Способ обработки жидких радиоактивных отходов

Авторы патента:

G21F9/16 - фиксация в устойчивой твердой среде

Владельцы патента RU 2601448:

Ефимочкин Анатолий Павлович (RU)

Изобретение относится к области атомной энергетики, системе безопасности АЭС. Создают два участка земли, первый - рабочий, второй - семенной, на которых высевают и выращивают аккумулирующие в большем объеме радиоактивные частицы растения. Растения на семенном участке поливают чистой водой. Растения на рабочем участке, который обильно поливают радиоактивной водой, после достижения растениями на рабочем участке высоты 50-60 см скашивают, почву распахивают, боронуют, корни вместе с наземными растениями собирают, сушат и сжигают в печах. Золу из печей остекловывают. Дым из печей пропускают через водяной клапан. Воду водяного клапана используют так же, как и первичную радиоактивную воду. В печах используют газ. После снижения объема получаемого из бункеров газа остатки отходов извлекают. После полной ликвидации радиоактивной воды обжигают и остекловывают. Изобретение позволяет упростить, удешевить и ускорить технологический процесс ликвидации радиоактивной воды. 1 ил.

Заявленное изобретение относится к области атомной энергетики, системе безопасности АЭС и, в частности, может быть использовано для ликвидации больших объемов радиоактивной воды из активной зоны, слива после мытья технических средств и служащих, работавших в зоне распространения радиоактивных элементов или после аварии.

Известна проблема утечки в океан радиоактивной воды из хранилищ после аварии на японской атомной электростанции Фукусима. Объем утечки радиоактивной воды на аварийной АЭС Фукусима-1 превысил 2,5 тонны, и этот объем продолжает увеличиваться. Эти потоки стекают в Тихий океан, приближаются к берегам российского Дальнего Востока, заражая прибрежные воды и отравляя флору и фауну.

Известен способ очистки воды от радиоактивных отходов путем ее коагуляции с использованием квасцов, глины, кальцинированной соды, сульфата железа, или фосфатов, см., например, http://www.mrkvant.com.ua/radiation/12

Однако известный способ коагулирования является длительным, требует дорогих материалов, таких как квасцы, глина, кальцинированная сода, сульфат железа, фосфаты, и участия большого количества обслуживающих операции операторов.

Целью настоящего изобретении является достижение технического результата по упрощению, удешевлению и ускорению технологического процесса ликвидации радиоактивной воды.

Достижение указанного технического результата обеспечивается тем, что предлагается создать два участка, первый - рабочий, второй - семенной, на которых высевать и выращивать аккумулирующие в большем объеме радиоактивные частицы растения, например папортники, бобовые и др., растения на семенном участке предлагается поливать чистой водой и выращивать для получения семенной рассады, растения на рабочем участке предлагается обильно поливать радиоактивной водой, разбавленной до уровня радиоактивности, не угнетающей рост растений, после достижения растениями высоты 50-60 см, скашивать, грибы собирать, землю распахивать, корни растений собирать и вместе со скошенными наземными растениями сушить, после чего сжигать в печи, при этом дым из печи предлагается пропускать через водяной клапан, золу остекловывать, радиоактивность дыма предлагается измерять и, в случае превышения значения радиоактивности безопасного уровня, пропускать через дополнительные водные клапаны. А воду водяного клапана предлагается использовать так же, как и первичную радиоактивную воду, в печах использовать газ, получаемый из бункеров анаэробного хранения твердых бытовых и/или радиоактивных отходов, после снижения объема получаемого из бункеров газа остатки отходов предлагается извлекать, измерять значение уровня радиоактивности и, в случае превышения значения безопасного уровня, вместе с землей рабочего участка, после полной ликвидации радиоактивной воды, обжигать и остекловывать.

Изобретение поясняется графическими материалами.

На Фиг. 1 представлена конструкция водяного клапана.

Водяной клапан содержит:

1. сосуд, разделенный на две части;

2. нижнюю водяную часть сосуда;

3. верхнюю газовую часть сосуда.

Заявленный способ реализуется следующим образом.

Вблизи бункеров хранения радиоактивной воды создают два участка, первый - рабочий, второй - семенной, на которых высевают растения, максимально аккумулирующие радиоактивные частицы, например папортники, и/или бобовые, и/или грибы, и/или лишайники. Растения на семенном участке поливают чистой водой и выращивают для получения семенной рассады для рабочего участка. Растения на последнем поливают радиоактивной водой, разбавленной до уровня радиоактивности, не угнетающей рост растений. При достижении растениями на рабочем участке высоты 50-60 см их скашивают, грибы собирают, землю распахивают, корни растений собирают и вместе со скошенными и собранными наземными растениями сушат и сжигают в печи. При этом дым из печей проходит через нижнюю водную часть 2 водяного клапана [см. Фиг. 1] и выходит через его воздушную часть 3. Золу из печей остекловывают. Значение радиоактивности дыма измеряют. В случае превышения у дыма значения радиоактивности безопасного уровня, его пропускают через дополнительные водяные клапаны. Воду из водяных клапанов используют так же, как и первичную радиоактивную воду. В печах используют газ, получаемый из бункеров анаэробного хранения твердых бытовых и/или радиоактивных отходов. После снижения объема получаемого из бункеров газа остатки отходов извлекают и вместе с землей рабочего участка после полной ликвидации радиоактивной воды обжигают и остекловывают. На семенном участке выращивают растения для сбора семян и для рабочего участка. Для проведения работ на всех участках используют известные сельскохозяйственные машины с навесными орудиями, на которых работает один человек.

Заявленный способ является новым, ранее неизвестным, что говорит о его соответствии критерию патентоспособности - новизна.

Предложенный способ может быть реализован специалистами в области биологии и химии, вооруженными известными техническими средствами, что говорит о его соответствии критерию патентоспособности - промышленная применимость.

Способ обработки жидких радиоактивных отходов, отличающийся тем, что создают два участка земли, первый - рабочий, второй - семенной, на которых высевают и выращивают аккумулирующие в большем объеме радиоактивные частицы растения, например папортники, бобовые и др., на семенном участке растения поливают чистой водой и выращивают для получения семенной рассады для рабочего участка, растения на котором обильно поливают радиоактивной водой, разбавленной до уровня радиоактивности, не угнетающей рост растений, после достижения растениями высоты 50-60 см их скашивают, почву распахивают, боронуют, корни вместе с наземными растениями собирают, сушат и сжигают в печах, золу из печей остекловывают, при этом дым из печей пропускают через водяной клапан, значение радиоактивности дыма измеряют и, в случае превышения значения радиоактивности безопасного уровня, его пропускают через дополнительные водяные клапаны, а воду водяного клапана используют так же, как и первичную радиоактивную воду, в печах используют газ, получаемый из бункеров анаэробного хранения твердых бытовых и/или радиоактивных отходов, после снижения объема получаемого из бункеров газа остатки отходов извлекают, измеряют значение уровня радиоактивности и, в случае превышения безопасного уровня, вместе с землей рабочего участка, после полной ликвидации радиоактивной воды, обжигают и остекловывают.

Изобретение относится к области атомной энергетики, системе безопасности АЭС. Подготавливают два участка земли - рабочий и семенной, на рабочем участке высевают быстрорастущие растения.

Полимерный матричный материал для кондиционирования низко- и среднеактивных отработанных ионообменных смол // 2597916

Изобретение относится к полимерным композициям, применяемым в ядерной технике, а именно для кондиционирования низко- и среднеактивных отработанных ионообменных смол (ИОС).

Способ отверждения тритийсодержащего нефтяного масла // 2589040

Заявленное изобретение относится к способу отверждения тритийсодержащих нефтяных масел, из которых невозможно выделить радиоактивные вещества методом фильтрования.

Способ локализации радиоактивных загрязнений // 2586072

Изобретение относится к способу локализации радиоактивных загрязнений, например, в зоне захоронения радиоактивных отходов, и может быть использовано для очистки грунтовых вод от растворенного в них радиоактивного радия-226 (226Ra).

Содопированное оксидами гадолиния и самария алюмоборосиликатное стекло с повышенной радиационной стойкостью // 2566084

Изобретение относится к области иммобилизации и хранения ядерных отходов. Предложена композиция содопированного оксидами самария и гадолиния алюмоборосиликатного стекла с повышенной радиационной стойкостью для иммобилизации и хранения радиоактивных отходов, состоящая из (молярные проценты): SiO2 62-65, В2О3 16-17, Al2O3 4-5, Na2O 12-13, ZrO2 1,7-1,9 и оксидов самария и гадолиния в концентрациях (молярные проценты): Sm2O3 0,15 и Gd2O3 0,15.

Способ иммобилизации радионуклидов из жидких радиоактивных отходов // 2560407

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к обезвреживанию жидких радиоактивных отходов, и может быть реализовано при утилизации радиоактивных отходов методом отверждения в стабильные твердые матрицы.

Способ очистки жидкостей, содержащих радионуклиды, и устройство для его осуществления // 2550367

Заявленная группа изобретений относится к средствам переработки жидких радиоактивных отходов. В заявленном способе в загрязненную жидкость частично погружают один конец капиллярно-пористого элемента, на другом конце которого путем пропускания электрического тока создают зону выпаривания, с транспортировкой в нее загрязненной жидкости за счет капиллярных свойств пористого материала.

Способ переработки жидких органических радиоактивных отходов // 2544008

Изобретение относится к способу переработки жидких органических радиоактивных отходов и их изоляции от окружающей среды. В заявленном способе отверждение жидких органических отходов осуществляется путем их смешения с полимерным материалом и последующей обработкой.

Способ переработки жидких радиоактивных отходов // 2537391

Изобретение относится средствам охраны окружающей среды, а именно к способам переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), предусматривающим их иммобилизацию в кристаллический материал, и может быть использовано на предприятиях атомной энергетики и химико-металлургических производств.

Состав для отверждения жидких радиоактивных отходов // 2529496

Изобретение относится к области кондиционирования жидких радиоактивных отходов методом цементирования, а именно к составу для отверждения жидких радиоактивных отходов, состоящему из портландцемента и природной минеральной добавки.

Композиция для цементирования жидких радиоактивных отходов // 2604876

Изобретение относится к области локализации жидких радиоактивных отходов и предназначено для использования в атомной энергетике и на радиохимических производствах для отверждения радиоактивных расходов и пульп. Предложена композиция для цементирования жидких радиоактивных отходов, состоящая из портландцемента и природных алюмосиликатных материалов (бетонита, вермикулита, каолина). В качестве пластификатора используют суперпластификатор С-3. В композицию добавляются использованные ртутные лампы, предварительно измельченные в промышленных установках. Технический результат - утилизация высокотоксичных изделий и повышение радиационной защиты.

Композиция для цементирования жидких радиоактивных отходов // 2610901

Изобретение относится к области локализации жидких радиоактивных отходов и предназначено для использования в атомной энергетике и на радиохимических производствах для отверждения радиоактивных расходов и пульп. Композиция для цементирования жидких радиоактивных отходов состоит из портландцемента и природных алюмосиликатных материалов (бентонита, вермикулита, каолина, клинонтилолита). В качестве активной минеральной добавки используют графит, являющийся отходом производства в атомной промышленности. В качестве пластификатора - суперпластификатор С-3. В композиции выдержаны определенные соотношения компонентов. Изобретение позволяет снизить стоимость композиции и утилизации отходов, образующихся в атомной промышленности.

Способ очистки жидкости, содержащей радионуклиды, и устройство для его осуществления // 2616447

Группа изобретений относится к атомной и радиохимической промышленности. Способ очистки жидкости, загрязненной радионуклидами, включает размещение в загрязненной жидкости как минимум по одному элементу из разных пористых материалов - гидрофильному и гидрофобному, один конец которых частично погружают в загрязненную жидкость, а на других путем пропускания электрического тока создают зону выпаривания, в которую транспортируют загрязненную жидкость за счет капиллярных свойств пористого материала, и где путем нагрева жидкости до кипения осуществляют компактирование загрязнений. Воду транспортируют по элементу из гидрофильного материала, а органическую составляющую - по элементу из гидрофобного материала. Компактирование осуществляют последовательным нагревом до полного выпаривания воды, затем - до полного выпаривания органической составляющей или наоборот. Образовавшийся пар конденсируют с получением очищенной жидкости. Способ реализуется с помощью устройства для очистки жидкости. Группа изобретений позволяет повысить эффективность переработки жидкости, содержащей радионуклиды. 2 н. и 9 з.п. ф-лы, 2 ил., 2 пр.

Способ кондиционирования воды или водного раствора, содержащих тритий // 2623999

Изобретение относится к области охраны окружающей среды от радиоактивного загрязнения и может быть использовано для обезвреживания жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Заявляется способ кондиционирования воды или водного раствора, содержащих тритий, включающий перемешивание воды или водного раствора, содержащих тритий, и отвердителя в контейнере при его вращении. Воду или водный раствор, содержащие тритий, предварительно локализуют в стеклянной герметичной ампуле, которую помещают в контейнер с отвердителем и элементами для разрушения ампулы, контейнер герметизируют и осуществляют его вращение до разрушения ампулы и перемешивания образовавшейся смеси с последующей выдержкой до полного отверждения. Изобретение позволяет обеспечить безопасность при отверждении ЖРО, содержащих тритий, снизить трудоемкость и затраты на проведение работ. 3 з.п. ф-лы, 2 пр.

Способ переработки жидких радиоактивных отходов // 2624825

Изобретение относится к технологии обращения с жидкими радиоактивными отходами ядерного топливно-энергетического цикла. Способ очистки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) включает операции их термической обработки, очистку ЖРО проводят в два этапа. В рабочий резервуар с помощью насоса помещают ЖРО из первой емкости и штамм грибов из второй емкости. Соотношение ЖРО и штаммов грибов выбирают в пропорции 1 к 15, с помощью мотора-редуктора в рабочем резервуаре производят смешивание ЖРО и штаммов грибов со скоростью 5 об/мин, далее с помощью газовой горелки, находящейся под днищем рабочего резервуара, производят его постепенный разогрев сначала до 30°С, выдерживая температуру в течение 12 часов. Производят выпаривание получившейся смеси с помощью дальнейшего разогревания рабочего резервуара до температуры 538°С. Выпаривание проводят до момента, когда в рабочем резервуаре с помощью датчика уровня фиксируют 2/3 от начального уровня раствора. Изобретение позволяет сократить объем жидких радиоактивных отходов и уменьшить уровень их радиоактивности. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

Установка для отверждения жидких радиоактивных отходов // 2626385

Изобретение относится к методам отверждения жидких радиоактивных отходов. Установка для отверждения жидких радиоактивных отходов содержит контейнер с перемешивающей мешалкой, узлы подачи ЖРО и наполнителя. Контейнер соединен с узлом подачи ЖРО трубопроводом, с узлом подачи наполнителя через винтовой питатель. Контейнер соединен дополнительно установленным винтовым питателем с термостатированной технологической емкостью, в крышке которой размещен патрубок ввода раствора наполнителя, преимущественно диатомита, патрубок ввода излучателя подключаемой ультразвуковой станции и патрубок вывода газа и паров жидкости. В полости дополнительной емкости смонтирован двухрежимный ТЭН, внутри нее установлен съемный поддон. В верхней газовой части конденсатора подключены ферроцианидные или аэрозольные фильтры, а в его нижней части - вентиль для отвода конденсата жидкости. Изобретение позволяет заменить цемент на диспергированный диатомит, обладающий высокими параметрами связующего материала. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

Способ кондиционирования воды, содержащей тритий // 2627690

Изобретение относится к области охраны окружающей среды от радиоактивного загрязнения и может быть использовано для снижения класса опасности жидких радиоактивных отходов (ЖРО), в том числе высокоактивных отходов (ВАО). Способ кондиционирования воды, содержащей тритий, заключается в соединении ее с предварительно приготовленной смесью порошков прокаленного оксида магния (MgO) и калия фосфорнокислого l-замещенного (KН2РO4), перемешивании до получения однородной суспензии, выдерживании ее до полного отверждения, при этом все компоненты берутся в стехиометрическом соотношении. Размер частиц окиси магния не превышает 100 мкм, а размер частиц калия фосфорнокислого l-замещенного (KН2РО4) не превышает 400 мкм. Изобретение позволяет получить плотную, однородную массу без визуально заметных трещин и отслоений, характеризуется высоким содержанием химически связанной тритиевой воды. 1 з.п. ф-лы.

Способ глубинного захоронения облученного графита уран-графитовых ядерных реакторов // 2632801

Изобретение относится к способам обращения с радиоактивными отходами и может быть использовано для утилизации облученного графита. Cпособ глубинного захоронения облученного графита уран-графитовых ядерных реакторов включает предварительную подготовку отходов к глубинному захоронению, выбор тектонически устойчивых участков земной коры. В выбранных участках земной коры бурят скважину на глубину до 3500 м и одновременно проводят обсадку и цементаж затрубного пространства. В нижней части ствола скважины выполняют перфорацию. Область перфорации отсекают пакером. Облученный графит измельчают механическим способом до образования графитовых частиц размером менее 0,05 мм. Подготавливают смесь размельченного графита (до 250 г/л), бентонита (до 100 г/л) и пропанта (до 20 г/л) в воде. Выполняют гидроразрыв подготовленного пласта, не снижая давления в скважину, изоляцию отходов, затворение и установку цементного стакана. Последующие операции выполняют подъемом участков гидроразрыва вверх по скважине до глубины 1000 м. Изобретение позволяет проводить утилизацию облученного ядерного графита путем надежной изоляции в тектонически устойчивых пластах земной коры. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

Способ ликвидации аварии при разливе радиоактивных растворов // 2632924

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а именно к области эксплуатации объектов по переработке радиоактивных материалов. Способ ликвидации аварии при разливе радиоактивных растворов, включающий нанесение на место разлива полимерсодержащей композиции, обеспечивающей поглощение пролитой жидкости, сушку полученной смеси и ее удаление с обрабатываемой поверхности. Полимерсодержащую композицию, способную поглощать водные органические растворы или их смеси, наносят в виде порошка или влажного геля и в ее состав предварительно вводят дезактивирующие вещества. Изобретение позволяет удалить с поверхности пролитой радиоактивной жидкости с одновременной очисткой поверхности, загрязненной в результате аварии. 5 з.п. ф-лы, 5 пр., 4 табл.

Способ синтеза минералоподобных матриц для изоляции радиоактивных веществ // 2633817

Изобретение относится к области переработки жидких радиоактивных промышленных отходов, в частности матричной иммобилизации. Способ синтеза минералоподобных матриц для изоляции радиоактивных веществ включает смешивание жидких радиоактивных отходов с керамообразующим материалов и застывание получающейся смеси. Керамообразующим материалом является смесь из дигидрофосфата калия (32-42) мас. %, магнезита (технического оксида магния), отожжённого при температуре (500-550)°С (13-20) мас.%, и воды (20-30) мас.%. Изобретение позволяет упростить технологический процесс синтеза минералоподобной матрицы при одновременной иммобилизации в ней радиоактивных отходов. 1 з.п. ф-лы.