Способ дезактивации контура ядерного реактора

Авторы патента:

G21F9/30 - виды обработки (разделение одного и того же химического элемента B01D 59/00)

Владельцы патента RU 2285963:

Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт им. А.П. Александрова" (RU)

Изобретение относится к области дезактивации. Сущность изобретения: способ дезактивации контура ядерного реактора включает обработку внутренних поверхностей раствором щавелевой кислоты с одновременной очисткой дезактивирующего раствора от растворенных продуктов коррозии на ионообменных фильтрах, заполненных анионитом в оксалатной форме. Фильтры с анионитом в оксалатной форме периодически регенерируют раствором азотной кислоты. Преимущества изобретения заключаются в уменьшении количества отходов при дезактивации. 1 з.п. ф-лы., 1 табл., 2 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к дезактивации радиационно-опасных контуров энергетических ядерных реакторов, охлаждаемых водным теплоносителем.

В ходе эксплуатации ядерных энергетических реакторов на внутренних поверхностях оборудования контуров, по которым циркулирует вода, охлаждающая активную зону, образуются отложения радиоактивных продуктов коррозии конструкционных материалов и продуктов деления ядерного топлива. В связи с этим для снижения дозовых нагрузок на эксплуатационный и ремонтный персонал проводят дезактивацию путем циркуляции по контуру растворов дезактивирующих агентов. В качестве дезактивирующего агента для водоохлаждаемых реакторов широко применяется щавелевая кислота Н₂С₂O₄ (Симановский В.М., Анисимова Н.И., Крицкий В.Г. и др. Применение опыта дезактивации энергоблоков АЭС с реакторами РБМК при выводе их из эксплуатации. // Теплоэнергетика, 1999, № 10, стр.51-55; патент РФ № 2126182, БИ № 4 от 10.02.99).

Известен способ дезактивации металлических поверхностей с использованием органических кислот, в т.ч. щавелевой, с концентрацией 25-75 г/л (Патент US № 6169221). Недостатком этого способа является то, что при его применении для реакторов большой мощности требуется очень большое количество реагента, стоимость которого довольно высока. Так, для дезактивации реактора РБМК-1000 (дезактивируемый объем 1200 м³) раствором 20 г/л Н₂С₂O₄ требуется свыше 30 т щавелевой кислоты (в перерасчете на кристаллогидрат H₂C₂O₄·2H₂O). Количество образующихся жидких радиоактивных отходов после дезактивации достигает 5000 м³. Это также удорожает процесс дезактивации, так как затраты на переработку отходов вносят ощутимый вклад в стоимость дезактивации. Кроме того, при применении растворов H₂C₂O₄ с высокой концентрацией существует опасность повышенного коррозионного воздействия на конструкционные материалы, в первую очередь, на углеродистые и хромистые стали. Уменьшение концентрации щавелевой кислоты, например до 5 г/л, приводит к ухудшению эффективности дезактивации, так как растворяющиеся в процессе дезактивации продукты коррозии (в основном, это оксиды железа) связывают почти всю кислоту. Зависимость скорости растворения продуктов коррозии (Fe₂О₃) от концентрации растворенного железа в щавелевокислом растворе приведена на фиг.1.

Известен и принят за прототип способ, в котором в процессе дезактивации растворенные продукты коррозии удаляются из дезактивирующего раствора путем очистки его на ионообменных фильтрах, как катионитовых, так и анионитовых. При этом анионит предварительно переводят в оксалатную форму (Ампелогова Н.И. и др. «Дезактивация в ядерной энергетике», Москва, Энергоиздат, 1982, стр.198-200). В этом случае растворенное железо выводится из дезактивирующего раствора, задерживаясь на анионите. Радиоактивные продукты коррозии главным образом задерживаются катионитом.

Недостатком известного способа является образование большого количества высокорадиоактивной ионообменной смолы. Так, после дезактивации контура ядерного реактора объемом 455 м³ образовалось 50 м³ смолы (First FSD of a US plant. // Nuclear Engineering International, 1995, October, p.29-30). Применительно к реактору РБМК-1000 (объем контура 1200 м³) объем отходов смолы может составить более 130 м³. Утилизация отходов высокорадиоактивных ионообменных смол - это сложный и дорогостоящий технологический процесс.

Задачей настоящего изобретения является создание более дешевого способа дезактивации контуров ядерных реакторов.

Техническим результатом заявленного изобретения является уменьшение количества радиоактивных отходов, в первую очередь, высокорадиоактивных ионообменных смол.

Технический результат достигается тем, что в известном способе дезактивации для уменьшения объема используемого анионита предлагается периодически его регенерировать раствором азотной кислоты. Применение кислот, в том числе азотной кислоты, для регенерации катионитов - это известный технологический прием (патент РФ № 2095866, опубл. 10.11.1997). Аниониты, как правило, регенерируют растворами щелочей (Тепловые атомные электрические станции. Справочник. Под общей ред. В.А.Григорьева и В.М.Зорина., М., Энергоатомиздат, 1989. Стр.507-509). Применять щелочь для очистки от железа (регенерации) анионита невозможно, так как образующийся осадок гидроксида железа заполнит фильтр и сделает невозможной его эксплуатацию. Экспериментально было обнаружено, что для регенерации анионита в оксалатной форме может эффективно применяться азотная кислота.

Зависимость эффективности регенерации (удаление поглощенного смолой железа) анионита АВ-17-8 чс от концентрации азотной кислоты установлена экспериментально и приведена в таблице.

Концентрация HNO₃	Степень очистки смолы от железа за 1 цикл регенерации^а)
5	0,28
10	0,41
15	0,54
20	0,66 ^б)
40	0,56
55	0,55
а) Условия эксперимента: 2,5 мл анионита АВ-17-8 чс в оксалатной форме, поглотившего 27,75 мг железа из 50 мл раствора 2 г/л Н₂С₂O₄+0,45 г/л Fe³⁺, регенерировали 5 мл раствора HNO₃ в статических условиях при 20-25°С. б) После 2-го цикла регенерации степень очистки составила 0,88, после 3-го - 0,91.

Как видно из таблицы, минимальная концентрация HNO₃, необходимая для эффективной регенерации, составляет 15-20%.

На фиг.1 показана зависимость скорости растворения Fe₂O₃ от содержания железа в растворе 4,5 г/л Н₂С₂O₄ (навеска 740 мг Fe₂O₃, объем раствора 300 мл, t=90°С).

На фиг.2 приведена зависимость степени растворения (в%) продуктов коррозии (Fe₂О₃) от времени обработки дезактивирующим раствором 2 г/л H₂C₂O₄ при 95°С:

1 - с очисткой раствора на смоле АВ-17-8 чс;

2 - без очистки.

Эффективность способа проверена в лабораторных условиях. В 500 мл колбу с раствором 2 г/л Н₂С₂О₄ объемом 300 мл погружали навеску оксида железа (III) Fe₂O₃, содержащую 300 мг железа. (При полном растворении навески Fe₂О₃ концентрация железа в растворе должна составить 1 г/л, что соответствует реальным условиям дезактивации контуров АЭС.) Для оценки эффективности дезактивации в колбу также погружали по 2 образца из нержавеющей стали, вырезанные из оборудования, эксплуатировавшегося в контуре реакторной установки РБМК-1000 в течение 2 лет. Раствор постоянно перемешивался и выдерживался в термостате при температуре 95°С. Через каждые 0,5 часа из колбы отбирали 25 мл раствора (17% от объема раствора за 1 час, что соответствует реальным возможностям системы байпасной очистки РБМК-1000), которые пропускали через ионообменную колонку, загруженную анионитами АВ-17-8 чс, предварительно переведенными в оксалатную форму.

Раствор, пропущенный через слой смолы, возвращали в исходный раствор, таким образом в колбе поддерживали постоянный объем раствора, а концентрация растворенного железа не превышала 160 мг/л.

Для сравнения был проведен аналогичный опыт, но без очистки раствора на анионите. Результаты экспериментов приведены на фиг.2.

Как видно из фиг.2, очистка дезактивирующего раствора на анионите (кривая 1) обеспечивает практически полное растворение навески в течение 6 часов, в то время как без очистки раствора навеска растворяется лишь на 45% (кривая 2).

Сравнение дезактивируемости натурных образов показало, что без очистки раствора коэффициент дезактивации составляет К_д=10, очистка раствора повышает К_д на 20-30%.

Реализация заявляемого способа дезактивации на конкретном ядерном реакторе АЭС не потребует создания дополнительного оборудования и трубопроводов. В ходе дезактивации может быть использована штатная система ионообменных фильтров, применяемых для байпасной очистки теплоносителя. Регенерация смолы может осуществляться также с использованием штатного оборудования и трубопроводов.

1. Способ дезактивации контура ядерного реактора путем обработки внутренних поверхностей раствором щавелевой кислоты с одновременной очисткой дезактивирующего раствора от растворенных продуктов коррозии на ионообменных фильтрах, заполненных анионитом в оксалатной форме, отличающийся тем, что фильтры с анионитом в оксалатной форме периодически регенерируют раствором азотной кислоты.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что для регенерации используют 15-20%-ный раствор азотной кислоты.

Изобретение относится к области переработки отходов атомной промышленности, преимущественно твердых металлических и горючих. .

Способ дезактивации твердых йодных фильтров // 2280909

Изобретение относится к способу дезактивации твердых йодных фильтров, используемых в атомной промышленности. .

Способ локализации отработанных ионообменных смол // 2278429

Изобретение относится к области охраны окружающей среды. .

Способ переработки фторидов тяжелых металлов // 2275705

Изобретение относится к области атомной техники. .

Способ переработки металлических отходов, содержащих радионуклиды // 2268515

Изобретение относится к области обращения с твердыми радиоактивными отходами. .

Способ заплавления материалов и изделий // 2268514

Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов. .

Способ переработки отходов нейтрализации токсичных веществ и радиоактивных отходов // 2251169

Изобретение относится к области переработки биологически опасных отходов. .

Способ переработки радиоактивно загрязненного оборудования и способ производства сталей и сплавов с использованием лома металлических радиоактивных отходов // 2249056

Изобретение относится к переработке выработавшего ресурс радиоактивно загрязненного оборудования с использованием продуктов переработки в народном хозяйстве. .

Способ осушки отработавших тепловыделяющих сборок // 2246145

Изобретение относится к области обращения с отработавшим ядерным топливом. .

Способ обработки радиоактивного графита // 2239899

Изобретение относится к способам обработки радиоактивного графита. .

Способ химической дезактивации оборудования атомных электрических станций // 2338278

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано для дезактивации радиоактивно загрязненного оборудования атомных электрических станций (АЭС)

Способ подготовки радиоактивных ионообменных смол к иммобилизации в монолитные структуры // 2353011

Устройство для включения высокоактивных источников ионизирующего излучения в металлические матрицы // 2377676

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, в частности к устройствам для переработки высокоактивных источников ионизирующего излучения путем включения их в металлическую матрицу непосредственно в хранилище, и может быть использовано на централизованных пунктах захоронения радиоактивных отходов

Способ обработки радиоактивно зараженных металлических и графитовых отходов уран-графитовых ядерных реакторов // 2435241

Изобретение относится к области обращения с радиоактивно заряженными материалами, а именно с радиоактивно загрязненными металлическими и графитовыми отходами, и предназначено для использования на атомных электростанциях, на предприятиях радиохимического производства и пунктах захоронения радиоактивных отходов

Способ переработки облученного ядерного топлива // 2459299

Изобретение относится к способам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) с целью выделения и локализации трития и может быть использовано в атомной промышленности при переработке ОЯТ

Способ очистки кубовых остатков жидких радиоактивных отходов от радиоактивного кобальта и цезия // 2467419

Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, вопросов обращения с жидкими радиоактивными отходами (ЖРО)

Обработка углеродсодержащих радиоактивных отходов // 2486617

Изобретение относится к обработке углеродсодержащих радиоактивных отходов

Способ электрокинетической дезактивации твердой пористой среды // 2516455

Заявленное изобретение относится к способу электрокинетической дезактивации твердой пористой среды. Заявленный способ включает выделение загрязняющих веществ, присутствующих в этой твердой среде, в электролит, имеющий вид в основном неорганического геля, причем это выделение осуществляют путем пропускания электрического тока между двумя электродами, расположенными на поверхности и/или внутри твердой среды При этом контакт между, по меньшей мере, одним из этих электродов и указанной твердой средой обеспечивает слой указанного геля, высыхание геля, содержащего выделенные таким образом загрязняющие вещества до получения ломкого сухого остатка и удаление полученного таким образом сухого остатка указанной твердой среды. Техническим результатом является повышение эффективности дезактивация цементных матричных материалов, в частности, при демонтаже военных или промышленных сооружений, в частности, ядерных установок или для обработки сооружений, которые могли бы быть заражены экотоксичными химическими веществами или радиоактивными веществами, обеззараживании геологических почв, отложений и ила.14 з. п ф-лы, 9ил.

Способ регенерации твердого йодного фильтра // 2530058

Изобретение относится к способу регенерации твердого фильтра, содержащего йод в форме йодида и/или йодата серебра и возможно физически сорбированный молекулярный йод в твердом фильтре, содержащем серебро в форме нитрата. Cпособ включает следующие стадии. 1. Извлечение из фильтра йода путём его обработки основным водным раствором, содержащим восстанавливающий агент, и отделение фильтра от основного водного раствора. 2. Извлечение серебра из фильтра, полученного на стадии 1), приведением этого фильтра в контакт с кислым водным раствором и отделение фильтра от кислого водного раствора. 3. Пропитку серебром фильтра, полученного на стадии 2), приведением этого фильтра в контакт с раствором нитрата серебра и сушку фильтра. Изобретение обеспечивает возможность повторного использования отработанных фильтров и сокращение объемов отходов. 9 з.п. ф-лы, 3 пр.

Нанокомпозитный твердый материал на основе гекса- и октацианометаллатов, способ его приготовления и способ фиксации минеральных загрязнителей с использованием упомянутого материала // 2541474

Изобретение относится к нанокомпозитному твердому материалу на основе гекса- и октацианометаллатов, способам их получения и применгению в качестве минеральных фиксаторов. Предложен нанокомпозитный твердый материал, содержащий наночастицы металлокоординационного полимера с лигандами CN, содержащий катионы Mn+, где М является переходным металлом и n равняется 2 или 3; и анионы [М'(CN)m]x-, где М' является переходным металлом, x равняется 3 или 4, m равняется 6 или 8; причем упомянутые катионы Mn+ координационного полимера связаны через металлоорганическую связь с органической группой органической прививки, химически прикрепленной внутри пор пористого стеклянного носителя, и поры пористого стекла получены селективным химическим травлением боратной фазы твердого боросиликатного стекла. Технический результат - предложенный материал имеет воспроизводимый и контролируемый состав и свойства, что обеспечивается надежностью способа получения, и имеет отличные связывающие свойства. 3 н. и 33 з.п. ф-лы, 4 ил., 4 пр.