Способ дезактивации радиационно-легированного кремния

Изобретение относится к дезактивации легированного кремния и может найти применение при его промышленном производстве на энергетических реакторах. При последовательной двухстадийной обработке щелочным окислительным раствором, содержащим гидроокись натрия, и раствором щавелевой кислоты на обеих стадиях используются окислительные растворы на основе перекиси водорода. Вторая стадия проводится не позднее 5÷30 минут после окончания первой. На первой стадии предпочтительно использовать окислительный раствор состава: 10-50 г/л NaOH+20÷30 г/л Н2О2, а на второй стадии - окислительный раствор состава: 20-50 г/л Н2С2O4+20÷30 г/л H2O2. Использование предлагаемого изобретения позволяет проводить дезактивацию кремния при комнатной температуре со степенью удаления активности, равной примерно 100%, причем на поверхности кремния не происходит образования вторичных отложений, ухудшающих его полупроводниковые свойства, и получать кремний, пригодный к использованию в любой отрасли промышленности. 2 з.п. ф-лы, 1 табл.

 

Заявляемое изобретение относится к дезактивации легированного кремния и может найти применение при его промышленном производстве на энергетических реакторах.

Принципиальной основой метода радиационного легирования кремния является превращение ядер кремния-30 в фосфор-31 под воздействием тепловых нейтронов, в водоохлаждаемых каналах ядерного реактора, например РБМК-1000. В результате облучения нейтронами слитки кремния приобретают большую объемную и поверхностную радиоактивность. Объемная радиоактивность обусловлена в основном нестабильными изотопами 31Si и 32Р. Поверхностная радиоактивность обусловлена адсорбцией поверхностью кремния примесей радионуклидов 24Na, 51Cr, 54Mn, 59Fe, 60Co и др. из воды, находящейся в облучательном канале. Для получения пригодного к использованию радиационно-легированного кремния требуется дезактивация его поверхности. Процесс дезактивации осложняется рядом особенностей, характерных для поверхности монокристаллического кремния. Прежде всего, на воздухе кремний покрывается сплошной пленкой оксида кремния (SiO2). Оксид кремния придает поверхности повышенную сорбционную активность, вследствие чего на ней осаждаются и удерживаются различные радиоактивные загрязнения из окружающей среды. Кроме того, оксид кремния обладает гидрофобными свойствами, плохо смачивается водой и трудно растворяется в растворах кислот, что затрудняет дезактивацию. Адсорбированные поверхностью радионуклиды диффундируют в приповерхностный слой кремния, что приводит к увеличению объемной активности.

Известен способ дезактивации (Патент РФ №2119688), заключающийся в обработке поверхности слитков кремния щелочным окислительным раствором 10÷100 ХОН+0,5÷5 г/л X2S2O8, где Х - щелочной металл.

Недостатками данного способа являются:

- низкая эффективность дезактивации;

- образование на поверхности кремния, после проведения дезактивации, вторичных отложений, состоящих в основном из силиката натрия (жидкое стекло), что приводит к ухудшению полупроводниковых характеристик легированного кремния и обуславливает необходимость его механической обработки после проведения дезактивации;

- повышенная температура обработки (80÷100°С).

Известен также способ дезактивации, заключающийся в обработке поверхностей растворами азотной и щавелевой кислот с добавками фторидов (Ампелогова Н.И. и др. Дезактивация в ядерной энергетике, М., Энергоатомиздат, 1982 г., с.124). Способ эффективен для удаления труднорастворимых радиоактивных оксидов с поверхности нержавеющей стали.

Недостатком способа является то, что он не может быть использован для дезактивации кремния в условиях АЭС из-за высокой коррозионной активности реагентов и невозможности переработки образующихся при дезактивации жидких радиоактивных отходов по штатной технологии.

Наиболее близким аналогом является способ дезактивации (Ампелогова Н.И. и др. Дезактивация в ядерной энергетике, М., Энергоатомиздат, 1982 г., с.135, 183-185), заключающийся в последовательной двухстадийной обработке поверхности кремния сначала окислительным раствором щелочного перманганата калия, а затем раствором щавелевой кислоты. Использование данного способа позволяет эффективно дезактивировать поверхности углеродистых и нержавеющих сталей, циркония, латуни и бронзы.

Недостатками способа является:

- низкая эффективность дезактивации кремния, особенно при глубоком загрязнении, что не позволяет получить материал пригодный для неограниченного использования;

- необходимость повышенной температуры обработки (70÷100°С), что увеличивает себестоимость легированного кремния;

- ухудшение полупроводниковых характеристик легированного кремния после проведения дезактивации из-за образования на его поверхности соединений марганца.

Задачей, решаемой изобретением, является повышение эффективности способа дезактивации, снижение трудозатрат.

Сущность настоящего изобретения состоит в том, что в способе дезактивации радиационно-легированного кремния путем последовательной двухстадийной обработки щелочным окислительным раствором, содержащим гидроокись натрия и раствором щавелевой кислоты, предложено на обеих стадиях использовать окислительные растворы на основе перекиси водорода, а вторую стадию проводить не позднее 5÷30 минут после окончания первой. Кроме того, предложено на первой стадии использовать окислительный раствор состава: 10÷50 г/л NaOH+20÷30 г/л Н2О2, а на второй стадии - окислительный раствор состава: 20÷50 г/л Н2С2O4+20÷30 г/л Н2O2.

В предлагаемом способе использованы следующие отличительные признаки:

Признак 1 - дезактивация радиационно-легированного кремния проводится последовательной двухстадийной обработкой окислительными растворами на основе перекиси водорода, причем обработка вторым раствором должна проводится через 5÷30 минут после первой обработки.

Признак 2 - для обработки на первой стадии использован окислительный раствор, содержащий 10÷50 г/л NaOH+20÷30 г/л H2O2.

Признак 3 - для кислотной обработки использован окислительный раствор, содержащий 20÷50 г/л Н2С2O4+20÷30 г/л H2O2.

В порядке обоснования соответствия заявленной совокупности признаков изобретения критериям "новизна", ″изобретательский уровень" приводим следующее:

По признаку 1. Как следует из данных, приведенных в таблице, обработка легированного кремния только окислительными растворами с использованием только первой или второй стадий (эксперименты №3, 4) не обеспечивает необходимую степень дезактивации. Кроме того, при обработке легированного кремния только окислительным раствором, содержащим гидроокись натрия и перекись водорода, на поверхности образуются вторичные отложения, состоящие из силиката натрия (эксперименты №4-7). К положительному эффекту приводит только последовательная обработка окислительными растворами: вначале окислительным раствором, содержащим гидроокись натрия и перекись водорода, а затем окислительным раствором, содержащим щавелевую кислоту и перекись водорода, причем промежуток времени между обработками не должен превышать 30 минут. В противном случае на поверхности остается пленка вторичных отложений (эксперимент №14), что ухудшает полупроводниковые характеристики легированного кремния. Начать обработку кремния кислотным раствором ранее, чем за 5 минут не представляется возможным из-за необходимости проведения операций по извлечению и транспортировке кремния.

По признаку 2. Экспериментальные результаты, приведенные в табл.2, показывают, что оптимальные концентрации реагентов в щелочном окислительном растворе составляют для NaOH - 10÷50 г/л, для Н2O2 - 20÷30 г/л, причем положительный эффект наблюдается только при совместном присутствии в растворе гидроокиси натрия и перекиси водорода. При обработке кремния растворами, содержащими только гидроокись натрия или перекись водорода, степень удаления радиоактивных загрязнений незначительна и составляет соответственно 80% и 40%. При концентрациях NaOH менее 10 г/л и H2O2 менее 20 г/л эффективность дезактивации резко снижается. Увеличение концентрации NaOH более 50 г/л и H2O2 более 30 г/л не дает дополнительного эффекта (эксперимент №12) и является экономически нецелесообразным.

По признаку 3. Из данных, приведенных в табл.3, следует, что минимальная концентрация щавелевой кислоты и перекиси водорода в кислотном окислительном растворе составляет 20 г/л. Увеличение концентраций Н2С2O4 более 50 г/л или Н2O2 более 30 г/л не дает дополнительного эффекта по удалению радионуклидов с поверхности легированного кремния (эксперимент №12).

Пример. Для проведения дезактивации использовали партию слитков радиационно-легированного кремния, облученных потоком тепловых нейтронов (флюенс 3,58-4,29·1017 н·см-2) в реакторе РБМК-1000, с поверхностным загрязнением от 250 до 310 Бк/см2. Для обеспечения радиационной безопасности и устранения объемной радиоактивности облученные слитки кремния, находящиеся в облучательном контейнере, погружали в приреакторный бассейн и выдерживали в течение времени, соответствующего не менее 10 периодам полураспада радионуклидов 31Si и 32P. После выдержки в течение 5-ти суток и спада объемной активности слитки кремния выгружали из облучательного контейнера, укладывали в ложементы, не допускающие взаимного соприкосновения слитков, и подвергали дезактивации для удаления поверхностной радиоактивности. Отмывка поверхностной радиоактивности кремния проводилась в раздельных ваннах в два этапа: 1-й этап при комнатной температуре в течение 60 мин в щелочном окислительном растворе заявленного состава. Данная обработка предназначена для удаления основной массы радиоактивных загрязнений вместе с пленкой двуокиси кремния. Второй этап отмывки выполнялся при комнатной температуре в течение 60 мин в кислотном окислительном растворе. Обработка данным раствором позволяет дополнительно повысить эффективность дезактивации и удалить с поверхности слитка кремния силикат натрия, образующийся после воздействия щелочного окислительного раствора.

После отмывки слитков в дезактивирующих растворах производилась отмывка кремния чистой водой и сушка.

Эффективность дезактивации определяли по степени удаленной активности β, %:

β=(Аначкон)/Анач·100,%

где Анач, Акон - удельная активность до и после обработки, Бк/см2

и коэффициенту дезактивации Кд:

Кд=Аначкон.

Результаты испытаний приведены в таблице.

Из данных, приведенных в таблице, видно, что использование предлагаемого изобретения позволяет проводить дезактивацию кремния при комнатной температуре со степенью удаления активности (β), равной примерно 100%, причем на поверхности кремния не происходит образования вторичных отложений, ухудшающих его полупроводниковые свойства, и получать кремний, пригодный к использованию в любой отрасли. При этом применяемые реагенты широко используются на атомных электростанциях и легко перерабатываются по штатной технологии с другими жидкими радиоактивными отходами. Эффективность дезактивации радиационно-легированного кремния по предлагаемому способу и способу - ближайшему аналогу проиллюстрирована на примерах, приведенных в таблице.

Таблица
№ п/пСпособ дезактивацииТемпература,

°С
Степень удаленной активности, %Примечание
14567
11. 50 г/л NaOH + 5 г/л КмnO4, τ - 1 ч 9090на поверхности следы марганца
2. 10 г/л Н2С2O4, τ - 1 ч (ближайший аналог)(10)
21. 100 г/л NaOH + 20 г/л КмnO4, τ - 2 ч9095на поверхности следы марганца
2. 30 г/л Н2С2O4, τ - 2 ч (ближайший аналог)(20)
350 г/л Н2С2O4 + 30 г/л Н2O22080
(5)
4100 г/л NaOH + 30 г/л Н2O22099,45на поверхности следы силиката натрия
(182)
550 г/л NaOH + 30 г/л Н2O22099,4на поверхности следы силиката натрия
(167)
610 г/л NaOH + 30 г/л Н2O22098,94на поверхности следы силиката натрия
(96)
75 г/л NaOH + 30 г/л Н2O22096,42на поверхности следы силиката натрия
(28)
81. 10 г/л NaOH + 20 г/л Н2O22099,94следы силиката натрия не обнаружены
2. 10 г/л Н2С2O4 + 20 г/л Н2O2 промежуток времени между кислотной и щелочной обработками - 15 мин(1670)
91. 50 г/л NaOH + 30 г/л Н2O22099,95следы силиката натрия не обнаружены
2. 50 г/л Н2С2O4 + 30 г/л Н2O2 промежуток времени между кислотной и щелочной обработками - 15 мин.(2000)

Продолжение таблицы

14567
101. 5 г/л NaOH + 30 г/л Н2O22099на поверхности следы силиката натрия
2. 15 г/л Н2С2O4 + 30 г/л Н2O2 промежуток времени между кислотной и щелочной обработками - 15 мин(100)
111. 50 г/л NaOH + 10 г/л H2O22099на поверхности следы силиката натрия
2. 50 г/л Н2С2O4 + 10 г/л Н2O2 промежуток времени между кислотной и щелочной обработками - 15 мин(100)
121. 70 г/л NaOH + 40 г/л Н2O22099,94следы силиката натрия не обнаружены
2. 70 г/л H2C2O4 + 40 г/л H2O2 промежуток времени между кислотной и щелочной обработками - 30 мин(1670)
131. 50 г/л NaOH + 30 г/л H2O22099,95следы силиката натрия не обнаружены
2. 50 г/л Н2С2O4 + 30 г/л H2O2 промежуток времени между кислотной и щелочной обработками - 5 мин(2000)
141. 50 г/л NaOH + 30 г/л Н2О22099,92на поверхности следы силиката натрия
2. 50 г/л Н2С2O4 + 30 г/л Н2O2 промежуток времени между кислотной и щелочной обработками - 45 мин(1250)

1. Способ дезактивации радиационно-легированного кремния путем последовательной двухстадийной обработки щелочным окислительным раствором, содержащим гидроокись натрия и раствором щавелевой кислоты, отличающийся тем, что на обеих стадиях используют окислительные растворы на основе перекиси водорода, причем вторую стадию проводят не позднее 5÷30 мин после окончания первой.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что на первой стадии используют окислительный раствор состава: 10÷50 г/л NaOH+20÷30 г/л Н2О2.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что на второй стадии используют окислительный раствор состава: 20÷50 г/л Н2С2O4+20÷30 г/л Н2О2.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к способам очистки русел малых рек криолитозоны с сезонным стоком от донных отложений, загрязненных радионуклидами, и обращения с твердыми радиоактивными отходами.
Изобретение относится к области охраны окружающей среды, в частности к дезактивации грунтов, почв и техногенных объектов, и предназначено для очистки грунтов от радионуклидов цезия, стронция, кобальта.

Изобретение относится к устройствам хранения радиоактивных отходов. .

Изобретение относится к области неорганической химии, в частности к химической технологии неорганических веществ, и может быть использовано для обезвреживания, переработки отходов, образующихся при хлорировании лопаритовых концентратов - отработанного расплава солевого оросительного фильтра.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно способам дезактивации, и может быть использовано для дезактивации внутренних поверхностей оборудования первых контуров ядерных энергетических установок, например, с водным теплоносителем.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно способам дезактивации, и может быть использовано для дезактивации внутренних поверхностей оборудования первых контуров ядерных энергетических установок, например, с водным теплоносителем.
Изобретение относится к области сорбционной технологии извлечения радионуклидов из водных сред и может быть использовано для очистки сбросных растворов радиохимических производств, природных водных растворов от опасных радиоактивных загрязнителей путем их извлечения в сорбент.
Изобретение относится к способам очистки сточных вод атомных электростанций и может быть использовано для очистки сточных вод от радиоактивных примесей, например оксалатов и трилонатов железа и других металлов.

Изобретение относится к области дезактивации твердых радиоактивных отходов, переработки жидких радиоактивных отходов и фиксации радиоактивных элементов в устойчивой твердой среде.

Изобретение относится к области ядерной энергетики и предназначено для повышения уровня безопасности реакторов большой мощности канальных

Изобретение относится к области дезактивации, в частности к дезактивации внутренних поверхностей крупногабаритного оборудования ядерных энергетических установок

Изобретение относится к композиции, позволяющей получение гелеобразной водной пены, способной деконтаминировать, очищать и обезжиривать радиоактивную поверхность

Изобретение относится к области металлургии, в частности гидрометаллургическим способам переработки и дезактивации радиоактивных отходов редкометального производства

Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов
Изобретение относится к области переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), а именно к способам концентрирования ЖРО методом упаривания (термической дистилляции) и отверждения радиоактивных концентратов
Изобретение относится к полимерной композиции для фиксации радионуклидов, в том числе 133Ва, 134Eu и 36Cl, которая может быть использована в ядерной технике с целью недопущения их выхода в окружающую среду с последующим ее заражением

Изобретение относится к охране окружающей среды и может быть использовано для защиты от загрязнения токсичными или радиоактивными веществами подземных питьевых вод, грунтов и почв в районах размещения технических отходов

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

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

Изобретение относится к дезактивации легированного кремния и может найти применение при его промышленном производстве на энергетических реакторах

Наверх