Способ переработки облученного реакторного графита



Способ переработки облученного реакторного графита
Способ переработки облученного реакторного графита
Способ переработки облученного реакторного графита

Владельцы патента RU 2580818:

Открытое акционерное общество Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов (RU)

Изобретение относится к атомной промышленности. Cпособ обращения с реакторным графитом остановленного уран-графитового реактора включает выборку из кладки реактора. Крупные куски графита измельчают механическим способом. Измельченные куски помещают в плазмохимический реактор в качестве расходуемых электродов. Материал расходуемых электродов испаряют. В область низкотемпературной плазмы вводят окислитель. Производят закалку продуктов плазмохимической реакции. Концентрируют продукты реакции на стенках реактора. Газообразные продукты реакции извлекают из реактора. Часть газового потока закольцовывают и подают вместе с окислителем в реактор. Газообразные продукты реакции за исключением оксидов углерода улавливают скруббером. Оксиды углерода переводят в жидкую фазу и отправляют на дальнейшее захоронение. Твердый зольный остаток извлекают из плазмохимического реактора. Изобретение позволяет очистить радиоаквтивный графит от продуктов деления и активации для дальнейшего безопасного хранения. 4 з.п. ф-лы, 2 ил.

 

Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к технологии утилизации радиоактивных отходов, и может быть использовано для переработки облученного реакторного графита.

Известен способ обработки радиоактивно заражённых металлических и графитовых отходов уран-графитовых ядерных реакторов [RU 2435241, МПК G21F9/30, опубл. 27.11.2011], выбранный в качестве аналога. По указанному способу в печь загружают слой заражённого графита. Графит зажигают в окислительной среде плазмы, генерируемой плазмотроном печи. После чего печь отключают. Радиоактивно заражённые металлические отходы и флюс загружают в печь сверху вниз поочередно и послойно. Расплавляют металл. Расплав металла и образовавшийся шлакофлюс удаляют из печи.

Указанный способ имеет недостатки:

- не один из известных шлакофлюсов не способен селективно очищать от радиоактивных продуктов реакций отходящий аэрозольсодержащий газ;

- сложность создания и поддержания разряда для получения плазмы в предлагаемой системе;

- затруднено получение чистого расплава металла для отвода из шахтной печи, поскольку преимущественно в данной системе будут образовываться радиоактивные карбонаты металла.

Известен способ утилизации органосодержащих твердых отходов, загрязненных радиоактивными компонентами [RU 2335700, МПК F23G5/027, G21F9/32, опубл. 10.10.2008], выбранный в качестве аналога. По указанному способу органосодержащие твердые радиоактивные отходы, загрязненные радиоактивными компонентами, термические разлагают без доступа кислорода. Образующиеся запыленные газы пиролиза сжигают с образованием дымовых газов. Дымовые газы пропускают через картридж каталитического дожигателя. Снижают температуру газов в теплообменнике. Дымовые газы очищают от пыли с помощью циклона и промывают жидкостью в скруббере. Уловленный в скруббере шлам направляют на повторный пиролиз в камеру термического разложения. Очищенные дымовые газы через дымосос выбрасывают в атмосферу. Коксовый остаток, образующийся в камере термического разложения при пиролизе отходов, сжигают с использованием воздуха на колосниковой решетке. Решетку располагают под камерой термического разложения. Образовавшуюся золу выгружают в герметичную емкость.

Указанный способ имеет недостатки:

- не предусмотрена система улавливания продуктов реакции, содержащих радиоактивный углерод;

- малая производительность установки и большая длительность протекания химических процессов.

Известен способ обработки радиоактивного графита [RU 2239899, МПК G21F9/30, опубл. 10.11.2004], выбранный в качестве прототипа. Куски радиоактивного графита окисляют перегретым паром или газами, содержащими водяной пар, при температуре в интервале 250-900oC. Полученные водород и монооксид углерода окисляют кислородом для образования воды и диоксида углерода. Образованный диоксид углерода концентрируют и превращают в твердый карбонат.

Указанный способ имеет недостатки:

- сложность поддержания всех параметров процесса пиролиза для эффективного испарения графита;

- необходимость включения дополнительной ступени окисления;

- необходимость использования установки мокрого измельчения графита усложняет процесс.

Задачей изобретения является разработка способа утилизации облученного ядерного графита, позволяющего очистить радиоактивный графит от продуктов деления и активации для дальнейшего безопасного захоронения.

Поставленная задача решается за счет того, что для переработки облученного реакторного графита, также как и в прототипе, окисляют куски радиоактивного графита. Предварительно облученный графит выбирают из кладки уран-графитового реактора. Крупные куски выбранного графита механически измельчают. Полученные куски помещают в плазмохимический реактор в качестве расходуемых электродов. Подают в реактор плазмообразующий газ и зажигают разряд. Куски облученного реакторного графита испаряют с образованием атомарного углерода. В область низкотемпературной плазмы вводят окислитель. Изменением расхода плазмообразующего газа перемещают газовые потоки вдоль стенок реактора. На стенках плазмохимического реактора обеспечивают осаждение продуктов реакции в дисперсной фазе в виде зольного остатка. Газообразные продукты реакции извлекают из реактора. Часть газового потока закольцовывают и подают вместе с окислителем в реактор. Газообразные продукты реакции за исключением оксидов углерода улавливают скруббером. Оксиды углерода переводят в жидкую фазу и отправляют на дальнейшее захоронение. Твердый зольный остаток извлекают из плазмохимического реактора и захоранивают отдельно.

Положительный эффект достигается за счет того, что для переработки облученного реакторного графита используют высококаталитическую среду низкотемпературной плазмы. Предварительно из кладки остановленного уран-графитового реактора выбирают твердые элементы замедлителя, например графитовые втулки. Выбранные графитовые втулки помещают в плазмохимический реактор в качестве расходуемых электродов. Места подсоединения электродов герметизируют. Подают в реактор плазмообразующий газ. В качестве плазмообразующего газа выбирают легкоионизируемый газ. Возможно использование смеси атмосферного воздуха и инертных газов. Формируют низкотемпературную плазму с помощью газового разряда, например дугового, при давлении близком к атмосферному. В зависимости от плотности тока разряда возможно использование многокатодной системы. При этом создают высокую концентрацию радикалов углерода в низкотемпературной плазме, чем обеспечивают высокую скорость протекания химической реакции

В зону ионизации вводят окислитель. В качестве окислителя выбирают легкоионизуемый одномолекулярный газ, например кислород. Контроль производительности установки осуществляют с помощью изменения расхода плазмообразующего газа, окислителя и скорости испарения графитовых электродов. Скорость испарения задают при помощи изменения плотности тока на электродах.

Продукты плазмохимической реакции перемещают вдоль реактора за счет создания градиента давлений. Производят закалку продуктов реакции путем пропускания их через систему водоохлаждаемых диафрагм переменного сечения. Непрореагировавшие продукты плазмохимической реакции в виде продуктов деления и активации осаждают в областях между диафрагмами. Осажденные продукты реакции концентрируют в виде зольного остатка. Газообразные продукты извлекают из реактора. Часть отобранного потока возвращают вместе с окислителем в плазмохимический реактор. Другую часть потока пропускают через систему скрубберов. Оксиды углерода и смесь инертных газов отделяют от радиоактивных продуктов реакции.

Смесь газообразных оксидов углерода и инертных плазмообразующих газов направляют в барботер. Переводят оксиды углерода в жидкую фазу. Инертные газа через барботер выбрасывают в атмосферу. Жидкие радиоактивные отходы отправляют на дальнейшее захоронение. Зольный остаток, образованный в плазмохимическом реакторе, извлекают и захоранивают вместе с твердыми радиоактивными отходами.

Поэтому использование низкотемпературной плазмы для переработки облученного реакторного графита увеличивает производительность установки по сравнению с прототипом, дает возможность эффективно отделять продукты деления и активации, находящиеся в графите, от газообразных оксидов, повторно использовать газообразные продукты реакции для проведения плазмохимических реакций.

В предлагаемом способе возможно создание низкотемпературной емкостно-связанной плазмы с помощью одноэлектродного высокочастотного факельного разряда. Ввод атомарного графита в плазму осуществляется аналогично за счет испарения расходуемого электрода. В этом случаи происходит стабилизация газового потока вдоль оси плазмохимического реактора.

На фиг.1 представлена схема переработки облученного реакторного графита. Реакторный графит в качестве расходуемых электродов 1 размещается внутри плазмохимического реактора 2. Патрубки для подачи плазмообразующего газа 3 располагаются в области под электродами. Патрубки для подачи окислителя 4 находятся в области испарения графита. Фланец 5 для отбора продуктов плазмохимической устанавливается в верхней части реактора 2. Для закольцовки части потока отбора применяется система трубок 6, которые соединяются с патрубками 4. Для отделения газообразных оксидов углерода и смеси инертных газов от летучих радиоактивных примесей используется система скрубберов 7. Барботер 8 для растворения газообразных оксидов углерода и отделения от инертных газов располагается за системой скрубберов 7. Системы соединяются между собой с помощью трубок.

На фиг.2 представлена схема плазмохимического реактора для окисления углерода и его очистки от продуктов деления и активации. Расходуемые электроды 1 из облученного реакторного графита устанавливаются внутри плазмохимического реактора. Плазмохимический реактор состоит из прозрачной кварцевой трубы 2, зафиксированной во фторопластовое основание 3. Патрубки 4 для тангенциальной подачи плазмообразующего газа размещаются во фторопластовом основании 3. Два патрубка 5 для подачи окислителя располагаются в одной области с графитовыми электродами 1. Водоохлаждаемые диафрагмы переменного сечения 6 устанавливаются внутри плазмохимического реактора. Кварцевая труба 2 снабжена рубашкой охлаждения 7. Патрубок 8 для закольцовки газообразных продуктов плазмохимической реакции 9 находится в верхней части плазмохимического реактора.

Расходуемые электроды 1 (фиг.2) из облученного реакторного графита устанавливают внутрь плазмохимического реактора. Через патрубки 4 тангенциально подают легкоионизируемый плазмообразующий газ, например смесь аргона, гелия и воздуха. С помощью газового разряда формируют низкотемпературную плазму между графитовыми электродами 1 при давлении, близком к атмосферному. Одномолекулярный окислитель вводят через патрубки 5 в область ионизованного углерода. Создают градиент давления на концах кварцевой трубы 2 для перемещения продуктов плазмохимической реакции 9 вдоль реактора через диафрагмы переменного сечения 6. Проводят закалку продуктов плазменных процессов за счет охлаждения и увеличения скорости газового потока 9, проходящего через водоохлаждаемые диафрагмы 6. В результате в пространстве между диафрагмами осаждаются примесные продукты активации и деления в дисперсной фазе. Получаемую дисперсную фазу продуктов активации и деления концентрируют в виде зольного остатка на стенках. Газообразные продукты реакции извлекают через фланец на выходе из плазмохимического реактора. Часть потока отбора закольцовывают через патрубок 8 и вводят вместе с окислителем в область плазмохимической реакции.

Газообразные продукты плазменных процессов из реактора 2 направляют в систему скрубберов 7 для очистки оксидов углерода и инертного газа от примесей (фиг.1). Пропускают очищенный от примесей газ через барботер 8. Углеродосодержащие оксиды растворяют и концентрируют в виде жидких радиоактивных отходов. Инертные газа выбрасывают в атмосферу. Получаемые жидкие отходы отправляют на дальнейшее глубинное захоронение в геологических формациях. Зольный остаток, образующийся на стенках плазмохимического реактора, извлекают и захоранивают вместе с твердыми радиоактивными отходами.

Пример осуществления изобретения приведен ниже.

В качестве объекта для переработки выбраны радиоактивные графитовые втулки остановленного промышленного уран-графитового реактора. Перед утилизацией исследовался нуклидный состав и определялась активность каждого из дозообразующих элементов. Основными продуктами деления и активации были 60Co, 137Cs, 154Eu, 36Cl.

Втулки делились на несколько частей путем механического распиливания. Полученный графит размещался в плазмохимическом реакторе в качестве расходуемых электродов. Реактор представлял из себя цилиндрическую кварцевую трубу внутренним диаметром 120 мм и длиной 1000 мм. Нижняя часть кварцевой трубы запрессовывалась во фторопластовый держатель. Плазмообразующий газ подавался тангенциально через патрубки диаметром 10 мм, расположенные во фторопластовом держателе. В качестве плазмообразующего газа использовалась аргон-гелиевая смесь с соотношение 1:1. Расход газовой смеси менялся в диапазоне (30-60) л/мин. Графитовые электроды подключались к высокочастотному генератору синусоидально тока, работающего на частоте 13.56 МГц. Низкотемпературная каталитически активная плазма создавалась между графитовыми электродами. В область ионизованного углерода через два патрубка диаметром 6 мм подавался кислород. Расход окислителя менялся в диапазоне (3-7) л/мин.

Продукты плазмохимической реакции через диафрагмы переменного сечения прокачивались по объему реактора. Диафрагмы располагались в верхней части кварцевой трубы выше области формирования плазмы. Стенки кварцевой трубы в этой области охлаждались проточной водой температурой 20oC. Отношение диаметров отверстий трех диафрагм составляло 1:1.3:2.1. За счет перепада температуры и увеличения скорости газового потока производилась закалка продуктов плазмохимической реакции. В области между диафрагмами осаждались 60Co и 154Eu в дисперсной фазе. Газообразные продукты реакции извлекались из плазмохимического реактора. Часть газового потока закольцовывалась на выходе из кварцевой трубы. Отвод закольцованного потока осуществлялся через трубки, соединенные с патрубками для подачи кислорода. Отведенный газовый поток смешивался с окислителям и возвращался в плазмохимический реактор.

Отборный поток газообразных продуктов реакции прокачивался через систему фильтрации, состоящую из трех скрубберов. Газообразные соединения 36Cl и летучий радионуклид 137Cs улавливались в системе скрубберов. Выходящая из скрубберов смесь газов прокачивалась через барботер. Путем барботажа газообразные оксиды углерода растворялись до образования угольный кислоты. Отходящие нерадиоактивные газы выбрасывались в атмосферу. Контроль содержания гамма-излучающих радионуклидов в газовых выбросах осуществлялся с помощью ОЧГ-детектора. Наличие радионуклидов 36Cl, 137Cs, 154Eu в выбросах зафиксировано не было. Активность 60Co зафиксирована только для нескольких втулок, причем уровень его активности в газах близок или ниже уровня минимально определяемой активности. Полученные жидкие радиоактивные отходы отправлялись на дальнейшее глубинного захоронение. Зольный остаток извлекался из плазмохимического реактора в виде твердых радиоактивных отходов и захоранивался.


1. Способ переработки облученного реакторного графита, включающий выбор реакторного графита из кладки уран-графитового реактора, механическое измельчение крупных кусков, окисление измельченного графита, отличающийся тем, что облученный реакторный графит окисляют в среде низкотемпературной плазмы, предварительно графит помещают в плазмохимический реактор в качестве расходуемых электродов, материал расходуемых электродов испаряют с образованием атомарного углерода, в область формирования низкотемпературной плазмы вводят окислитель, перемещают продукты плазмохимической реакции вдоль оси реактора, обеспечивают осаждение продуктов реакции в дисперсной фазе в виде зольного остатка на стенках реактора, газообразные продукты реакции извлекают из реактора, часть газового потока закольцовывают и подают вместе с окислителем в реактор, газообразные продукты реакции за исключением оксидов углерода улавливают скруббером, оксиды углерода переводят в жидкую фазу и отправляют на дальнейшее захоронение, твердый зольный остаток извлекают из плазмохимического реактора и захоранивают отдельно.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что материал расходуемых электродов испаряют с образованием атомарного углерода с помощью подачи легкоионизируемого плазмообразующего газа в реактор.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что оксиды углерода переводят в жидкую фазу путем барботажа.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что обеспечивают осаждение продуктов реакции в дисперсной фазе в виде зольного остатка на стенках реактора с помощью закалки продуктов плазмохимической реакции.

5. Способ по п.4, отличающийся тем, что закалку продуктов плазмохимической реакции осуществляют путем прокачки газа через водоохлаждаемые диафрагмы переменного сечения, расположенные внутри реактора.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к технологии урана, применительно к эксплуатации производств по разделению изотопов урана, и может быть использовано для очистки различных металлических поверхностей, работающих в среде гексафторида урана, от нелетучих отложений урана.

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 относится к средствам детритирования. Заявленное устройство содержит печь (1) для плавления тритированных отходов, при этом указанная печь содержит топку для приема тритированных отходов и барботажное устройство для ввода гидрогенизированного барботирующего газа в топку во время плавления и обработки тритированных отходов в печи.
Изобретение относится к средствам для наружного употребления в качестве дезактивирующего моющего средства для очистки кожных покровов человека и наружной поверхности оборудования от загрязнений радиоактивными веществами.
Изобретение относится к средствам переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). В заявленном способе разрушенные при рубке ТВЭЛов таблетки оксидного отработавшего ядерного топлива подвергают растворению при нагревании в водном растворе нитрата железа(III) при мольном отношении железа к урану в топливе, равном 1,5-2,0:1, образовавшийся осадок основной соли железа с нерастворенными продуктами деления ядерного топлива отделяют фильтрованием, а из полученного слабокислого раствора осаждают пероксид уранила путем последовательной подачи в раствор при перемешивании динатриевой соли этилендиаминтетрауксусной кислоты.

Изобретение относится к средствам кондиционирования радиоактивных отходов пористо-волокнистых теплоизоляционных материалов (ТИМ) путем включения в магнезиальный цемент.

Изобретение касается области радиационной экологии и биогеохимии и предназначено для концентрирования Th из морской воды и определения его содержания, которое может быть использовано для измерения скорости седиментационных процессов в морских водоемах.
Заявленное изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при утилизации, захоронении и рефабрикации облученных изделий из бериллия, таких как, например, отражатель нейтронов ядерных и термоядерных реакторов.

Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к устройствам для струйного растворения и размыва осадка, скопившегося на дне емкостей-хранилищ радиоактивных отходов любого уровня активности, перевода нерастворимой твердой фазы осадка во взвешенное состояние и выдачи раствора и суспензии из емкости.

Изобретение относится к атомной промышленности в части переработки радиоактивных отходов, а именно к устройствам для более полного освобождения емкостей-хранилищ от радиоактивных осадков, и может найти применение в химической, нефтехимической и других отраслях.

Изобретение относится к способу химической стабилизации соединения карбида урана и устройству для осуществления способа. Способ включает следующие этапы: этап повышения температуры внутри указанной камеры до температуры окисления указанного соединения на основе карбида урана в интервале приблизительно от 380°C до 550°C, причем в указанную камеру поступает инертный газ; этап изотермической окислительной обработки при указанной температуре окисления, причем указанная камера находится под парциальным давлением O2; этап контроля завершения стабилизации указанного соединения, который содержит отслеживание количества поглощенного молекулярного кислорода и/или диоксида углерода или выделенных диоксида или моноксида углерода до достижения входного заданного значения указанного количества молекулярного кислорода, минимального порогового значения указанного количества диоксида углерода или минимальных пороговых значений диоксида углерода и моноксида углерода. Техническим результатом является возможность безопасного, надежного управляемого и ускоренного решения комплексной проблемы стабилизации соединений карбида урана с формулой UCx + yC, где число x может быть больше или равно 1, а действительное число y больше нуля. 2 н. и 11 з.п. ф-лы, 8 ил.

Группа изобретений относится к способу и устройству для уменьшения содержания радиоактивного материала в объекте, содержащем радиоактивный материал, до безопасного для среды обитания уровня. Способ уменьшения содержания радиоактивного материала в объекте, содержащем радиоактивный материал, до безопасного для среды обитания уровня содержит объект, который является, по меньшей мере, объектом, выбранным из группы, состоящей из организма, осадка сточных вод, почвы и золы мусоросжигательных установок. Объект подвергают стадии нагрева/нагнетания давления/сброса давления, выбранной из группы, состоящей из этапа нагрева объекта в состоянии, когда температура меньше или равна критической температуре воды, водорастворимой жидкости или смеси воды и водорастворимой жидкости, и давление больше или равно давлению насыщенного пара водосодержащей жидкости. Имеется также обрабатывающее устройство для уменьшения содержания радиоактивного материала в объекте. Группа изобретений позволяет удалить радиоактивный материал из объекта, после обработки объект может быть возращен в среду обитания. 2 н. и 16 з.п. ф-лы, 5 ил., 1 табл., 13 пр.

Изобретение относится к способам химической дезактивации металлов с радиоактивным загрязнением. Способ дезактивации поверхностно загрязненных изделий из металлических сплавов или их фрагментов заключается в нанесении на дезактивируемую поверхность порошкового реагента, в котором по меньшей мере 80% частиц имеют размер менее 1 мкм, содержащего калий, натрий и серу, последующем нагреве поверхности, ее охлаждении и очистке от образовавшейся окалины. Порошковый реагент наносится на сухую поверхность. На обработанную реагентом поверхность наносят слой синтетического лака с температурой воспламенения 210-250°С. Изобретение позволяет повысить эффективность процесса дезактивации поверхностно загрязненных радионуклидами изделий из металлических сплавов или их фрагментов за счет увеличения контакта реагента с радионуклидами, находящимися в открытых порах, трещинах и других дефектах поверхности, при одновременном повышении его экономичности за счет уменьшения расхода порошка реагента. 3 з.п. ф-лы, 3 табл., 2 пр.

Изобретение относится к технологии утилизации и может быть использовано при утилизации крупногабаритных плавучих объектов с ядерной энергетической установкой. После вывода из эксплуатации и принятия решения об утилизации производят выгрузку отработавшего ядерного топлива из реакторов, демонтируют надстройку, выгружают часть оборудования, формируют реакторных блок, разгружают объект до состояния, при котором плоскость ватерлинии объекта оказывается ниже сформированного реакторного блока, выполняют технологический вырез в борту объекта, монтируют выкатное устройство, удаляют реакторный блок с помощью выкатного устройства. Одновременно компенсируют уменьшение массы объекта приемом на объект балласта. Затем подготавливают реакторный блок к длительному хранению, а объект утилизируют способом, установленным проектом утилизации. Технический результат - утилизация крупногабаритного плавучего объекта с ядерной энергетической установкой без использования крупнотоннажного плавучего передаточного док-понтона. 3 ил.

Группа изобретений относится к ядерной физике, к технологии обработки твердых радиоактивных отходов. Способ очистки облученных графитовых втулок уран-графитового реактора включает их нагрев, обработку газом, перевод примесей в газовую фазу, охлаждение углеродного материала. Облученную графитовую втулку нагревают потоком низкотемпературной плазмы в первой температурной зоне проточной камеры в атмосфере инертного газа до температуры выше 3973K. Образовавшуюся газовую смесь перемещают во вторую температурную зону проточной камеры для осаждения углерода, где поддерживают температуру в интервале от 3143K до 3973K. Неосажденную газовую смесь перемещают в третью температурную зону проточной камеры, где ее охлаждают до температуры ниже 940K и осаждают технологические примеси. Остаточный инертный газ возвращают в первую температурную зону проточной камеры, процесс продолжают до полного испарения графитовой втулки. Имеется также устройство для очистки облученных графитовых втулок уран-графитового реактора. Группа изобретений позволяет уменьшить время очистки графита облученных графитовых втулок уран-графитового реактора. 2 н.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к изготовлению тепловыделяющих элементов ядерных реакторов с урановым и МОКС-топливом. Дезактивация осуществляется методом протягивания твэла через картридж, содержащий чистящий материал, не оставляющий следов на поверхности твэла. После одного протягивания твэла использованный картридж выводится из технологического процесса. Дезактивация может быть как сухой, так и мокрой. Дезактивирующий раствор может наноситься как на протирочный материал, так и подаваться на поверхность твэла. Устройство для осуществления данного способа содержит магазин для хранения новых картриджей, систему подачи картриджей в зону дезактивации, систему вывода отработанных картриджей из зоны дезактивации, емкость для хранения, систему утилизации отработанных картриджей, биологическую защиту в случае работы с содержащим плутоний топливом. Технический результат - автоматическая дезактивации твэла, полностью удовлетворяющая требованиям, предъявляемым к работе с МОКС-топливом. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 5 ил.
Изобретение относится к способу сверхкритической флюидной экстракции комплексов урана. Способ включает создание сверхкритического растворителя в реакторе и растворение комплексов урана с лигандами в присутствии воды, экстракцию растворенных комплексов урана с лигандами из реактора. При этом в среде сверхкритического растворителя при сохранении его сверхкритичного состояния создают градиент температуры в интервале 0,10-0,23°С/см вдоль его вертикального столба при более высокой температуре нижнего уровня столба по сравнению с его верхним уровнем, экстракцию комплексов металла с лигандами из реактора осуществляют из слоя, находящегося на высоте от 1/3 до 2/5 высоты столба сверхкритического растворителя от его нижнего уровня. Изобретение позволяет изменить изотопный состав металла при его извлечении из реактора. 2 з.п. ф-лы, 1 пр.

Изобретение относится к переработке отходов, включающих органические компоненты и радиоактивные агенты. Способ переработки отходов включает газифицирование отходов, включающих органические компоненты и радиоактивные агенты, которые представляют собой радиоактивные агенты с низким и/или средним уровнем активности, в реакторе с псевдоожиженным слоем при температуре от 600 до 950°С с помощью воздуха, так что коэффициент избытка воздуха составляет ниже 1, с получением газообразного материала, охлаждение газообразного материала путем быстрого охлаждения водой так, что температура после охлаждения составляет от 300 до 500°С, и удаление твердой фракции, включающей радиоактивные агенты, из газообразного материала на стадии очистки газа с получением переработанного газообразного материала. Изобретение обеспечивает эффективную в отношении затрат средств и энергии переработку загрязненных отходов. 4 н. и 13 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к пригодному для обработки ядерных отходов способу обработки оболочки для проведения ядерных реакций, содержащей прокаленный материал, состоящий полностью или частично из прокаленного гидрида кальция. Предложенный способ включает фазу контакта прокаленного материала с реагентной смесью, в молярных долях состоящей из 0,5-5% пара, 5-25% двуокиси углерода и 74,5-94,5% химически инертного газа, при этом контакт обеспечивают при температуре 40-55°С в течение времени, которое позволит прокаленному гидриду кальция преобразоваться в порошок карбоната кальция. Предложен новый эффективный способ получения химически инертного отхода, позволяющий минимизировать объем отходов в потоках обработки ядерных отходов. 10 з.п. ф-лы, 4 ил., 1 пр.

Изобретение относится к области охраны окружающей среды и может быть использовано при снятии с эксплуатации реакторов с графитовым замедлителем. Облученный графит перед термообработкой подвергают воздействию реагентов, разрушающих его поверхностный слой, содержащий радиоактивные нуклиды, и удаляют полученный продукт с поверхности графита. Обработанный таким образом облученный графит подвергают термообработке в атмосфере воздуха при температуре 700-800°C в течение 1-2 часов. Изобретение позволяет обеспечить повышение уровня экологической безопасности объектов атомной промышленности и сокращение объемов отходов, требующих долговременного контролируемого хранения. 5 з.п.ф-лы, 1 табл.
© Патентный поиск, поиск патентов на изобретения - FindPatent.RU 2012-2024
Политика конфиденциальности 2016-04-10 2016-04-11T10:56:51
Наверх