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

Авторы патента:

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

Владельцы патента RU 2435241:

Открытое акционерное общество "Свердловский научно-исследовательский институт химического машиностроения" (ОАО "СвердНИИхиммаш") (RU)

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 обработки радиоактивно зараженных металлических и графитовых отходов уран-графитовых ядерных реакторов включает загрузку радиоактивно зараженных металлических отходов и флюса в печь, расплавление металлических отходов, удаление расплава и образовавшегося шлакофлюса из печи. До загрузки радиоактивно зараженных металлических отходов в печь загружают слой радиоактивно зараженного графита и зажигают его в окислительной среде генерируемой плазмотроном печи плазмой, после чего отключают плазмотрон и осуществляют загрузку в печь фрагментированных радиоактивно зараженных металлических отходов и флюса сверху вниз поочередно и послойно. Изобретение позволяет свести до минимума объем вторичных радиоактивных отходов, сократить энергетические затраты, исключить возможность возникновения аварийной ситуации. 1 ил.

Изобретение относится к области обращения с радиоактивно зараженными материалами, а именно с радиоактивно загрязненными металлическими и графитовыми отходами.

Изобретение может быть использовано на атомных электростанциях, на предприятиях радиохимического производства и пунктах захоронения (хранения) радиоактивных отходов с целью дезактивации демонтированных радиоактивно загрязненных узлов уран-графитовых ядерных реакторов.

Проблема обращения с радиоактивно зараженными оборудованием и материалами уран-графитовых реакторов, особенно с металлами и графитом, актуальна, так как в России и странах мирового сообщества ряд реакторов данного типа либо выработал штатный ресурс и остановлен, либо близок к выработке ресурса.

В ядерной энергетике России имеются восемнадцать действующих энергоблоков с реактором РБМК, четыре энергоблока с реакторами ЭГП-6 и два остановленных реактора АМБ-100 и АМБ-200 Белоярской атомной электростанции. Кроме того, в России остановлены 13 промышленных уран-графитовых реакторов. Следовательно, в обозримом будущем (даже при условии продления срока службы энергоблоков) необходимо иметь надежные способы обращения с большими массами облученных металлов и графита для получения уже дезактивированных продуктов.

Более того, одной из немаловажных задач при осуществлении обработки радиоактивно зараженных металлов и графита является обеспечение малых объемов образующихся при этом вторичных отходов, подлежащих захоронению (или хранению). А этим обусловливается и сокращение производственных площадей для мест захоронения (или хранения) вторичных отходов, и сокращение капитальных и эксплуатационных затрат.

Рассмотрим, как решаются указанные задачи в известных из уровня техники технических решениях, аналогичных заявляемому способу.

При проведении заявителем патентных исследований были выявлены технические решения, относящиеся к обработке радиоактивно зараженных металлических и графитовых отходов.

Известен способ удаления радиоактивного материала с металлического изделия (см. патент Великобритании №2266002, кл. G21F 9/28, 1992), в соответствии с которым «металлическое изделие помещают в печь и расплавляют. Радиоактивные примеси переходят в шлак, а расплав удаляют из печи. Перед загрузкой в печь к загрязненному металлическому изделию добавляют нерадиоактивный материал для снижения уровня радиоактивного загрязнения до приемлемой величины».

Данный способ имеет весьма значительный недостаток - это добавление нерадиоактивного материала к загрязненному металлическому изделию для снижения уровня радиоактивного загрязнения. А это значит, что радиоактивным станет и добавленный материал. Задача по уменьшению объемов получаемых после обработки вторичных радиоактивных отходов известным способом не решена. Отсюда и увеличение площади захоронения (хранения) вторичных отходов, и рост капитальных и эксплуатационных затрат.

Известен способ переработки высокоактивных графитсодержащих отходов путем отделения графита от радионуклидов (см. авт. свид. СССР №1718277, кл. G21F 9/32, 1989), включающий окисление и доокисление графитсодержащих отходов, при этом окисление и доокисление твердых графитсодержащих отходов проводят в режиме беспламенного горения при температуре 620-680°C, доокисленные отходящие газы последовательно подвергают операциям десублимации и сублимации, отделенный в результате сублимации углекислый газ абсорбируют водным раствором гидроокиси кальция, а аэрозоль, содержащий высокоактивные радионуклиды, подпитывают газообразным кислородом и направляют в голову процесса, на стадию окисления.

Анализ формулы данного изобретения показывает, что способ очень сложен в реализации: много разных операций, необходимость соблюдения строго заданного температурного режима для обеспечения беспламенного горения, осуществление прямо противоположных процессов «сублимация-десублимация», абсорбция газа раствором, подпитывание газообразным кислородом и возврат в процесс окисления (в голову процесса) аэрозоля, содержащего высокоактивные радионуклиды. Более того, использование жидкого абсорбента, во-первых, создает проблему переработки жидких радиоактивных отходов, а во-вторых, увеличивает (а не минимизирует) объемы радиоактивных отходов, подлежащих захоронению. Но самый главный недостаток этого способа в том, что при горении графита происходит интенсивное тепловыделение, приводящее к опасному разрушению стенки аппарата, в котором осуществляется процесс.

Наиболее близким аналогом заявляемого способа является способ дезактивации радиоактивных отходов металлов (см. авт. свид. СССР №1389565, кл. G21F 9/30, 1986), принятый в качестве прототипа. Способ «включает плавление и перегрев радиоактивных отходов меди в присутствии рафинирующих флюсов, в качестве которых используют мета-полифосфаты щелочных металлов в количестве 1-10% от загрузки металла, а перегрев ведут в пределах 1083-1400°C».

В данном известном техническом решении действительно может быть достигнута дезактивация радиоактивных отходов меди за счет выхода радионуклидов из расплавленного металла и дальнейшей фиксации их в шлаке, а образовавшийся шлакофлюс «можно непосредственно без переработки захоранивать в сухих могильниках».

Однако при осуществлении такого способа велики энергозатраты на создание индукционного электрического поля, способного обеспечить очень высокие температуры - от 1083 до 1400°С для расплавления металла, но кроме этого необходимо поддерживать этот температурный режим в течение довольно длительного времени, чтобы все образующиеся шлаки - окалина, окислы, технологические отложения и радионуклиды перешли во флюс.

Из приведенного анализа известных способов напрашивается вывод, что они не могут быть применены для обработки радиоактивно зараженных металлических и графитовых отходов уран-графитовых ядерных реакторов из-за больших затрат и увеличения объемов вторичных отходов.

В заявляемом способе такие недостатки отсутствуют, более того, именно совместная обработка радиоактивно зараженных металлических и графитовых отходов позволяет минимизировать объемы вторичных отходов, снизить энергозатраты, капитальные и эксплуатационные затраты на переработку и избежать аварийной ситуации.

Подтверждение тому - приведенное ниже описание заявляемого способа.

Заявляемый способ, как и прототип, включает загрузку радиоактивно зараженных металлических отходов и флюса в печь, расплавление металла, удаление расплава и образовавшегося шлакофлюса из печи.

Заявляемый способ отличается тем, что до загрузки радиоактивно зараженных металлических отходов в печь загружают слой радиоактивно зараженного графита и зажигают его в окислительной среде генерируемой плазмотроном печи плазмой, после чего отключают плазмотрон и осуществляют загрузку в печь фрагментированных радиоактивно зараженных металлических отходов и флюса сверху вниз поочередно и послойно.

Заявляемое техническое решение соответствует всем условиям патентоспособности изобретения, так как:

в качестве изобретения заявляется процесс осуществления действий над материальными объектами (радиоактивно зараженными металлами, радиоактивно зараженным графитом и флюсом) с помощью материальных средств (печи, имеющей все конструктивные элементы, реализующие способ);

способ является новым, так как совокупность существенных признаков его не известна из уровня техники. При проведении заявителем патентных исследований не обнаружены технические решения, тождественные заявляемому по совокупности существенных признаков, что подтверждается и приведенными выше описаниями аналогов;

способ промышленно применим, так как он может быть использован в промышленности. Сам способ и каждый из признаков его воспроизводимы; вся совокупность признаков и каждый отдельно взятый признак формулы способа не противоречат использованию способа в производстве, что подтверждается приведенным ниже описанием осуществления заявляемого способа;

способ имеет изобретательский уровень, так как для специалиста он явным образом не следует из уровня техники. При осуществлении заявляемого способа достигаются необыкновенные технические результаты: радиоактивно зараженный графит самоочищается от радиоактивности, снимая при этом радиоактивность и с металлических отходов. Вторичным радиоактивным отходом остается только образовавшийся из флюса, окалины, окислов, технологических отложений и радионуклидов шлакофлюс, объем которого намного меньше, чем объем поступивших на обработку исходных продуктов.

Для осуществления способа необходимо использование шахтной печи, изображение которой представлено на прилагаемом к заявочной документации чертеже - схематичное изображение общего вида печи в разрезе. Печь должна быть изготовлена в соответствии с требованиями ядерно-безопасного исполнения. Печь содержит корпус 1, верхняя часть которого оснащена патрубком 2 загрузки флюса, патрубком 3 загрузки фрагментированных радиоактивно зараженных металлических отходов, патрубком 4 загрузки радиоактивно зараженного графита и патрубком 5 для отвода газа(ов). Нижняя часть корпуса 1 снабжена плазмотроном 6, патрубком 7 для ввода окислительной среды, например воздуха или смеси кислорода и азота, патрубком 8 отвода чистого расплава металла и патрубком 9 отвода образовавшегося шлакофлюса.

Осуществляют заявляемый способ следующим образом. Первым сверху вниз внутрь корпуса 1 через патрубок 4 загружают слой 10 радиоактивно зараженного графита из демонтированного уран-графитового ядерного реактора. Затем расположенный в донной части печи слой 10 радиоактивно зараженного графита зажигают с помощью струи плазмы, генерируемой плазмотроном 6, установленным в нижней части корпуса в непосредственной близости к графиту. Одновременно с зажиганием в печь через патрубок 7 подают окислительную среду, в качестве которой используют воздух или смесь кислорода и азота в заданном соотношении их в смеси. Радиоактивно зараженный графит воспламеняется и горит. Благодаря выделяющемуся при горении радиоактивно зараженного графита экзотермическому теплу пространство в печи нагревают до температуры от 1200 до 1400°C. Тогда в корпус 1 через патрубок 3 загружают сверху вниз слой 11 фрагментированных радиоактивно зараженных металлических отходов (фрагментированные детали и узлы демонтированного уран-графитового ядерного реактора) непосредственно на слой 10 горящего графита, а через патрубок 2 - слой 12 флюса непосредственно на слой 11 металлических отходов.

Радиоактивно зараженный графит сгорает, а радиоактивно зараженные металлические отходы и флюс при указанной температуре расплавляются. При этом из графита и расплавленных металлических отходов выделяются радионуклиды, окалина, окислы, технологические осаждения, которые за счет физической адсорбции и хемосорбции оседают во флюсе. Кроме того, за счет действия закона равновесия Нернста активность с жидкой поверхности расплавленных металлов экстрагируется флюсом. В результате образуется шлакофлюс в расплавленном виде и очищенный от радиоактивности расплав металлов. Отходящий аэрозольсодержащий газ также проходит через слой 12 флюса, очищаясь во флюсе от радиоактивных аэрозолей, и, пройдя через патрубок 5, удаляется из печи на дальнейшую переработку. Расплав металлов дозированно удаляют из печи по патрубку 8 в изложницу и отправляют, при необходимости, на переплавку. Также дозированно удаляют расплав шлакофлюса из печи через патрубок 9 и далее в транспортном контейнере отправляют на отверждение и последующее захоронение в специальных могильниках.

Таким образом, предлагаемый для патентной защиты способ обработки радиоактивно зараженных металлических и графитовых отходов по сравнению с известными из уровня техники решениями эффективен во многих аспектах:

1) сведен до минимума объем вторичных радиоактивных отходов благодаря тому, что введенный в процессе обработки радиоактивно зараженный графит полностью сгорает и в качестве вторичного отхода выступает только шлакофлюс;

2) сокращены энергетические затраты, так как радиоактивно зараженный участник процесса обработки - графит одновременно является энергоносителем и с его помощью осуществляется необходимая обработка радиоактивно зараженных металлических отходов;

3) исключена возможность возникновения аварийной ситуации, связанной с термическим перегревом и последующим разрушением стенки аппарата, так как потребителями всех излишков тепла являются участвующие в процессе радиоактивно зараженные металлические отходы и флюс, тем более что в расплавленном флюсе процесс смачивания-растворения радионуклидов, окислов, окалины и аэрозолей из газов происходит намного эффективнее.

Следует отметить и такой положительный момент. По заявляемому способу процесс обработки радиоактивно зараженных металлических и графитовых отходов может быть непрерывно действующим, так как температура в аппарате не может снизиться мгновенно и тепла, образующегося при переработке первого «сэндвича» из графита, металлов и флюса, будет достаточно для зажигания радиоактивно зараженного графита из загруженных в печь на обработку последующих таких же «сэндвичей».

Способ обработки радиоактивно зараженных металлических и графитовых отходов уран-графитовых ядерных реакторов, включающий загрузку радиоактивно зараженных металлических отходов и флюса в печь, расплавление металла, удаление расплава металла и образовавшегося шлакофлюса из печи, отличающийся тем, что до загрузки радиоактивно зараженных металлических отходов в печь загружают слой радиоактивно зараженного графита и зажигают его в окислительной среде генерируемой плазмотроном печи плазмой, после чего отключают плазмотрон и осуществляют загрузку в печь фрагментированных радиоактивно зараженных металлических отходов и флюса сверху вниз поочередно и послойно.

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

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 дезактивации контура ядерного реактора // 2285963

Изобретение относится к области дезактивации. .

Способ переработки радиоактивных отходов и печь для его осуществления // 2282907

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 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.

Способ удаления ядерного топлива из контуров исследовательских и энергетических ядерных реакторов // 2547822

Изобретение относится к средствам удаления двуокиси урана, используемой в качестве ядерного топлива, из теплоносителя первого и основных контуров исследовательских и энергетических ядерных реакторов. В заявленном способе обработку контуров проводят оксалатно-перекисными растворами с величиной pH=6,5÷7,0. При этом обработку контуров ведут в определенной последовательности технологических операций, после выполнения которых происходит полное растворение двуокиси урана. Техническим результатом является десятикратное повышение скорости растворения двуокиси урана, что сокращает время простоя реактора энергетической установки, не без заметного воздействия на конструкционные материалы контуров и коррозионных радиоактивных отложений на внутренних поверхностях оборудования контуров, что позволяет избежать нарушения установившегося тепломассообмена между теплоносителем и твердой фазой, а также дополнительного увеличения активности жидких радиоактивных отходов. 1 ил., 2 табл., 2 пр.

Способ измерения активности пробы водного раствора по 60со и система для его осуществления // 2561707

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для оценки и контроля радиационно-экологической обстановки на АЭС и радиохимических производствах в ходе переработки радиоактивных отходов, а также в районах ядерных аварий на суше и на море. В заявленном способе измерения активности пробы водного раствора кубового остатка по Co60 после завершения каждой стадии переработки кубового остатка перед поступлением на следующую стадию предусмотрена проверка остаточного содержания 60Co и, пока оно не установлено, следующая стадия не начинается. Техническим результатом является возможность определения радиоактивности по 60Co при условии его низкого содержания в растворе в процессе химической обработки раствора и его фильтрации, повышение эффективности и скорости измерения, а также ускорение переработки кубового остатка. 2 н.п. ф-лы, 2 ил.

Способ очистки опускных трубопроводов барабан-сепараторов ядерного канального реактора // 2568895

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к способам очистки внутренних поверхностей трубопроводов от радиоактивных загрязнений, например опускных трубопроводов барабан-сепараторов контура многократной принудительной циркуляции ядерного канального реактора, и может быть использовано при проведении ремонтных и регламентных работ на энергоблоках атомных электростанций. В способе очистки опускных трубопроводов барабан-сепараторов ядерного канального реактора путем промывки водой промывку опускных трубопроводов каждого барабан-сепаратора производят поочередно чистой, химически обессоленной водой, подаваемой с расходом 200…250 м3/ч в течение 12…14 минут. Кроме того, разделяют общее время промывки на две стадии. Первую промывку проводить с расходом 240…250 м3/ч в течение 7…8 минут, а вторую - с расходом 200…210 м3/ч в течение 5…6 минут. Технический результат - сокращение продолжительности очистки в 4…5 раз, снижение объема используемой воды для очистки опускных трубопроводов всех барабан-сепараторов 8…10 раз. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.

Способ обработки металлических радиоактивных отходов, образованных при переработке ядерного топлива водо-водяных реакторов и реакторов рбмк // 2569998

Изобретение относится к способу обработки твердых радиоактивных отходов, образованных при переработке ядерного топлива водо-водяных реакторов и реакторов РБМК. Способ заключается в хлорировании отходов молекулярным хлором при температуре 400-500°С и разделении полученных продуктов, при этом огарок и отфильтрованные пылевидные продукты направляют в пурекс-процесс, газовую смесь с целью очистки от ниобия и других легирующих элементов обрабатывают водородом при температуре 450-550°С и пропускают через керамический фильтр, нагретый до 500-550°С, очищенный тетрахлорид циркония кристаллизуют в конденсаторе при температуре не выше 150°С. Изобретение обеспечивает минимизацию объема и перевод большей радиоактивных отходов в более безопасные категории, а также снижение затрат, связанных с захоронением отходов. 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.