Способ утилизации отходов из черных сплавов, загрязненных радионуклидами, и установка для его осуществления

 

Сущность изобретения: способ утилизации отходов из черных сплавов, загрязненных радионуклидами, включает стадии разделки, контроля радиоактивной загрязненности, плавления в индукционной печи в контролируемой зоне с наведением и удалением шлака и разливкой металла в изложницы, а также стадию дезактивации перед плавлением при превышении допустимого уровня радиоактивной загрязненности отходов, при этом контроль радиоактивной загрязненности отходов проводят методом сравнения активности металла с активностью протяженного источника радия 226 в равновесии с дочерними продуктами путем измерения мощности экспозиционной дозы гамма-излучения, плавление металлических отходов ведут на воздухе с добавлением рафинирующих флюсов, имеющих температуру ликвидуса ниже точки плавления металла без раскисления металла в тигле печи, а дезактивацию отходов проводят с применением методов, обеспечивающих глубокую очистку от радионуклидов с высоким сродством к металлу. Установка для утилизации отходов из черных сплавов, загрязненных радионуклидами, содержит устройство для приготовления флюса, устройство для загрузки металла, индукционную плавильную печь, устройство для загрузки металла, индукционную плавильную печь, устройство для разливки металла в изложницы. Систему вытяжной вентиляции и газоочистки, устройство для радиометрического контроля, узел глубокой очистки отходов от радионуклидов, имеющих высокое сродство к металлу и устройство для компановки партии отходов перед плавлением в печи. 2 с. и 9 з. п. ф-лы, 3 ил., 5 табл.

Изобретение относится к металлургии, конкретнее к переработке металлических отходов, загрязненных радионуклидами, путем их переплавки в плавильных агрегатах, например в индукционных печах. Установка для утилизации металлических отходов содержит устройство для контроля радиоактивной загрязненности отходов, устройство для приготовления шлака, устройство загрузки металла, индукционную плавильную печь, систему вентиляции и газоочистки и устройство для разливки металла в изложницы. Недостатками прототипа является недостаточная эффективность очистки металла от радионуклидов, низкая степень использования переплавленного металла в промышленности и невозможность обеспечения гарантированной экологической безопасности при дальнейшем его использовании, а также сложность процесса контроля радиоактивной загрязненности отходов. Технический результат группы изобретений заключается в повышении степени очистки металла от радионуклидов, в увеличении выхода годного для повторного использования металла, обеспечении гарантированной экологической безопасности при дальнейшем обращении с ним, упрощении и снижении затрат на контроля радиоактивной загрязненности при сохранении высокой надежности. Этот результат достигается тем, что в способе утилизации отходов из черных сплавов, загрязненных радионуклидами, включающем стадии разделки, контроля радиоактивной загрязненности, плавления в индукционной печи в контролируемой зоне с наведением и удалением шлака и разливкой металла в изложницы, и стадию дезактивации перед плавлением при превышении допустимого уровня загрязненности отходов. Согласно изобретению контроль радиоактивной загрязненности отходов и слитков проводят методом сравнения активности металла с активностью протяженного источника радия-226 в равновесии с дочерними продуктами путем измерения мощности экспозиционной дозы гамма-излучения. Плавление металлических отходов ведут на воздухе с добавлением рафинирующих флюсов, имеющих температуру ликвидуса ниже точки плавления металла без раскисления металла в тигле печи, а дезактивацию отходов проводят с применением методов, обеспечивающих глубокую очистку от радионуклидов с высоким сродством к металлу. Допустимый уровень радиоактивной загрязненности отходов перед плавкой для суммы радионуклидов, имеющих высокое сродство к металлу, таких как кобальт-60, сурьма-125, рутений-106 составляет 1,0Е-8 г-экв. радия/кг. Контроль радиоактивной загрязненности отходов перед плавкой проводят путем измерения мощности дозы (Р) вплотную от поверхности контейнера размерами не менее 0,6 х 0,6 х 0,6 м и плотностью загрузки металла не менее 1 т/куб.м. которая не должна превышать значения, рассчитанного по формуле, мР/ч: P_расч= где i 1-n, а n количество радионуклидов, присутствующих в составе загрязнения; f доля i-го радионуклида в общей активности; К_оi коэффициент очистки металла от i-го радионуклида в процессе переплавки. Контроль радиоактивной загрязненности слитков, направляемых на неограниченное использование, проводят путем измерения мощности экспозиционной дозы гамма-излучения на поверхности каждого слитка и для слитка, минимальный линейный размер которого больше 0,5 м, эта величина не должна превышать 0,02 мР/ч. Глубокую очистку отходов из нержавеющих сталей от радионуклидов, имеющих высокое сродство к металлу, проводят с использованием метода жидкостной дезактивации, включающей обработку отходов в кислом растворе, содержащем восстановленные формы серы с последующим окислительным удалением шлама, образовавшегося на поверхности металла в процессе обработки. Глубокую очистку отходов из углеродистых сталей от радионуклидов, имеющих высокое сродство к металлу, проводят с использованием метода жидкостной дезактивации, включающем обработку отходов в кислом растворе, содержащем неорганический ингибитор травления, с последующим удалением травильного шлама с поверхности металла в кислом окислительном растворе и (или) в воде путем наложения гидроакустического поля. Установка для утилизации отходов из черных сплавов, содержащая устройство для приготовления флюса, устройство для загрузки металла, индукционную плавильную печь, устройство для разливки металла в изложницы, систему вытяжной вентиляции и газоочистки и устройство для радиометрического контроля, согласно изобретению дополнительно содержит узел глубокой очистки отходов от радионуклидов, имеющих высокое сродство к металлу и устройство для компоновки отходов перед плавлением в печи. Узел глубокой очистки отходов от радионуклидов, имеющих высокое сродство к металлу, состоит из ванны дезактивации с устройством для наложения электромагнитного поля повышенной чистоты, системы хранения растворов, системы транспортировки растворов, системы вентиляции емкостей и газоочистки, системы приготовления растворов, системы удаления шлама с устройством наложения гидроакустического поля, системы выделения и переработки вторичных радиоактивных отходов. Ванна дезактивации изготовлена из проницаемого для высокочастотного электромагнитного поля материала, а устройство для его наложения подключено к источнику напряжения повышенной частоты, питающему индукционную плавильную печь. Система выделения и переработки вторичных радиоактивных отходов содержит устройство для совместной переработки вторичных отходов от узла глубокой очистки и переплавки металлических отходов. Устройство для радиометрического контроля содержит коллимированные датчики гамма-излучения, плоский экран, поглощающий гамма-излучения и расположенный между ними механизм для определения массы контейнера с отходами и перемещение его относительно датчиков. Именно заявленные, согласно способу утилизации, стадии контроля радиоактивной загрязненности, переплавки и дезактивации отходов и установка для его осуществления обеспечивают получение пригодного для неограниченного использования металла с гарантированной экологической безопасностью при дальнейшем обращении с ним, упрощение и снижение затрат на контроль радиоактивной загрязненности при сохранении его высокой надежности и, тем самым, достижение технического результата изобретения. Общая схема утилизации отходов из черных сплавов, загрязненных радионуклидами, по предложенному способу представлена на фиг. 1. Из представленной схемы видно, что стадия контроля радиоактивной загрязненности отходов (прямыми методами). Как уже отмечалось, способ утилизации отходов, выбранный за прототип, обладает тем недостатком, что контроль загрязненности металла достаточно трудоемок, требует больших затрат и не всегда практически возможен. В самом деле, определение загрязненности отходов в единицах удельной активности отходов требует детального измерения каждого образца металлических отходов, особенно при неравномерной загрязненности отходов по поверхности их. Наличие труднодоступных внутренних частей отходов, резьбовых соединений, сварных швов практически не позволяет определить удельную активность данного типа отходов (прямыми методами). В предлагаемом способе переработки отходов контроля загрязненности отходов основывается на контроле удельного гамма-эквивалента отходов от партии отходов по мощности дозы гамма-излучения. Для достаточно протяженного источника удельный гамма-эквивалент однозначно связан с помощью дозы гамма-излучения и не зависит от радионуклидного состава загрязнения отходов (для гамма-излучающих нуклидов). Удельный гамма-эквивалент отходов при известном радионуклидном составе отходов позволяет легко перейти к удельной загрязненности отходов в единицах Бк/г. Контроль загрязненности отходов осуществляется путем контроля мощности экспозиционной дозы гамма-излучения на поверхности партии отходов, проходящей поэтапно дезактивацию и переплавку, что значительно упрощает контроль и, тем более, снижает затраты на него по сравнению с прототипом. Способ переработки отходов, выбранный за прототип, не позволяет получить металл, пригодный для неограниченного использования в случае загрязнения металлического лома радионуклидами, имеющими высокое сродство к металлу (кобальт-60, сурьма 125, рутений-106). Так, при загрязненности отходов 73 Бк/г данными радионуклидами, согласно прототипу, можно проводить переплавку отходов. Так как данные радионуклиды остаются в металле в процессе переплавки без разбавления чистым ломом получить металл для неограниченности использования невозможно. Предлагаемый способ переработки отходов устраняет данный недостаток тем, что при наличии данных радионуклидов загрязненного отходов не должна превышать допустимой для неограниченного использования, т.е. проводится предварительная их дезактивация до допустимого уровня загрязненности металла, в данном случае это 1.ОЕ(-8) г/экв.радия/кг (0,02 мР/ч на поверхности слитков, в пересчете на кобальт-60 0,3 Бк/г). В прототипе подлежат переработке только радиоактивные отходы с удельной активностью менее 74 Бк/г каждого образца лома, что существенно ограничивает возможности данного способа. Контроль загрязненности партии отходов, загруженных в контейнер, размерами не менее 0,6 х 0,6 х 0,6 м перед дезактивацией и переплавкой позволяет существенно увеличить возможности способа утилизации отходов. Во-первых, контролируется усредненное содержание радиоактивных веществ для данной партии отходов (отдельные части могут быть и выше усредненного значения). Во-вторых, контроль не определенного значения загрязненности, а расчетного значения, определяемого по формуле P_расч= 0,02/(f_i/K_oi) позволяет расширить диапазон по исходной загрязненности отходов. В изобретении принимается следующее ограничение на исходную загрязненность металла: мощность дозы гамма-излучения от отходов не должна превышать 200 мР/ч, что определяет в первую очередь возможности транспортирования их в соответствии с правилами ПБТРВ-73 (транспортная категория III, разрешающая перевозить отходы не специализированным транспортом). Следует заметить, что под III транспортную категорию попадает более 90% всех металлических отходов ядерно-топливного цикла. При уровне мощности дозы гамма-излучения от партии отходов до 200 мР/ч, удельная активность отходов может достигать следующих величин: кобальт-60 6.ОЕ2 Бк/г, цезий-137 2,4Е3 Бк/г, цезий-134 8,ОЕ2 Бк/г, рутений-106 6,6ЕЗ Бк/г, сурьма-125 3,2ЕЗ Бк/г. В случае превышения загрязненности отходов выше указанных величин они отправляются на предварительную дезактивацию или захоронение. В прототипе неограниченное использование металла возможно при загрязненности менее 0,1 Бк/г, контроль осуществляется методом определения удельной активности проб металла. Следует заметить, что допустимое содержание радиоактивных веществ в металле для неограниченного использования определяется для конкретных условий и в разных странах отличается друг от друга. Во Франции это значение составляет для кобальта-60 1,1 Бк/г, для цезия 137 5,9 Бк/г, для цезия-137 3-5 Бк/г; в СССР НКРЗ МЗ СССР рекомендует значение для неограниченного использования 1.ОЕ(-8)-го экв.радия/кг, или в пересчете на кобальт-60 0,3 Бк/г, для цезия-137 1,2 Бк/г, цезия-134 0,4 Бк/г, рутения-106 3,3 Бк/г, сурьмы-125 1,6 Бк/г. Для слитков металлов минимальных размеров более 30 см мощность дозы гамма-излучения однозначно связано с его загрязненностью, так при загрязненности 1. ОЕ(-8) г-экв. радия/кг мощность дозы гамма-излучения составит 0,02 мР/ч. Контролируя данную величину дозиметрическим прибором, можно достаточно надежно и без высоких затрат по сравнению с прототипом контролировать металл, предназначенный для неограниченного использования. В предлагаемом способе не требуется проводить контроль содержания отдельных радионуклидов, таких как стронций-90 (бета-излучатели), плутоний-240 (альфа-излучатели), которые при переплавке практически переходят в шлак и, следовательно, металл для неорганического использования не будет содержать данные радиоактивные вещества. Согласно предлагаемому способу РМО перед переплавкой подвергают дезактивации с применением методов, обеспечивающих глубокую очистку отходов от радионуклидов, имеющих высокое сродство к металлу, таких как кобальт-60, сурьма-125, рутений-106. В качестве таких методов предлагается использовать метод жидкостной дезактивации, заключающейся в обработке для отходов нержавеющей стали в кислом растворе, содержащем восстановленные формы серы, с последующим окислительным удалением шлама, образовавшегося на поверхности металла в процессе обработки, а для отходов из углеродистой стали в кислом растворе, содержащем неорганический ингибитор травления, с последующим удалением травильного шлама с поверхности металла в кислом окислительном растворе и (или) в воде путем наложения гидроакустического поля. Результаты дезактивации натурных образцов по предлагаемому способу приведены в табл. 1 и 2. В табл. 1 приведены результаты дезактивации натурных образцов из нержавеющей стали. В табл. 2 приведены результаты дезактивации натурных образцов из углеродистой стали. Из представленных результатов видно, что предлагаемые по данному способу методы и режимы дезактивации с использованием при обработке из нержавеющей стали кислого раствора, содержащего восстановленные формы серы, с последующим окислительным удалением шлама, а при обработке углеродистой стали кислого раствора, содержащего неорганический ингибитор травления, с последующим удалением травильного шлама с поверхности металла в кислом окислительном и (или) в воде путем наложения гидроакустического поля, обеспечивают очистку отходов от радионуклидов кобальта-60, сурьмы-125 и рутения-106, имеющих высокое сродство к металлу, до уровней, позволяющих получить после переплавки металл, пригодный для неограниченного использования. При проведении переплавки по предлагаемому способу на воздухе с добавлением рафинирующих флюсов происходит интенсивное окисление и переход в шлак всех радионуклидов, имеющих высокое сродство к кислороду. Так, при переплавке стали коэффициент распределения радионуклидов, равный отношению удельного содержания радионуклидов в шлаке к удельному содержанию радионуклидов в металле и характеризующий их поведение в процессе переплавки, составляет для стронция-90 (0,3-2,1) ОЕ+5, для циркония-95, урана и трансурановых элементов (1,1-3,8) ОЕ+3, радия-226 более 1.ОЕ+6, что соответствует очистке металла с коэффициентами очистки К_о 1.ОЕ+2-1.ОЕ=5. Подобный эффект наблюдается при использовании любых рафинирующих флюсов, имеющих температуру ликвидуса ниже температуры плавления металла. Данные радионуклиды практически полностью удаляются из металла при переплавке. Радионуклиды, имеющие высокое сродство к металлу и не окисляющиеся в процессе переплавки, такие как кобальт-60, сурьма-125, рутений-106, практически полностью остаются в расплаве металла, их коэффициенты распределения меньше 1, а К_о 1. Таким образом, при отсутствии или предварительном удалении радионуклидов, имеющих высокое сродство к металлам, окислительная переплавка на воздухе обеспечивает глубокую очистку металла от всех долгоживущих радионуклидов. При наличии в составе радиоактивного загрязнения радионуклидов с высоким сродством к металлу, таких как рутений-106 и сурьма-125, необходимо проведение предварительной дезактивации отходов поскольку при переплавке они практически полностью остаются в металле (К_о=1). Наличие в расплаве металла элемента с большим сродством к кислороду (раскислителя) снижает очистку металла от радионуклидов. Результаты определения радионуклидов при переплавке различных металлов с введением раскислителей приведены в табл. 3. Из представленных результатов видно, что при переплавке стали введение в расплав алюминия снижает очистку от урана-238 в 80-130 раз, а введение в расплав углерода снижает очистку от урана-238 в 2-10 раз, от марганца-54 в 2 раза. Введение в расплав силикокальция одного из наиболее сильных раскислителей, несколько снижает коэффициент распределения даже у церия-144, при этом коэффициент распределения урана-238 уменьшаются до 20, а марганца-54 до 2. Очистка металла от них в данном случае практически не происходит. Таким образом, введение раскислителей снижает эффективность дезактивации при переплавке РМО. Как уже отмечалось, при переплавке РМО происходит практически полное удаление из металла радионуклидов стронция-90, церия-144 и всех редкоземельных элементов, цезия-137, 134, урана и трансурановых элементов, т.е. практически всех радионуклидов, способных за счет концентрирования в шлаках и пылях приводить к возникновению вторичных радиоактивных отходов в условиях "чистых" металлургических предприятий. Остаточное содержание этих радионуклидов в слитке металла не превышает 10 Бк/кг (для урана и трансурановых элементов 37 Бк/кг). При повторной переплавке слитков наблюдается значительное снижение коэффициентов распределения, которые для указанных радионуклидов не превышают 7-30. Испарение в газовую фазу уменьшается до минимума и составляет, например, для наиболее легколетучего цезия-137 1,5-3% Таким образом, можно сделать заключение в том, что получаемый в результате реализации предложенного способа металл имеет гарантированную экологическую безопасность и не приводит к радиоактивному загрязнению при любых видах последующего неконтролируемого обращения с ним. Для осуществления описанного способа утилизации РМО предлагается установка, включающая основные узлы: узел переплавки в составе устройства для загрузки металла, индукционной плавильной печи, устройства для разливки металла в изложницы, системы вытяжной вентиляции и газоочистки, узел глубокой очистки РМО от радионуклидов, имеющих высокое сродство к металлу, устройство для радиометрического контроля. Блок-схема установки утилизации РМО приведена на фиг. 2. Узел глубокой очистки РМО от радионуклидов имеющих высокое сродство к металлу (сурьма-125, рутений-106), состоит из неметаллической ванны 1 дезактивации, изготовленной из проницаемого для электромагнитного поля материала с устройством 2 для наложения электромагнитного поля материала с устройством 2 для наложения электромагнитного поля повышенной частоты, системы 3 хранения растворов, системы 4 транспортировки растворов, системы 5 вентиляции емкостей и газоочистки, системы 6 приготовления растворов, системы 7 удаления шлама с устройством 8 для наложения гидроакустического поля, системы 9 выделения и переработки вторичных радиоактивных отходов. РМО после контроля, сортировки и компоновки партии металла поступают в ванну 1 дезактивации с помощью устройства 10 для загрузки отходов. Для наложения электромагнитного поля ванна дезактивации окружена водоохлаждаемой катушкой, на которую может быть подано напряжение от источника 11 напряжения повышенной частоты, питающего индукционную печь 12. Система 9 выделения и переработки вторичных радиоактивных отходов содержит устройство, позволяющее перерабатывать как радиоактивные отходы, образующие от узла глубокой очистки РМО, так и шлаки и пыли, образующиеся в процессе переплавки. Индукционная печь 12 содержит систему 13 вытяжной вентиляции и газоочистки. Установка также снабжена устройством 14 для приготовления флюсов, устройством 15 загрузки металла в печь, устройством 16 для разливки металла в изложницы и устройством 17 для радиометрического контроля. Устройство радиометрического контроля представлено на фиг. 3. Оно содержит коллимированные датчики 18 гамма-излучения, которые позволяют производить направленную регистрацию гамма-излучения от контейнеров 19 с металлом, плоского экрана 20, установленного с противоположной по отношению к датчикам 18 гамма-излучения стороны контейнера и расположенного между ними механизма 21, позволяющего измерять массу контейнера с отходами и перемещать его относительно датчиков. Благодаря организованному таким образом замеру "в тени" без существенных сложностей и при малой материалоемкости возможно осуществлять регистрацию низких уровней мощностей дозы гамма-излучения (до 10-15 мкР/ч) при повышенном фоне в помещении (до 100-1000 мкР/ч) и проводить компоновку партии металла перед переплавкой по массе и допустимой мощности дозы гамма-излучения (Р_расч.) от контейнера с отходами. Испытания способа утилизации РМО проводились на стендовой установке с использованием индукционной печи 12 ИСТ-0,06 с мощностью преобразователя 50 кВт и частотой 2-400 Гц. Вместимость тигля по металлу 60 кг. Дезактивацию РМО проводили в неметаллической ванне объемом 200 куб.дм, снабженной индуктором, подключенным к преобразователю частоты индукционной плавильной печи. Узел дезактивации был снабжен системами хранения, транспортировки и приготовления растворов, системой вентиляции емкостей и газоочистки, системы удаления шлама с устройством наложения гидроакустического поля, системой выделения и переработки вторичных радиоактивных отходов. Контроль РМО после дезактивации слитков металлов определяли с помощью дозиметрического прибора ДРГ-3-02, датчик которого помещался в свинцовый коллиматор. В процессе дезактивации РМО последовательно обрабатывались в растворах: 50 г/л Н₂SO₄ + 2 г/л Na₂S₄O₆ температура раствора 100^оС, время обработки 2 ч; 5 г/л Н₂SO₄ + 10 г/л Н₂О₂ температура раствора 60^оС, время обработки 0,5 ч; вода + гидроакустическое поле, частота 22 кГц, режим докавитационный, температура 20^оС, время обработки 20 мин. Переплавку проводили на воздухе в магнезитовом тигле с добавлением в качестве флюса смеси из 37% MgO+13% Al₂O₃+33% SiO₂+17% CaF₂ в количестве 2% от массы РМО, без окисления металла перед сливом в изложницы. Результаты представлены в табл. 4 и 5. Как следует из приведенных в табл. 4 и 5 экспериментальных данных, использование для утилизации РМО предлагаемого способа, включающего контроль радиоактивности РМО на всех стадиях по мощности дозы гамма-излучения, глубокую дезактивацию РМО от радионуклидов, имеющих высокое сродство к металлу и переплавку на воздухе с добавлением рафинирующих флюсов без раскисления металла в тигле печи, позволяет достичь уровней остаточной радиоактивности металла менее 1.ОЕ-8 г-экв. радия/кг и обеспечить возможность его неограниченного использования. В случае переплавки РМО Чернобыльской зоны без проведения дезактивации остаточная загрязненность слитка определяется исключительно радионуклидами, имеющими высокое сродство к металлу (рутений-106, сурьма-125, кобальт-60), и значительно (в 12 раз) превышает норматив на неограниченное повторное использование металла. Таким образом, приведенные данные подтверждают, что утилизация металла по предлагаемому способу и с использованием предлагаемого устройства позволяет получить металл, пригодный для неорганического повторного использования. Узлы дезактивации и переплавки имеют ряд общих систем (оборотного водоохлаждения, дозиметрического контроля, переработки вторичных радиоактивных отходов, источник напряжения повышенной частоты), что значительно снижает затраты на оборудование и необходимую площадь для его размещения. Кроме того, система транспортировки дезактивирующих вод, просыпей, которые могут образовываться как на узле дезактивации переплавки, так и на узле переплавки.

Формула изобретения

1. Способ утилизации отходов из черных сплавов, загрязненных радионуклидами, включающий стадии разделки, контроля радиоактивной загрязненности, плавления в индукционной печи в контролируемой зоне с наведением и удалением шлака и разливкой металла в изложницы и стадию дезактивации перед плавлением при превышении допустимого уровня радиоактивной загрязненности отходов, отличающийся тем, что контроль радиоактивной загрязненности отходов проводят методом сравнения активности металла с активностью протяжного источника радия - 226 в равновесии с дочерними продуктами путем измерения мощности экспозиционной дозы гамма-излучения, плавление металлических отходов ведут на воздухе с добавлением рафинирующих флюсов, имеющих температуру ликвидуса ниже точки плавления металла, без раскисления металла в тигле печи, а дезактивацию отходов проводят с применением методов, обеспечивающих глубокую очистку от радионуклидов с высоким сродством к металлу. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что допустимый уровень радиоактивной загрязненности отходов перед плавкой для суммы радионуклидов, имеющих средство к металлу, таких как кобальт-60, сурьма-125, рутений-106 составляет 1, ОЕ-8 г-экв. радия/кг. 3. Способ по пп. 1 и 2, отличающийся тем, что контроль радиоактивной загрязненности отходов перед плавкой проводят путем измерения мощности дозы (P) вплотную от поверхности контейнера размерами не менее 0,6х0,6х0,6 м и плотностью загрузки металла не менее 1,0 т/куб.м, которая не должна превышать значения, определяемого из формулы, мР/ч:
где i= 1-n;
n-количество радионуклидов, присутствующих в составе загрязнения;
f_i - доля i-го радионуклида в общей активности;
K_oi - коэффициент очистки металла от i-го радионуклида в процессе переплавки. 4. Способ по п.1, отличающийся тем, что контроль радиоактивной загрязненности слитков проводят путем измерения мощности экспозиционной дозы гамма-излучения на поверхности каждого слитка и для слитка, минимальный линейный размер которого больше 0,3 м, эта величина не должна превышать 0,02 мР/ч. 5. Способ по п.1, отличающийся тем, что глубокую очистку отходов из нержавеющих сталей от радионуклидов, имеющих высокое средство к металлу, проводят с использованием метода жидкостной дезактивации, включающем обработку отходов в кислом растворе, содержащем восстановление формы серы, с последующим окислительным удалением шлама. 6. Способ по п. 1, отличающийся тем, что глубокую очистку отходов из углеродистых сталей от радионуклидов, имеющих высокое средство к металлу проводят с использованием метода жидкостной дезактивации, включающем обработку отходов в кислом растворе, содержащем неорганический ингибитор травления, с последующим удалением травильного шлама с поверхности металла в кислом окислительном растворе и/или в воде путем наложения гидроакустического поля. 7. Установка для утилизации отходов из черных сплавов, загрязненных радионуклидами, содержащая устройство для приготовления флюса, устройство для загрузки металла, индукционную плавильную печь с источником напряжения повышенной частоты, устройство для разливки металла в изложницы, систему вытяжной вентиляции и газоочистки и устройство для радиометрического контроля, отличающаяся тем, что она дополнительно содержит узел глубокой очистки отходов от радионуклидов, имеющих высокое сродство к металлу, и устройство для компановки партии отходов перед плавлением в печи. 8. Установка по п.7, отличающаяся тем, что узел глубокой очистки отходов от радионуклидов, имеющих высокое сродство к металлу, состоит из ванны дезактивации с устройством для наложения электромагнитного поля повышенной частоты, системы хранения растворов, системы транспортировки растворов, системы вентиляции емкостей и газоочистки, системы приготовления растворов, системы удаления шлама с устройством наложения гидроакустического поля, системы выделения и переработки вторичных радиоактивных отходов. 9. Установка по п.8, отличающаяся тем, что ванна дезактивации изготовлена из проницаемого для высокочастотного электромагнитного поля материала, а устройство для его наложения подключено к источнику напряжения повышенной частоты, питающему индукционную плавильную печь. 10. Установка по п.8, отличающаяся тем, что система выделения и переработки вторичных радиоактивных отходов содержит устройство для совместной переработки вторичных отходов от узла глубокой очистки и переплавки металлических отходов. 11. Установка по п.7, отличающаяся тем, что устройство для радиометрического контроля содержит коллимированные датчики гамма-излучения, плоский экран, поглощающий гамма-излучение, и расположенный между ними механизм для определения массы контейнера с отходами и перемещения его относительно датчиков.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3, Рисунок 4, Рисунок 5, Рисунок 6, Рисунок 7