Способ переработки нитратсодержащих жидких радиоактивных отходов

Авторы патента:

Горбунова Ольга Анатольевна (RU)

Соколова Дияна Шамилевна (RU)

Трегубова Варвара Евгеньевна (RU)

Ершов Борис Григорьевич (RU)

Сафонов Алексей Владимирович (RU)

Назина Тамара Николаевна (RU)

Герман Константин Эдуардович (RU)

G21F9/00 - Обработка материалов с радиоактивным заражением; устройства для устранения радиоактивного заражения таких материалов

Владельцы патента RU 2552845:

Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт физической химии и электрохимии им. А.Н. Фрумкина Российской академии наук (ИФХЭ РАН) (RU)

Изобретение относится к средствам переработки нитратсодержащих жидких радиоактивных отходов (ЖРО) и может быть использовано на атомных электростанциях и специализированных предприятиях, кондиционирующих радиоактивные отходы низкой и средней активности. В заявленном способе нитратсодержащие ЖРО перед отверждением в неорганический или полимерный матричный материал подвергают биодеструкции за счет ферментативных процессов специально подобранными консорциумами микроорганизмов при добавлении фосфорной кислоты и сахарозы, при этом микроорганизмы восстанавливают нитрат-ионы до молекулярного азота, нерадиоактивная газовая фаза (азот, углекислый газ) выводится в атмосферу. Радионуклиды сорбируются образующимся после биодеградации шлаком биомассы, состоящим из самих микроорганизмов и продуктов их метаболизма; фосфорная кислота способствует микробиологическим процессам денитрификации и дополнительно приводит к образованию осадка фосфата стронция, что способствует увеличению прочности цементной матрицы. Техническим результатом является сокращение объемов нитратсодержащих ЖРО перед включением их в неорганическую (цементную, керамическую) или полимерную матрицу, сокращение объемов конечного продукта, подлежащего длительному хранению (захоронению), предотвращение биодеструкции нитратсодержащих ЖРО в составе цементного компаунда при длительном хранении. 2 з.п. ф-лы, 1 табл., 2 ил.

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, в частности к процессам переработки нитратсодержащих жидких радиоактивных отходов, и может быть использовано на атомных электростанциях и специализированных предприятиях, кондиционирующих радиоактивные отходы низкой и средней активности.

Нитраты являются основным компонентом жидких радиоактивных отходов (ЖРО), представляющих собой водные растворы неорганических солей (ацетат, сульфат, хлорид, фосфат, оксалат, бикарбонат натрия, кальция, железа, аммония) общей минерализацией до 300-500 г/л и органических жидкостей (растворителей, экстрагентов, моющих средств, минеральных масел) общей концентрацией до 2-15 г/л. Каждый из присутствующих в составе ЖРО солевых или органических компонентов в зависимости от метода их переработки может создавать определенные проблемы, но наибольшие сложности возникают из-за присутствия в составе отходов нитрат-аниона (обычно в форме нитрата натрия). Например, при битумировании нитрат натрия, являющийся по своей природе окислителем, может при определенных концентрациях образовывать пожаро- и даже взрывоопасные смеси с битумом. При высокотемпературных методах (остекловывание) происходит образование токсичных газообразных продуктов разложения нитрата натрия (в первую очередь токсичной двуокиси азота). При цементировании весьма значительно снижается прочность цементного камня, а длительное хранение отвержденных нитратных солей ЖРО в цементном компаунде приводит к разрушению цементной матрицы за счет внутренних процессов биогенного газо- и кислотообразования [Горбунова О.А. Влияние микробиологической деструкции цементной матрицы на безопасность длительного хранения кондиционированных радиоактивных отходов // Физика и химия обработки материалов, 2011, №4. - С. 98-106].

При реализации технологий глубинного удаления ЖРО в подземный пласт-коллектор существует риск распространения хорошо растворимых токсичных для окружающей среды нитрат-ионов за пределы глубинных хранилищ. Нитратзависимое окисление сорбированных на породах радионуклидов чревато повышением миграционной способности трансвалентных радиоактивных элементов в высших степенях окисления [Назина Т.Н., Сафонов А.В., Косарева И.М. и др. Микробиологические процессы в глубинном хранилище жидких радиоактивных отходов "Северный" // Микробиология, 2010, Т. 79, 4. - С. 551-561].

В этой связи представляется целесообразной разработка способа переработки нитратсодержащих ЖРО, обеспечивающего разложение нитрата натрия в ходе переработки с одновременным предотвращением образования токсичных газообразных продуктов и сокращением объема ЖРО, подлежащих дальнейшему отверждению.

Отверждение нитратсодержащих ЖРО в неорганическую матрицу - наиболее распространенный способ иммобилизации ЖРО низкой и средней активности. При иммобилизации стремятся к минимальному увеличению объема конечного компаунда по сравнению с исходным объемом ЖРО. В среднем увеличение объема при включении в цементную или керамическую матрицу происходит в 1,5-3 раза, что требует больших объемов хранилищ, экономических и кадровых затрат при организации длительного контролируемого хранения.

Для сокращения объемов радиоактивных отходов, подлежащих отверждению, ЖРО предварительно подвергают очистке от радионуклидов.

Известен способ переработки ЖРО [патент РФ №2273066, G21F 9/06, G21F 9/20. Способ переработки жидких радиоактивных отходов / ГУП МосНПО «Радон», Дмитриев С.А., Пантелеев В.И., Демкин В.И., Адамович Д.В., Свитцов А.А. - заявл. 13.09.2004, опубл. 27.03.2006], который заключается в том, что исходный поток ЖРО подвергают отстаиванию с образованием надосадочной жидкости и шлама, после чего надосадочную жидкость осветляют на механическом фильтре с образованием фильтрата. Фильтрат разделяют ультрафильтрацией с образованием концентрата, который смешивают с исходным потоком ЖРО, и пермеата. При этом пермеат подвергают электродиализному разделению на рассол, который концентрируют электроосмотическим методом с получением потока радиоактивного концентрата и потока дилюата, смешиваемого с потоком пермеата, и на диализат, который подвергают глубокому обессоливанию с образованием дезактивированного раствора. При этом фильтрат механического фильтра перед ультрафильтрацией подвергают ионоселективной сорбции, затем в него вводят ассоциирующие добавки. Ультрафильтрацию осуществляют в принудительно-турбулентном режиме, а глубокое обессоливание диализата проводят в две стадии: на первой - обратным осмосом, а на второй стадии дезактивированный раствор подвергают электродеионированию. В результате очистки ЖРО от радионуклидов до 94% дезактивированных вод можно сбросить в гидрографическую сеть, коэффициент сокращения объема радиоактивных ЖРО, подлежащих отверждению, составляет около 90.

Недостатком известного способа является сложное аппаратурно-технологическое оформление процесса, что требует высоких капитальных, эксплуатационных и кадровых затрат.

Известен способ переработки ЖРО, содержащих радионуклиды в ионной и коллоидной формах и балластные компоненты минеральной и органической природы в растворенном и взвешенном состояниях [Патент РФ №2465666, МПК G21F 9/08. Способ переработки радиоактивных отходов / Басиев А.А., Басиев А.Г., Селиверстов А.Ф. - заявл. 29.12.2010, опубл. 27.10.2012], который заключается в том, что органические компоненты ЖРО окисляют путем подачи озона с концентрацией более 0,2 г/л в поток отходов, предварительно отфильтрованный на сетчатом фильтрующем материале. Поток озонируемых ЖРО направляют навстречу потоку озона в пузырях, камеру смешения разделяют сеткой на две секции, в нижнюю из которых подают озон из эжектора замкнутым потоком ЖРО, взятым из этой же секции, затем отделяют сеткой и поднимают во второй секции навстречу потоку ЖРО, при этом поток ЖРО направляют последовательно через две и более камеры, в последней из которых количество озона подбирают из расчета не менее 1/3 произведения: концентрации озона, расхода ЖРО и стехиометрического коэффициента его реакции с органикой в ЖРО, замкнутый поток ЖРО с озоном подают из эжектора в нижнюю секцию камеры смешения по касательной к ее периметру. Изобретение позволяет уменьшить объем радиоактивного концентрата.

Недостатком способа переработки ЖРО является использование дорогостоящих реагентов (озона) и сложного аппаратурно-технологического обеспечения процесса.

Известен способ отверждения ЖРО низкого и среднего уровня активности [патент РФ №2087043, МПК 6 G21F 9/16. Способ отверждения радиоактивных отходов / П.В. Кривенко, Ж.В. Скурчинская, О.Н. Петропавловский и др. - опубл. 10.08.1997, Бюл. №22 (2 ч)].

Способ заключается в следующем. ЖРО (удельная активность 10⁴-10⁸ Бк/л) смешивают с глинистым компонентом (каолиновой, бентонитовой или спондиловой глиной) при водотвердом соотношении 1,5-3,0. Полученную суспензию смешивают с вяжущим при водовяжущем отношении 0,5-1,6. В качестве вяжущего используют гидратную известь или тонкомолотый шлак с добавкой 2,5-5 мас.% клинкера или портландцемента, или шлакопортландцемент при массовом соотношении глинистого компонента и вяжущего (15-50):(50-85). После 28 суток нормально влажностного хранения получают монолитные цементные образцы с высокой механической прочностью и низкой скоростью выщелачивания.

Недостатком способа является относительно большой объем получаемых в виде цементных компаундов твердых радиоактивных отходов (по сравнению с исходными ЖРО объем возрастает в 3-5 раз), что требует создания дополнительных хранилищ и увеличивает трудо- и материальные затраты, а также общую стоимость получаемых твердых радиоактивных отходов.

Известен способ отверждения радиоактивных отходов [Патент RU №2451350 С2. Способ иммобилизации ядерных отходов / СОЛЕТАНШ ФРЕЙСИНЕ (FR), л. Мартен, Ж.-Ж. Аман, В. Бернар. - заявл. №2010130270/07 от 19.07.2010, опубл. 20.05.2012, бюл. №14], который заключается в улучшении матрицы на базе смешанной с песком минеральной композиции, полученной за счет минерализации биомассы организмов, относящихся к бактериям, растениям, животным, содержащей 50-80 мас.% карбоната кальция и 10-30 мас.% кремния.

Недостатком способа является сложность в приготовлении матрицы постоянного состава, использование значительного количества исходной биомассы и энергетических затрат для минерализации, объемного и сложного оборудования для получения растительной биомассы и длительность процесса культивирования организмов.

Наиболее близким к предлагаемому способу, выбранным в качестве прототипа, является способ включения ЖРО, содержащих нитрат натрия, в керамическую матрицу [Патент РФ №2086019, МПК G21F 9/16. Способ включения жидких радиоактивных отходов, содержащих нитрат натрия, в керамическую матрицу / Московское научно-производственное объединение «Радон», Соловьев В.А.; Лифанов Ф.А.; Лащенова Т.Н. - заявл. 19.05.1995, №95108144/25, опубл. 27.07.1997], заключающийся в смешении ЖРО с общим содержанием нитрата натрия до 270 г/л с минерализатором, в качестве которого используют кремнефторид аммония в соотношении к нитрату натрия, как 2,4:1; восстановителем нитрат-ионов, в качестве которого используют карбамид в соотношении к нитрату натрия, как 1,8:1, разлагающий нитрат-анион по следующей схеме:

NaNO₃+3CO(NH₂)₂+O₂=NaOH+2N₂+3CO₂+3NH₃+H₂O;

и керамикообразующим материалом, в качестве которого используют бентонит, смесь трепела и гидроокиси алюминия, а также суглинок в соотношении к нитрату натрия, как 4,8:1. Смесь обезвоживают до остаточной влажности не более 10 мас.% при температуре не более 100°С. Затем смесь нагревают при температуре 100-180°С в течение 6-8 ч, затем - при температуре 180-900°С не менее 4 ч, производят обжиг при 900°С не менее 1 ч и охлаждают.

Недостатками прототипа является относительно большой объем получаемых в виде керамических компаундов твердых радиоактивных отходов (по сравнению с исходными ЖРО объем возрастает в 1,5-2,5 раза), необходимость высокотемпературных методов, что не только затратно, но и требует дополнительных мер по обеспечению радиационной безопасности и дополнительного газоочистного оборудования, фильтры которого, улавливающие газы с радионуклидами легколетучего ¹³⁷Cs, также затем требуют переработки.

Техническая задача данного изобретения состоит в сокращении объемов нитратсодержащих ЖРО перед включением их в неорганическую (цементную, керамическую) или полимерную матрицу; соответствующем предварительном сокращении объемов конечного продукта, подлежащего длительному хранению (захоронению); в предотвращении биодеструкции нитратсодержащих ЖРО в составе цементного компаунда при длительном хранении; в снижении стоимости процесса переработки и хранения нитратсодержащих ЖРО.

Указанная задача решается за счет того, что нитратсодержащие ЖРО перед отверждением в неорганический или полимерный матричный материал подвергают биодеструкции за счет ферментативных процессов специально подобранными консорциумами микроорганизмов при добавлении фосфорной кислоты и сахарозы, при этом микроорганизмы восстанавливают нитрат-ионы до молекулярного азота, нерадиоактивная газовая фаза (азот, углекислый газ) выводится в атмосферу, что приводит к уменьшению объема в 2-5 раз; радионуклиды сорбируются образующимся после биодеградации шлаком биомассы, состоящим из самих микроорганизмов и продуктов их метаболизма; фосфорная кислота способствует микробиологическим процессам денитрификации и дополнительно приводит к образованию осадка фосфата стронция, что способствует увеличению прочности цементной матрицы.

Отличительным признаком данного способа является снижение объема подлежащих отверждению нитратсодержащих ЖРО в 2-10 раз за счет процессов биодеструкции нитрат-ионов.

Отличительным признаком данного способа является использование специально подобранного консорциума природных непатогенных бактерий рода Pseudomonas, обладающих повышенной радиорезистентностью и характерных для глубинных хранилищ ЖРО.

Отличительным признаком данного способа является сорбция радионуклидов нитратсодержащих ЖРО в образовавшемся после биодеградации шлаке биомассы, а также образование в составе шлака белков и липидов биомассы, способных выступать в качестве пластифицирующих добавок при отверждении.

Шлак биомассы, образующийся в процессе переработки нитратсодержащих ЖРО предложенным способом, представляющий собой смесь биомассы с сорбированными радионуклидами и продуктов метаболизма бактерий, является не только не антагонистичным по отношению к неорганическому или полимерному матричному материалу, но и содержит аналогичные пластифицирующим добавкам компоненты, улучшающие параметры отверждения (улучшение перемешивания, текучести, сроков схватывания конечного компаунда).

Заявляемый способ реализуется следующим образом.

Нитратсодержащие ЖРО с концентрацией нитрат-иона не более 12 г/л смешиваются с раствором сахарозы до достижения соотношения концентраций сахароза:нитрат = 1:1. Раствор подается в герметично закрытое металлическое устройство с мешалкой и с системой сдувки газа. В качестве титранта для поддержания рН в пределах 7-8 выступает фосфорная кислота, которая играет дополнительную роль буферной системы и высаливателя фосфата стронция. В устройство подается суспензия клеток денитрификаторов, содержащая не менее 10⁷кл/см³. Процесс проводится в течение не менее 2 суток при температуре от 20 до 30°С до снижения концентрации нитрат-ионов ниже значений 45 мг/л. После проведения денитрации часть стока сливают, биомассу фильтруют и подвергают термической обработке от 25 до 90°С в течение от 1 до 3 суток в обратной зависимости от температуры для обсушивания, после чего отверждают в неорганическую или полимерную матрицу и захоранивают.

Сущность и признаки заявленного изобретения в дальнейшем поясняются чертежами, где показано следующее.

На фиг. 1 - кинетика потребления нитрат-иона бактериальным сообществом DN1;

На фиг. 2 - доля сорбции радионуклидов культурами микроорганизмов, где:

1 - бактериальное сообщество DN1;

2 - бактериальное сообщество DN2;

3 - бактериальное сообщество DN3.

Реализация способа подтверждается следующими примерами.

Пример 1.

Подобранные культуры бактерий родов Pseudomonas (бактериальное сообщество DN1) культивировали в течение 7 суток на питательной среде состава, г/л: NaNO₃ - 1,5; сахароза - 1,5; NH₄Cl - 1 г/л; NaCl - 0,8 г/л; MgSO₄ - 0,1 г/л; Na₂SO₄ - 0,1 г/л, в анаэробных условиях, при нейтральном рН, температуре 20±1°С. Через каждые 24 часа проводили анализ концентрации нитрат-ионов в среде с помощью калиброванного ион-селективного электрода. Результаты, представленные на фиг. 1, свидетельствуют, что концентрация нитрат-ионов после биодеградации в течение 16 часов снижается до значений менее 45 мг/л, т.е. до значений ПДК для питьевой воды.

Пример 2.

Биодеградацию проводили аналогично примеру 1. В среду были добавлены радионуклиды тория, урана, цезия, стронция в концентрациях, характерных для нитратсодержащих РАО (¹³⁷Cs 1·10³ Бк/л, ⁹⁰Sr 1·10³ Бк/л, Th, ²³³U 1·10² Бк/л). После биодеградации и последующего обезвоживания шлака биомассы в навеске определяли содержание радионуклидов. Результаты (фиг.2) свидетельствуют, что сорбция Th составила практически 100%, U - до 85%, Sr - до 50%, Cs - в среднем 10%.

Пример 3.

Биодеградацию нитратсодержащих ЖРО (общая минерализация 100 г/л, содержание нитратов 10 г/л, рН=9,0, удельная бета-активность 10⁴ Бк/л) проводили аналогично примеру 1.

После 15 суток биодеградации часть образовавшегося шлама биомассы обезвоживали упариванием при температуре 65°С, после чего перемешивали с цементным раствором, приготовленным на основе портланцемента марки М400 Д0 при водоцементном отношении В/Ц=0,7, где В - масса воды в составе цементного раствора, г; Ц - масса портландцемента, г. Другую часть шлама биомассы аналогичного состава для сравнения не обезвоживали, а перемешивали с сухим портландцементом, взятым в расчете на В/Ц=0,7. У получившихся цементных растворов определяли растекаемость с помощью конуса АзНИИ, расслаивание в мерном цилиндрическом сосуде вместимостью 20 см³ в течение 1,5 часа в состоянии покоя. Из цементных растворов с помощью разборных форм готовили образцы-кубики размером 2×2×2 см, выдерживали в воздушно-влажных условиях до 28 суток, после чего определяли прочность на сжатие. Результаты представлены в табл. 1

Данные табл. 1 подтверждают, что цементные растворы на основе нитратсодержащих ЖРО, предварительно подвергшихся биодеградации, обладают требуемой для удобоукладываемости растекаемостью, а при затвердевании удовлетворяют по прочности требованиям ГОСТ Р 51883-2002. Таким образом, при реализации заявляемого способа решается техническая задача по сокращению объемов конечного продукта, подлежащего захоронению, и по улучшению параметров цементирования нитратсодержащих ЖРО (повышению растекаемости при достижении регламентированной прочности на сжатие).

Таким образом, преимущества изобретения заключаются в снижении стоимости процесса переработки и хранения нитратсодержащих ЖРО. Заявляемый способ позволяет:

- сократить объемы нитратсодержащих ЖРО до включения их в неорганическую или полимерную матрицу с помощью малозатратных биодеструкционных процессов;

- сократить продолжительность последующих радиационно-опасных операций, объемов смесителей (соответственно - объемов дезактивирующих вод) при отверждении шлака биомассы ЖРО, меньшего по сравнению с исходным объемом ЖРО;

- сократить потребность в неорганическом или полимерном матричном материале для отверждения;

- сократить объем конечного отвержденного продукта, подлежащего длительному хранению (захоронению), благодаря большей степени включения в компаунд шлака биомассы нитратсодержащих ЖРО;

- предотвратить нежелательные деструкционные процессы матричного материала при биодеструкции нитратсодержащих ЖРО в составе компаунда при длительном хранении и повысить надежность локализации радионуклидов в неорганической или полимерной матрице.

1. Способ переработки нитратсодержащих жидких радиоактивных отходов, отличающийся тем, что жидкие нитратсодержащие радиоактивные отходы с содержанием нитрат-ионов до 12 г/л сначала подвергают биодеструкции за счет ферментативных процессов консорциумами денитрифицирующих микроорганизмов в течение не менее 2 суток при температуре от 20 до 30°С с добавлением в качестве источника углерода сахарозы в соотношении сахароза:нитрат = 1:1 в герметичной емкости, обеспечивающей анаэробные условия, оснащенной сдувкой газа и принудительным перемешиванием, при этом микроорганизмы восстанавливают нитрат-ионы до молекулярного нерадиоактивного азота, сбрасываемого в атмосферу, и сорбируют радионуклиды, а также протекает биовосстановление радиоактивных трансвалентных металлов, после чего образовавшийся шлак биомассы отверждают неорганическим или полимерным матричным материалом.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве консорциума микроорганизмов используют природные непатогенные обладающие повышенной радиорезистентностью бактерии родов Pseudomonas, характерные для подземных экосистем, вмещающих нитратсодержащие жидкие радиоактивные отходы.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что образовавшийся шлак биомассы для отвода нерадиоактивной воды дополнительно обезвоживают при температуре от 25 до 90°С в течение от 1 до 3 сут в обратной зависимости от температуры.

Изобретение относится к способам удаления радиоактивных отложений с поверхностей капсул с источником ионизирующего излучения. Способ включает в себя последовательную обработку капсулы раствором кислоты и промывку капсулы водным раствором, которые нагревают до режима пузырькового кипения.

Способ переработки радиоактивных отходов теплоизоляционных материалов // 2548007

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

Способ создания барьера in situ для предотвращения миграции компонентов радиоактивных отходов из зон захоронения и областей радиоактивного загрязнения // 2547812

Изобретение относится к средствам захоронения и утилизации жидких радиоактивных отходов и может быть использовано на предприятиях, хранящих радиоактивные отходы (РАО) низкой и средней активности в хранилищах различного типа, а также в зонах радиационных загрязнений с потенциальным выходом компонентов РАО в окружающую среду.

Способ обработки облученного реакторного графита // 2546981

Изобретение относится к способам обработки облученного реакторного графита. Заявленный способ включает стадии термической деструкции и окисления.

Способ обезвреживания радиоактивных отходов в силикатном стекле (варианты) // 2542358

Заявленное изобретение относится к способу обезвреживания радиоактивных отходов в силикатном стекле. В заявленном способе раствор нитрата металлического элемента, являющийся компонентом радиоактивных отходов, перемешивают в этаноле с тетраэтоксисиланом, разбавленным этанолом, затем добавляют органическую кислоту, предпочтительно аскорбиновую кислоту.

Способ сжигания жидких органических радиоактивных отходов и установка для его осуществления // 2542357

Изобретение относится к средствам переработки жидких органических радиоактивных отходов. В заявленном способе предусмотрено распыление отходов пневмофорсункой и сжигание их в циклонной печи.

Способ переработки огарков фторирования // 2537581

Изобретение относится к способам переработки уран-фторсодержащих растворов, полученных от растворения огарков фторирования в производстве гексафторида урана. Способ включает растворение огарков в растворе азотной кислоты, извлечение урана из фторсодержащего азотнокислого раствора путем восстановления его гидразином на платиновом катализаторе, при постоянной очистке поверхности катализатора от осадка тетрафторида урана, отделение катализатора от азотнокислого раствора и осадка тетрафторида урана, обеспечение эквимолярного отношения фторид-ионов к урану (IV) в полученном растворе и разделение осадка тетрафторида урана и азотнокислотного раствора, при этом азотнокислотный раствор повторно используют для растворения огарков фторирования, предварительно доукрепив по азотной кислоте.

Способ подготовки карбидного оят к экстракционной переработке (варианты) // 2529185

Заявленное изобретение относится к способу подготовки карбидного ОЯТ к экстракционной переработке. Заявленный способ включает подавление действия содержащихся в азотнокислом растворе карбидного топлива комплексообразующих лигандов путем их окисления азотной кислотой в присутствии катализатора, в качестве которого используют поливалентный металл, находящийся в азотнокислом растворе или вводимый в него до или после растворения карбидного ОЯТ, выбранного из ряда: церий, железо, марганец, технеций, ртуть.

Нейтронно-активационный способ контроля выгорания отвс реакторов на тепловых нейтронах и устройство для его реализации // 2527489

Заявленное изобретение относится к средствам измерения глубины выгорания отработавших тепловыделяющих сборок реакторов на тепловых нейтронах. На дно бассейна выдержки под водой устанавливают диагностический контейнер.

Композиция для долговременного хранения трансурановых элементов // 2524930

Изобретение относится к области изоляции радиоактивных отходов, образующихся при переработке облученного топлива атомных электростанций (АЭС), а именно к области иммобилизации трансурановых элементов. Наиболее эффективно заявляемое изобретение может быть использовано в процессе переработки отработавшего топлива АЭС с целью длительной и надежной изоляции трансурановых элементов и одновременно с сохранением в будущем возможности их извлечения и использования, или для дальнейшей переработки с использованием процесса трансмутации. Сущность изобретения состоит в том, что оксиды трансурановых элементов смешивают с порошком металлического палладия в соотношении, мас.%: оксидов трансурановых элементов - 30-70, металлический палладий - 70-30, и полученную смесь подвергают прессованию. В результате получается композиция для долговременного хранения трансурановых элементов, которая включает оксиды трансурановых элементов в металлическом палладии, что обеспечивает высокую химическую устойчивость материала, безопасность хранения на неограниченный период времени и при этом сохраняется возможность извлечения ТПЭ после растворения предложенной композиции в азотной кислоте. Для получения предложенной композиции предлагается использовать техногенный, (“реакторный”) палладий, являющийся продуктом деления ядерного топлива.

Хранилище отработанного ядерного топлива // 2554112

Изобретение относится к хранению отработанного ядерного топлива (ОЯТ). Хранилище содержит бассейн 1 с водой, в боковых стенках которого выполнены возвратные охлаждающие трубы 2. На дне бассейна 1 уложены полые диски 3 с перфорацией микроотверстиями в верхней поверхности дисков и конусным посадочным местом в центре дисков 3, к которым подведен трубопровод 4 с сжатым воздухом. Над полыми дисками 3 расположены скрепленные между собой цилиндрические пеналы 5 с отверстиями 6 для пропуска воды в нижней части пеналов 5, в цилиндрические пеналы 5 размещают тепловыделяющие сборки 7. Вода в бассейне 1 полностью накрывает тепловыделяющие сборки 7 и верхние отверстия возвратных охлаждающих труб 2. Загрузочный механизм по координатам центров цилиндрических пеналов 5 осуществляет позиционирование захвата и производит загрузку тепловыделяющей сборки 7 в выбранный цилиндрический пенал 5. Стенки цилиндрических пеналов 5 скреплены между собой и образуют пространственную сотовую структуру. Технический результат - повышение эффективности использования объема бассейна за счет увеличения плотности хранения ОЯТ, а также снижение количества воды в бассейне, приходящегося на единицу веса хранящегося ОЯТ. 2 ил.

Способ удаления радиоактивного изотопа 60co из кубовых остатков атомных электростанций и система для его осуществления // 2558899

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к переработке жидких радиоактивных отходов, в частности кубовых остатков выпарных установок переработки трапных вод атомных электростанций. Способ удаления радиоактивного изотопа 60Co включает окисление кубового остатка в режиме циркуляции через трубчатый реактор под воздействием жесткого ультрафиолетового излучения ксеноновой лампы, вводимой перекиси водорода и непрерывным инжектированным воздухом в реактор, который предварительно направляют во внутренний электрод лампы, а полученную после этого озоно-воздушную смесь направляют в окисляемый раствор, и выделение активированных продуктов коррозии фильтрацией. Изобретение обеспечивает эффективное удаление радиоактивного изотопа 60Со из кубовых остатков атомных электростанций и экономию количества реагентов для соосадительной доочистки. 2 н.п. ф-лы, 1 ил., 1 пр.

Способ вывода из эксплуатации бассейнов с радиоактивными донными отложениями // 2559021

Изобретение относится к атомной промышленности, а более конкретно к реабилитации окружающей среды при выводе из эксплуатации и ликвидации бассейнов с радиоактивными донными отложениями. Часть бассейнов полностью освобождают от радиоактивных донных отложений, которые собирают и подвергают консервации в одном бассейне. Воду из освобожденных бассейнов выдают на подземное захоронение, а освобожденные от радиоактивных донных отложений бассейны подвергают реабилитации послойной засыпкой суглинком и супесью, а после заполнения ими бассейна - слоем почвы. Выбор бассейнов для реабилитации и консервации осуществляют с учетом степени опасности воздействия природных факторов. Освобождение бассейнов от радиоактивных донных отложений проводят из-под защитного слоя воды. Технический результат - снижение радиационного воздействия на персонал, снижение вероятности загрязнения окружающей среды радиоактивными донными отложениями. 3 з.п. ф-лы, 4 ил.

Способ удаления прочнофиксированных радиоактивных загрязнений // 2559291

Изобретение относится к способу удаления прочнофиксированных радиоактивных загрязнений с конструкционных материалов. В заявленном способе дезактивирующий раствор готовят непосредственно на загрязненной поверхности, для чего на нее сначала наносят слой концентрированной серной кислоты с содержанием основного вещества не менее 92%, затем накладывают листовой пористый материал, смоченный в растворах дезактивирующего реагента, выдерживают его, затем удаляют, а поверхность промывают водой. В качестве дезактивирующего реагента используют фосфорноватистую кислоту или ее калиевые или натриевые соли с концентрацией реагентов в смачивающих растворах 2÷3 г/л с выдержкой пористого материала на дезактивируемой поверхности не менее 12 мин. Техническим результатом является снижение класса опасности и концентрации дезактивирующих реагентов (в среднем в три раза), возможность снижения требуемого уровня техники безопасности на рабочем месте при проведении дезактивационных работ при сохранении эффективности дезактивации. 2 ил.

Способ снижения концентрации аммиака в жидких радиоактивных отходах // 2559812

Изобретение относится к средствам переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), а именно к переработке аммиаксодержащих жидких радиоактивных отходов. Заявленный способ снижения концентрации аммиака в жидких радиоактивных отходах включает выпаривание радиоактивных отходов в щелочном режиме и вторичное выпаривание образовавшегося конденсата в кислотном режиме в присутствии нитрита. При этом используется раствор нитрита с концентрацией 150÷800 г/дм3 в количестве на 10÷50% больше стехиометрического по реакции окисления аммиака до азота, подаваемый в емкость с аммиаксодержащими жидкими радиоактивными отходами с последующей выдержкой в течение 3÷24 часов. Конденсат, направляемый на вторичное выпаривание, подается дополнительно в емкость с аммиачным конденсатом. При этом жидкие радиоактивные отходы и аммиачный конденсат с нитритом подвергаются перемешиванию. Техническим результатом является повышение эффективности удаления аммиака из ЖРО, снижение расхода реагентов на регенерацию фильтров, уменьшение количества ЖРО, а также снижение объемов повторно упариваемых растворов и затрачиваемых на упаривание энергоносителей и реагентов. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

Способ переработки радиоактивно загрязненных металлов // 2560083

Изобретение относится к средствам электрохимической дезактивации и может быть использовано для проведения глубокой дезактивации радиоактивно загрязненного металла на атомных электростанциях и других предприятиях атомной энергетики и промышленности. В заявленном способе дезактивацию проводят электрохимическим методом с использованием раствора серной кислоты с исходной концентрацией 15÷20 г/л с доведением ее концентрации в конце процесса до 1÷2 г/л, затем осуществляют нейтрализацию и подщелачивание до рН 10,0÷11,0 отработавшего дезактивирующего раствора с использованием дисперсного оксида кальция с размерами частиц 0,05÷0,5 мм. Далее отделенный от осадка раствор доукрепляют серной кислотой до достижения концентрации 15÷20 г/л и направляют на стадию дезактивации. Кроме того, предложено цементировать жидкие радиоактивные отходы, являющиеся суспензией гидроксидов металлов, сульфата и оксида кальция. Техническим результатом является повышение коэффициентов дезактивации при реализации одностадийного процесса дезактивации, а также снижение объема конечных кондиционированных (цементированных) отходов, снижение трудоемкости, энергоемкости процесса, возможность получения металла, готового для повторного использования или утилизации обычной переплавкой, уменьшение количества вторичных радиоактивных отходов. 1 з. п. ф-лы, 1 ил.,3 табл.,3 пр.

Способ утилизации отходов, содержащих соединения урана // 2560095

Изобретение относится к области утилизации органических отходов, содержащих соединения урана-235 (спецодежда, пластикат, фильтры и пр.). Отходы измельчают, подают дискретно в бункер, затем - в первый шлюзовой питатель. Из последнего отходы непрерывно отбирают в камеру термического разложения в бескислородной атмосфере (пиролиза) и перемещают равномерно вдоль оси камеры к ее выходу. Далее образовавшиеся твердые продукты выводят непрерывно во второй бункер, из которого накопленную порцию дискретно перемещают через шлюзовой затвор в приемный бункер-бокс. Образовавшиеся газообразные продукты подают равномерно в горелочное устройство, образовавшиеся после их сгорания дымовые газы обезвреживают в каталитическом дожигателе, равномерно охлаждают в теплообменнике, промывают в мокром скруббере и выводят в атмосферу. Возможность накопления критической массы урана исключают согласованием режима работы устройств, перемещающих отходы. Технический результат - повышение безопасности эксплуатации оборудования и ядерной безопасности. 1 ил.

Средство для дезактивации почв, зараженных радиоактивными элементами // 2560549

Изобретение относится к сельскому хозяйству и защите окружающей среды, в частности к средствам для дезактивации почв, зараженных радиоактивными элементами. Средство для дезактивации почв, зараженных радиоактивными элементами, содержит в своем составе поли-N,N-диалкил-3,4-диметиленпирролидиний галогенид общей формулы в которой R1 и R2 означают независимо друг от друга линейный или разветвленный алкил с 1-6 атомами углерода и X означает фтор, хлор, бром, йод или тетрафторборат, причем средняя молекулярная масса полимера составляет от 75000 до 100000 г/моль. Заявлен также способ дезактивации почв, зараженных радиоактивными элементами, с применением указанных средств. Технический результат - заявленное вещество связывает радиоактивные элементы, снижает содержание их водорастворимых форм, продолжительно действует на структуру почв и урожайность, упрощает процесс дезактивации земель, зараженных радиоактивными элементами. 2 н. и 6 з.п. ф-лы, 8 табл., 6 пр.

Способ очистки жидких радиоактивных отходов // 2560837

Изобретение относится к способу очистки жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Заявленный способ предусматривает дозированное введение в кубовый остаток ЖРО перекиси водорода, обработку кубового остатка УФ-излучением ксеноновой лампы, микрофильтрацию с отделением шлама, содержащего радиоактивный кобальт, железо, марганец, и сорбцию для удаления радиоактивного цезия. При этом кубовый остаток ЖРО предварительно фильтруют на сетчатом фильтрующем материале, затем озонируют в контактной камере противоточного типа, а обработку УФ-излучением ксеноновой лампы осуществляют импульсами длительностью 10…500 мкс, при этом используют УФ-излучение сплошного спектра с интегральной плотностью излучения на поверхности ксеноновой лампы в спектральном диапазоне 190…300 нм не менее 1·107 Вт/м2. Техническим результатом является повышение эффективности и производительности процесса очистки ЖРО от радионуклидов и активированных продуктов коррозии. 8 з.п. ф-лы, 1 ил., 4 табл.

Способ иммобилизации стронций-цезиевой фракции высокоактивных отходов включением в геокерамические матрицы // 2561508

Изобретение относится к средствам иммобилизации высокоактивных отходов от переработки отработанного ядерного топлива в керамические материалы с последующим захоронением в геологических формациях. В заявленном способе при иммобилизации Sr-Cs-фракции высокоактивных отходов путем включения в геокерамические матрицы проводят кальцинацию высокоактивных отходов с добавкой алюмосиликатного минерала, в качестве которого используют боксит, с их предварительным фосфатированием и кальцинацию также предварительно фосфатированных хвостов обогащения апатитовой руды. Затем оба кальцината смешивают и измельчают до фракции 1-5 мкм в жидкой органической фазе, которую затем удаляют при медленном прокаливании, а полученную гомогенную шихту после формования спекают при температуре 900-920°С. Полученные геокерамические матрицы имеют высокую химическую стойкость, определяемую средней скоростью выщелачивания Cs и Sr, составляющей 10-6 г/см2·сут. Техническим результатом является улучшение иммобилизационных характеристик геокерамических матриц, упрощение процесса получения геокерамик, повышение плотности и однородности геокерамических блоков. 2 пр.