакт с дезактивирующим раствором, содержащим комплексообразующий реагент и ион переходного металла, который выбирают из группы, включающей цинк, никель, кобальт и их смеси.

Способ переработки облученного в реакторе аэс углерода и устройство для его реализации // 2765864
Изобретение относится к способу и устройству по переработке облученного в реакторе АЭС углерода. Способ включает выбор метода разделения изотопов Углерода из группы технологий разделения: газовая диффузия, сопловой метод, газовое центрифугирование, метода аэродинамической сепарации, лазерный метод.
Способ переработки радиоктивных отходов, образующихся в процессе разрушения облученных тепловыделяющих сборок реакторов на быстрых нейтронах, методом индукционного шлакового переплава в холодном тигле // 2765028
Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов (РАО), образующихся в процессе разрушения облученных тепловыделяющих сборок (ОТВС) реакторов на быстрых нейтронах (РБН), методом индукционно-шлакового переплава в холодном тигле.

Способ обращения с радиоактивными отработавшими ионообменными смолами // 2758913
Изобретение относится к области обработки материалов с радиоактивным заражением и может использоваться для снижения активности и выгрузки ионообменных смол из ионообменных фильтров ядерной энергетической установки и передачи их на дальнейшую обработку и захоронение.
Способ переработки отходов реакторного графита // 2758058
Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно - к способам дезактивационной обработки облученного реакторного графита, например облученных графитовых блоков отражателей и замедлителей активных зон, и может быть использовано при снятии с эксплуатации реакторов с графитовым замедлителем.
Композиция для перевода твердых форм актиноидов и редкоземельных элементов в растворимую форму // 2755814
Изобретение относится к области радиохимической технологии и может быть использовано в производстве уран-плутониевых топливных композиций для возврата актинидов в производство, и для дезактивации радиохимического оборудования и материалов, и извлечения актиноидов из твердых радиоактивных отходов.

Способ предварительной очистки содержащих радионуклиды растворов // 2754873
Изобретение относится к способу предварительной очистки содержащих радионуклиды, такие как Co-60, растворов, таких как кубовые остатки ядерных установок, посредством осаждения неактивных нуклидов в гидротермальном процессе и последующего отделения осажденных твердых веществ.

Способ дезактивации радиоактивных отходов // 2752240
Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при дезактивации радиоактивных отходов. Предварительно твердые радиоактивные отходы подвергают дефрагментации до размеров, пригодных для их размещения в ультразвуковой и электрохимической ванне.

Устройство выгрузки и временного хранения // 2748758
Изобретение относится к области реакторостроения, в частности к устройству выгрузки и временного хранения. Устройство выгрузки и временного хранения содержит накопительный бункер, наружную часть накопительного бункера, внутреннюю часть накопительного бункера, защитный модуль и загрузочный модуль.

Способ электрохимической дезактивации отработанных радиоактивных ионообменных смол // 2748055
Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к технологии кондиционирования и переработки радиоактивных отходов, и может быть использовано для утилизации отработанных ионообменных смол и их перевода в безопасную форму.

Устройство для жидкостной очистки поверхности длинномерных изделий активной зоны ядерного реактора // 2742178
Изобретение относится к химической и атомной промышленности. Устройство для жидкостной очистки поверхности длинномерных изделий активной зоны ядерного реактора содержит емкость, которая выполнена из отдельных секций.

Способ переработки твердых радиоактивных отходов теплоизоляционных материалов // 2736879
Изобретение относится к способу переработки радиоактивных отходов, в частности пористо-волокнистых теплоизоляционных материалов (ТИМ), образующихся в процессе эксплуатации объектов атомной энергетики и промышленности.

Способ производства формованного изделия из геополимера и система для производства формованного изделия из геополимера // 2731776
Группа изобретений относится к способу производства формованного изделия из геополимера и системе для производства формованного изделия из геополимера. Способ производства формованного изделия из геополимера включает стадию смешивания, стадию прессования и стадию отверждения, на которой спрессованную смесь отверждают.

Способ уменьшения радиоактивности отработавших графитовых блоков и установка для его осуществления // 2726145
Группа изобретений относится к средствам обработки облученных графитовых блоков уран-графитовых реакторов и может найти применение в атомной промышленности. Отработавший графитовый блок помещают в емкость и затем подвергают объект облучению однополярными электромагнитными импульсами мощностью более 1 МВт и длительностью менее 1 нс, частотой повторения не менее 1 кГц.

Способ дезактивации поверхностно загрязненных изделий из металлических сплавов или их фрагментов // 2724627
Изобретение относится к способам химической дезактивации металла с поверхностным загрязнением радионуклидами. Способ дезактивации поверхностно загрязненных изделий из металлических сплавов или их фрагментов, заключается в нанесении на дезактивируемую поверхность порошкового реагента, содержащего калий, натрий и серу, последующем нагреве поверхности, ее охлаждении путем обработки поверхности жидким азотом в количестве не менее 260 г на 1 кг обрабатываемой поверхности и очистке поверхности от образовавшейся окалины.

Способ дезактивации металлических поверхностей // 2724106
Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано для дезактивации загрязненных радионуклидами металлических поверхностей атомных энергетических установок. Способ дезактивации металлических поверхностей изделий, заключающийся в нагреве поверхностного слоя, локальном оплавлении дезактивируемой поверхности и удалении радиоактивного материала путем испарения и выдавливания расплавленного металла, отличается тем, что процесс дезактивации ведут в вакууме в диапазоне давлений от 1 Па до 300 Па за счет энергии, локализованной в перемещающихся по поверхности катодных пятнах вакуумно-дугового разряда, горящего между изделием, являющимся катодом, и анодом.
Способ локальной дезактивации металлических поверхностей с трудноудаляемыми радиоактивными загрязнениями // 2723635
Изобретение относится к области атомной техники. Способ локальной дезактивации металлических поверхностей с трудноудаляемыми радиоактивными загрязнениями включает анодную поляризацию очищаемых металлических поверхностей.

Способ иммобилизации твердых радиоактивных отходов в матричный материал // 2723348
Изобретение относится к области обработки радиоактивных отходов (РАО). Способ заключается в заполнении контейнера твердыми РАО, герметизации контейнера с последующим его вакуумированием, подаче в контейнер жидкого матричного материала и отверждении полученного компаунда.

Способ удаления бака // 2720706
Группа изобретений относится к атомной области, а именно к способу удаления бака. Предложен способ удаления имеющего оболочку и дно, такое как донный шаровой свод, бака из пространства, такого как шахта, посредством разделения бака на несколько сегментов и удаления из пространства подъемным инструментом, таким как подъемный кран.

Способ дезактивации загрязненного оборудования металлических изделий и устройство для его осуществления // 2716010
Группа изобретений относится к области дезактивации металлических поверхностей объектов. Предлагается способ дезактивации загрязненных металлических изделий, при котором на дезактивируемую поверхность подают воду, осуществляют электрогидравлические удары в воде за счет импульсных искродуговых разрядов, воду откачивают насосом, очищают от растворенных в ней радиоактивных частиц и солей металлов и возвращают в зону дезактивации.

Способ дезактивации отработанных ионообменных смол, загрязнённых радионуклидами цезия и кобальта // 2713232
Изобретение относится к атомной энергетике. Способ дезактивации отработанной ионообменной смолы, загрязненной радионуклидами, включает обработку высокощелочным рН≥13 дезактивирующим раствором, содержащим 1-3 моль/л ионов натрия, очистку дезактивирующего раствора от радионуклидов цезия на катионите из резорцинформальдегидной смолы и очистку от радионуклидов кобальта за счет комплексообразования с последующей гидротермальной обработкой.

Способ дезактивации элемента конструкции ядерного реактора // 2711292
Изобретение относится к ядерной технике. Способ дезактивации элемента конструкции ядерного реактора включает обработку элемента конструкции ядерного реактора низкотемпературной плазмой при подаче потока химически инертного газа.

Установка для сушки отработанных ионообменных смол // 2707569
Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к сушке отработанных ионообменных смол (ОИОС). Установка для сушки отработанных ОИОС содержит герметичный цилиндрический корпус, в верхней части которого выполнен штуцер сдувки и патрубок для подачи отработанных ионообменных смол внутрь корпуса, а в нижней части выполнен патрубок для извлечения осушенных ОИОС, снабженный запорным устройством, внешний подогреватель корпуса, а также установленный соосно в корпусе с возможностью вращения приводной вал, оснащенный ворошителем.

Устройство дезактивации радиоактивных элементов // 2695630
Изобретение относится к устройствам для устранения радиоактивного заражения радиоактивных отходов. Устройство дезактивации радиоактивных элементов содержит загрузочно-разгрузочный манипулятор, рабочую камеру с крышкой, расположенный внутри нее поворотный стол, контейнер для сбора отходов и устройство вытяжной вентиляции.

Способ экстракционного концентрирования и очистки плутония // 2691132
Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано в процессе экстракционного аффинажа плутония. Способ экстракционного концентрирования и очистки плутония включает экстракцию плутония из потока питания, промывку экстракта и реэкстракцию плутония, корректировку состава реэкстракта, повторную экстракцию плутония оборотным экстрагентом из откорректированного реэкстракта, повторную реэкстракцию плутония с выводом реэкстракта из процесса в качестве продуктового потока, переработку рафината повторной экстракции на стадии извлечения плутония из потока питания и присоединение органического потока после повторной реэкстракции к промытому экстракту от первой экстракции.

Способ формирования упаковки для долговременного хранения радиоактивных отходов // 2687076
Изобретение относится к области утилизации плавучих объектов, содержащих радиоактивные отходы. Способ формирования упаковки для долговременного хранения радиоактивных отходов, при котором утилизируемый плавучий объект устанавливают на стапель, вырезают радиоактивный блок, производят перемещение незагрязненных носового и кормового блоков для последующей утилизации.

Способ обработки отработанных ионообменных смол для захоронения и устройство для его осуществления // 2685697
Группа изобретений относится к атомной энергетике. Способ обработки отработанных ионообменных смол для захоронения включает подачу смеси отработанных ионообменных смол с транспортной водой в загрузочный бак, отделение ионообменных смол от транспортной воды путем отстаивания смеси и слива транспортной воды из загрузочного бака, последующую дозированную подачу отделенных от транспортной воды ионообменных смол в сушильную камеру, вакуумную сушку с одновременным перемешиванием ионообменных смол в сушильной камере при температуре не более 90°С и выгрузку обработанной ионообменной смолы в транспортный контейнер.

Способ обработки натрия, осажденного на элементах ядерного реактора, и способ промывки топливной кассеты ядерного реактора с использованием указанного способа обработки // 2682639
Группа изобретений может быть использована в ядерной энергетике для обработки объектов, включающих элементы, омываемые натрием. Для обработки натрия, осажденного на элементах ядерного реактора, его погружают в водный раствор соли, представляющий собой раствор карбоксилата или аминокарбоксилата.

Способ дезактивации поверхностей твердых объектов // 2681301
Изобретение относится к ядерной физике, в частности к способам обработки материалов с радиоактивным заражением. Способ дезактивации поверхностей твердых объектов с радиоактивными загрязнениями включает проведение входного радиационного контроля уровня загрязнений, подачу под давлением воздуха в абразивное устройство, содержащее горелку с плазмотроном, эжекционную камеру и ускоряющую трубу.

Установка для отмывки труб // 2675144
Изобретение относится к устройству для отмывки внутренней и наружной поверхностей труб от продуктов коррозии и последующей пассивации отмытых поверхностей, а также может быть использовано для дезактивации труб низкого уровня активности.

Способ дезактивации сплава на основе никеля // 2674255
Изобретение относится к технологии дезактивации радиоактивно зараженной конструкции из сплава на основе никеля в устройстве переработки радиоактивного материала. Способ дезактивации сплава на основе никеля включает: первое окисление оксидной пленки с накопленным радионуклидом первым окисляющим реагентом для извлечения никеля в растворитель и превращения в пленку с малым содержанием никеля; измерение количества никеля, хрома и железа, извлеченного в растворитель; второй выбор второго окисляющего реагента на основе извлеченного количества; второе окисление пленки с малым содержанием никеля вторым окисляющим реагентом для извлечения хрома и, таким образом, для превращения в пленку, обогащенную железом; и растворение и удаление пленки, обогащенной железом, посредством восстановления пленки, обогащенной железом, восстанавливающим реагентом, после второй стадии окисления.

Способ подготовки графитовых радиоактивных отходов к захоронению // 2660804
Изобретение относится к технологии уничтожения твердых отходов или их переработки. Способ подготовки графитовых радиоактивных отходов к захоронению включает размещение облученного графита в термической камере, проведение термической деструкции путем продувания через термическую камеру газообразной инертной среды, вывод газовых продуктов деструкции в инертную среду.
Способ удаления углерода-14 из реакторного графита // 2660169
Изобретение относится к способам дезактивационной обработки облученного реакторного графита, может быть использовано при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторных установок и при обращении с углеродсодержащими твердыми радиоактивными отходами (ТРО) для снижения класса их радиационной опасности.

Способ переработки реакторного графита // 2658306
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.
Способ обработки стержня-поглотителя, содержащего загрязненный карбид бора и натрий // 2656224
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.

Способ окислительной обработки (волоксидации) облученного ядерного топлива // 2654536
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.

Приспособление погружное для электрохимической дезактивации фрагментов труб // 2646850
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.

Способ переработки отходов ядерного производства // 2646535
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.

Способ переработки беспламенным горением отходов реакторного графита // 2644589
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.

Способ удаления металлического покрытия с поверхности деталей из радиоактивных металлов и сплавов // 2640398
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 дезактивации твердых радиоактивных отходов ледяными гранулами // 2638951
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.

Композиция для пылеподавления и локализации продуктов горения после тушения пожара с радиационным фактором // 2638162
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 переработки металлов, содержащих прочнофиксированные поверхностные радиоактивные загрязнения // 2635202
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.

Способ извлечения металлов платиновой группы из осадков после осветления продукта кислотного растворения волоксидированного отработавшего ядерного топлива // 2632498
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.
Способ растворения облученного ядерного топлива // 2626763
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.
 
.
Наверх