Способ очистки облученных графитовых втулок уран-графитового реактора и устройство для его осуществления



Способ очистки облученных графитовых втулок уран-графитового реактора и устройство для его осуществления
Способ очистки облученных графитовых втулок уран-графитового реактора и устройство для его осуществления
Способ очистки облученных графитовых втулок уран-графитового реактора и устройство для его осуществления
Способ очистки облученных графитовых втулок уран-графитового реактора и устройство для его осуществления
Способ очистки облученных графитовых втулок уран-графитового реактора и устройство для его осуществления

Владельцы патента RU 2603015:

федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский Томский политехнический университет" (RU)

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 ядерной физике, а именно к технологии обработки твердых радиоактивных отходов, и может быть использовано для снижения активности облученных графитовых втулок промышленного уран-графитового ядерного реактора.

Известен способ очистки графита [RU 2394758 С2, МПК C01B 31/04 (2006.01), опубл. 20.07.2010], заключающийся в том, что графит нагревают в печи графитации, охлаждают и одновременно обрабатывают дифторхлорметаном. Обработку дифторхлорметаном начинают при нагреве с температуры 2100-2200°С. Нагревают графит до температуры 2700-2800°С и охлаждают в течение 3-4 часов после отключения печи до температуры 1800-1900°С. Почасовой расход дифторхлорметана при нагреве поддерживают равным 0,7-0,8%, а при охлаждении - 0,1-0,5% от массы заготовок.

Недостатки этого способа: появление плавиковой кислоты при разложении дифторхлорметана при температурах более 2100°С, необходимость длительной обработки химическим агентом, вероятность протекания поверхностной реакции графита с образующимся фтором.

Известен способ обработки облученного реакторного графита [RU 2546981 C1, МПК G21F 9/00 (2006.01), опубл. 10.04.2015], при котором графит помещают в термическую камеру. Проводят термическую деструкцию путем продувания через термическую камеру газообразной инертной среды, нагретой до температуры от 700°С до 1100°С. Газовые радиоактивные продукты деструкции выводят в инертную среду. Газообразную инертную среду с продуктами деструкции выводят из термической камеры и подвергают обработке. При этом выделяют и утилизируют радиоактивные соединения трития и хлора-36. Через термическую камеру продувают газообразную кислородсодержащую среду с выведением газовых радиоактивных продуктов реакции в кислородсодержащую среду. Температуру газообразной кислородсодержащей среды поддерживают выше 500°С, но ниже максимальной температуры газообразной инертной среды на этапе термической деструкции. Газообразную кислородсодержащую среду с радиоактивными продуктами реакции выводят из термической камеры и подвергают обработке. При этом выделяют и утилизируют радиоактивные соединения углерода-14. Графит извлекают из термической камеры для последующей утилизации.

Этот способ имеет следующие недостатки:

- преобладание поверхностных процессов приведет к увеличению времени утилизации облученного реакторного графита;

- увеличение объема радиоактивных отходов в результате очистки отходящих газов в скруббере.

Известен способ очистки углеродного материала [SU 1699913 A1, МПК C01B 31/04, опубл. 23.12.1991], включающий нагрев его до температуры графитации и обработку галогенсодержащим газом. Подачу галогенсодержащего газа начинают по достижении температуры 1500-2000°С, материал обрабатывают галогенсодержащим газом, при этом нагрев прекращают и охлаждают материал до 800-1200°С. После чего подачу галогенсодержащего газа прекращают и продолжают вести нагрев до температуры графитации. Это способ выбран в качестве прототипа.

При таком способе необходима длительная обработка твердого углеродного материала химическим агентом в виде галогенсодержащего газа для очистки всего объема.

Известно устройство для разложения углеводородов [RU 2087413 C1, МПК6 C01B 3/24, С09С 1/48, опубл. 20.08.1997], выбранное в качестве прототипа, содержащее плазменную горелку, впускную трубу и впускные патрубки для питающего потока исходного сырья, реакционную камеру, выложенную изнутри графитом, выходное отверстие для конечного продукта и трубу для рециркулирования производимого газа, соединенную с плазменной горелкой. Впускная труба расположена внутри горелки по ее центральной оси и снабжена устройством для регулирования температуры. Горелка снабжена по меньшей мере тремя трубчатыми коаксиально расположенными электродами и размещена на входе в реакционную камеру. Плазменные горелки расположены вдоль боковой стены реакционной камеры. Магнит расположен вне реакционной возле электродов камеры.

Использование графита в качестве материала всех электродов приводит к снижению времени эксплуатации.

Устройство не позволяет перерабатывать сырье в виде твердых объемных блоков.

Задачей изобретения является уменьшение времени очистки графита облученных графитовых втулок уран-графитового реактора от радиоактивных технологических примесей.

Поставленная задача решается за счет того, что облученную графитовую втулку уран-графитового реактора, также как и в прототипе нагревают, обрабатывают газом, переводят примеси в газовую фазу и охлаждают углеродный материал. Согласно предлагаемому изобретению 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 остаточную парогазовую 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, а процесс продолжают до полного испарения графитовой втулки.

Положительный эффект достигается за счет того, что для очистки облученных графитовых втулок уран-графитового реактора используют поток низкотемпературной плазмы и испаряют графит вместе с содержащимися в нем технологическими примесями. Образующиеся пары графита и технологических примесей охлаждают и поэтапно осаждают в первой и второй температурных зонах проточной камеры. Этим достигается пространственное разделение графита и технологических примесей без использования химического агента. Переработку облученного графита графитовых втулок уран-графитового реактора ведут непрерывно. Скорость переработки увеличивается из-за использования объемных процессов температурного разделения вместо поверхностной обработки химическим агентом.

На фиг. 1 представлена принципиальная схема устройства для очистки графита облученных графитовых втулок промышленного уран-графитового реактора от технологических примесей.

На фиг. 2 показан внешний вид диафрагмы.

На фиг. 3 представлен гамма-спектр облученной графитовой втулки.

На фиг. 4 представлен гамма-спектр графита после очистки.

Способ осуществлен с помощью устройства для очистки облученных графитовых втулок уран-графитового реактора (фиг. 1), которое содержит цилиндрическую разъемную проточную камеру, состоящую из трех секций 1, 2, 3, которые последовательно соединены посредством резьбовых соединений.

Секции 1, 2, 3 проточной камеры отделены друг от друга диафрагмами 4, 5, запрессованными внутрь первой 1 и второй 2 секций. Каждая диафрагма 4 и 5 выполнена в виде полого цилиндра (фиг. 2), внутри которого расположен цельный сердечник. Между сердечником и внутренней поверхностью диафрагмы закреплены три наклонные лопасти.

Первая секция проточной камеры 1 (фиг. 1) выполнена из прозрачного кварца, внутри нее на выступах из монокарбида циркония размещена облученная графитовая втулка 6. Нижняя часть первой секции 1 проточной камеры запрессована во фторопластовое основание, оснащенное первым входным патрубком, который через поплавковый ротаметр соединен с баллоном со сжатым аргоном. Внутри первой секции 1 проточной камеры, в центре фторопластового основания, размещен сменный высоковольтный электрод 7, который соединен с источником тока. Между верхней частью графитовой втулки 6 и диафрагмой 4 расположено устройство для определения газовой температуры плазменного потока 8.

Вторая секция 2 проточной камеры выполнена из жаропрочной нержавеющей стали и снаружи окружена теплоизолятором 9 на основе базальтового волокна.

Третья секция 3 проточной камеры выполнена в виде стакана из нержавеющей стали и снаружи окружена водяной рубашкой охлаждения 10. Входной патрубок рубашки охлаждения соединен с источником воды, а выходной патрубок соединен с емкостью, в которой размещен термометр.

Верхняя часть третьей секции снабжена патрубком 11, выполненным в виде тройника с вентилем 12.

Патрубок 11 третьей секции 3 проточной камеры соединен трубопроводом с компрессором 13, который через вентиль 14 связан со вторым входным патрубком 15 первой секции 1 проточной камеры.

Диафрагмы 4, 5 выполнены из высокотемпературной керамики на основе монокарбида циркония. Использован источник тока 5 кВ и 24 кВт APEL-HV-30k. В качестве устройства для определения газовой температуры плазменного потока 8 использовано устройство по патенту RU 122173 U2.

Для очистки графита использовали облученную стандартную графитовую втулку 6 одного из промышленных уран-графитовых реакторов.

Вначале исследовали состав графитовой втулки 6, для чего определили активность технологических примесей и идентифицировали радионуклиды с помощью спектрометрического комплекса Canberra ISOCS с HPGe-детектором коаксиального типа. Спектр гамма-излучения облученной графитовой втулки представлен на фиг. 3.

После гамма-спектрометрического анализа облученную графитовую втулку 6 промышленного уран-графитового реактора установили вертикально на выступы из монокарбида циркония внутрь первой секции 1 проточной камеры. В нижнюю часть первой секции 1 проточной камеры через первый входной патрубок напускали плазмообразующий газ аргон из баллона, находящегося под давлением. При этом вентиль 12 был открыт, вентиль был 14 закрыт, а подкачивающий компрессор 13 отключен. Расход плазмообразующего газа аргона поддерживали на уровне (8-10) л/мин. После прокачки плазмообразующего газа в течение не менее (25-35) сек вентиль 12 перекрывали, подачу плазмообразующего газа из баллона прекращали, вентиль 14 открывали и запускали подкачивающий компрессор 13.

Между сменным высоковольтным электродом 7 и облученной графитовой втулкой 6 создавали дуговой разряд с помощью высоковольтного источника тока APEL-HV-30k. Графит с радиоактивными технологическими примесями облученной графитовой втулки 6 нагревались потоком низкотемпературной плазмы дугового разряда выше температуры 3973K и испарялись.

Образующаяся газовая смесь через диафрагму 4 перемещалась во вторую секцию 2 проточной камеры. Перемещение газа между секциями 1, 2, 3 вдоль проточной камеры обеспечивалось путем создания перепада давления на ее концах с помощью подкачивающего компрессора 13. Газовый поток охлаждался при столкновении на стенках второй секции 2 проточной камеры, температура которых поддерживалась в интервале от 3143K до 3973K с помощью теплоизолятора 9 на основе базальтового волокна. Атомарный углерод осаждался на стенках второй секции 2 проточной камеры.

Остаточный газ через диафрагму 5 перемещался в третью секцию 3 проточной камеры, где охлаждался до температуры ниже 940K. Радиоактивные технологические примеси осаждались на стенках третьей секции 3 проточной камеры. Внешнюю стенку третьей секции 3 проточной камеры охлаждали проточной водой с температурой 290K, циркулирующей в рубашке охлаждения 10. Температуру охлаждающей воды на сливе из рубашки охлаждения 10 контролировали с помощью термометра.

Несконденсированный плазмообразующий газ аргон откачивался через патрубок 11 третьей секции 3 проточной камеры с помощью подкачивающего компрессора 13 и возвращался через патрубок 15 в нижнюю часть первой секции 1 проточной камеры.

За процессом испарения облученной графитовой втулки 6 наблюдали визуально через стенки первой секции 1 проточной камеры. Температуру плазмы контролировали с помощью устройства для определения газовой температуры плазменного потока 8, которое перемещалось вдоль оси первой секции 1 проточной камеры по мере испарения облученной графитовой втулки 6.

После полного испарения облученной графитовой втулки 6 откачивающий компрессор 13 отключали и перекрывали вентиль 14. Открывали вентиль 12 и выпускали плазмообразующий газ аргон из проточной камеры.

Секции 1 и 2 проточной камеры вскрывали и устанавливали в первую секцию 1 новую облученную графитовую втулку 6. Осажденные в различных секциях 2 и 3 проточной камеры графит и технологические примеси извлекали и отправляли на дальнейшее захоронение. Последовательность операций повторяли заново для новой графитовой втулки 6.

Степень излечения графита из облученной графитовой втулки 6 контролировали с помощью спектрометрического комплекса Canberra ISOCS с HPGe-детектором коаксиального типа. На фиг. 3 приведен гамма-спектр исходного облученного графита, а на фиг. 4 - осажденного графита во второй секции 2 проточной камеры при одинаковых временах экспозиции. Видно, что в результате уменьшили активность в 10 раз, что свидетельствует об уменьшении содержания в графите радиоактивных технологических примесей. Время полной очистки участка графитовой втулки длиной 5 см составило 5 мин.

Длины второй 2 и третьей 3 секций проточной камеры подбирали экспериментально. Длина второй секции 2 проточной камеры, оптимизированная по потере осаждаемого в этой зоне графита относительно первоначального веса, составила примерно 40 см. Длина третьей секции 3 проточной камеры, оптимизированная путем наблюдения, образующегося на внутренней стенке трубы конденсата, составляла 170 см. Это обеспечивало максимальное улавливание ультрадисперсных пылинок, образующихся из технологических примесей.

1. Способ очистки облученных графитовых втулок уран-графитового реактора, включающий их нагрев, обработку газом, перевод примесей в газовую фазу, охлаждение углеродного материала, отличающийся тем, что нагревают облученную графитовую втулку 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, а остаточный инертный газ возвращают в первую температурную зону проточной камеры, процесс продолжают до полного испарения графитовой втулки.

2. Устройство для очистки облученных графитовых втулок уран-графитового реактора, содержащее реакционную камеру, с размещенным внутри графитом и коаксиально расположенным электродом, размещенным на входе в реакционную камеру, впускные патрубки, выходное отверстие, соединенное трубопроводом с входным патрубком для рециркулирования газа, отличающееся тем, что реакционная камера выполнена в виде цилиндрической разъемной проточной камеры, состоящей из трех секций, которые последовательно соединены посредством резьбовых соединений и отделены друг от друга диафрагмами, запрессованными внутрь первой и второй секции, причем каждая диафрагма выполнена в виде полого цилиндра, внутри которого расположен цельный сердечник, а между сердечником и внутренней поверхностью диафрагмы закреплены три наклонные лопасти, при этом первая секция проточной камеры выполнена из прозрачного кварца, внутри нее на выступах из размещена облученная графитовая втулка, нижняя часть первой секции проточной камеры запрессована в основание, оснащенное первым входным патрубком, который через поплавковый ротаметр соединен с баллоном, содержащим инертный газ, внутри первой секции проточной камеры, в центре ее основания, размещен сменный электрод, который соединен с источником тока, между верхней частью графитовой втулки и первой диафрагмой расположено устройство для определения газовой температуры плазменного потока, вторая секция проточной камеры выполнена из жаропрочной стали и снаружи окружена теплоизолятором, третья секция проточной камеры выполнена в виде стакана из стали и снаружи окружена водяной рубашкой охлаждения, верхняя часть третьей секции снабжена выходным патрубком, который соединен трубопроводом с компрессором, связанным со вторым входным патрубком первой секции проточной камеры.



 

Похожие патенты:

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.

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.

Группа изобретений относится к способу и устройству для уменьшения содержания радиоактивного материала в объекте, содержащем радиоактивный материал, до безопасного для среды обитания уровня.

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.

Изобретение относится к атомной промышленности. Cпособ обращения с реакторным графитом остановленного уран-графитового реактора включает выборку из кладки реактора.

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 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.

Изобретение относится к технологии обращения с радиоактивными отходами, в частности с низко- и среднеактивными жидкими радиоактивными отходами (ЖРО) с получением продукта, пригодного для долгосрочного хранения. Способ переработки радиоактивных ионообменных смол включает термохимическую обработку смол серосодержащим реагентом, в качестве которого используют элементарную серу, вводимую с избытком по отношению к исходной массе ионообменных смол, а термохимическую обработку проводят при температуре 480-500°C. При этом элементарную серу могут вводить при соотношении сера : ионообменная смола 2÷30:1. Изобретение обеспечивает наряду со значительным уменьшением объема продукта, подлежащего хранению, простоту и надежность процесса. 1 з.п. ф-лы, 5 ил., 1 табл.

Изобретение относится к технологии вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов. Способ формирования барьеров безопасности при создании пункта захоронения особых радиоактивных отходов включает подачу барьерного материала через трубу под собственным весом и перемещение в горизонтальном направлении струей сжатого воздуха, проходящего через воздуховод. Мешки, наполненные глинистым барьерным материалом, размещают над подающей воронкой приемной камеры, снабженной металлическими лезвиями, и после вспарывания подают под собственным весом по направляющему каналу на сито. Просеивают, измельчают и перемещают в смесительную камеру. Аэрируют сжатым воздухом при рабочем давлении около 1,5 кгс/см2 и перемещают по транспортному трубопроводу в горизонтальном направлении в гофрированную трубу. Изобретение позволяет обеспечить бесполостное заполнение пустот барьерными материалами. 2 ил., 1 пр.
Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при переработке отработанного ядерного топлива (ОЯТ) атомных электростанций (АЭС) на операциях растворения. Способ ОЯТ включает обработку в системе диоксида азота. Расчетное количество раствора пероксида водорода и тетраоксида азота приводят в контакт с загрузкой растворяемого материала при температуре 0,5-14,5°C, реакционную смесь нагревают в замкнутой системе до температуры растворения со скоростью 0,1-1,8°C/мин, растворение проводят при температуре 71-98°C и избыточном давлении 0,05-0,45 МПа с подачей в систему кислородсодержащего газового потока в непрерывном либо периодическом режиме под давлением до 0,49 МПа. Изобретение позволяет получить жидкий стабильный при температуре 60-75°С продукт с концентрацией урана 550-1100 г/л и азотной кислоты 0,8-3,5 моль/л. 8 з.п. ф-лы, 3 пр.

Изобретение относится к области радиохимической технологии и может быть использовано в технологии переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Способ извлечения металлов платиновой группы из осадков после осветления продукта кислотного растворения волоксидированного отработавшего ядерного топлива включает окислительную трансформацию осадка, восстановительную обработку. Далее ведут вскрытие восстановленного осадка и селективное отделение платиноидов из полученных растворов Результатом является получение концентрированных азотнокислых растворов металлов платиной группы (рутения, родия, палладия) с величиной удельной активности, позволяющей производить их последующий аффинаж вне защитной зоны. Техническим результатом изобретения является переведение в азотнокислый раствор более 94,3% осадков, образующихся при кислотном растворении и осветлении ОЯТ, извлечение более 92,4% суммы содержащихся в осадках платиноидов, возвращение в переработку 99,4% содержащегося в осадках плутония, очистка платиноидов от продуктов деления с коэффициентами 104-105, получение рутениевого, палладиевого, родиевого концентратов. 28 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 пр.

Способ может быть использован для проведения глубокой дезактивации металлических изделий, на поверхности которых находятся трудноудаляемые радиоактивные загрязнения. В способе проводят электрохимическую дезактивацию металла при одновременном воздействии ультразвуковых колебаний. В качестве дезактивирующего раствора используют водный раствор кислоты, анион которой образует нерастворимое соединение с кальцием. Затем осуществляют нейтрализацию отработавшего дезактивирующего раствора. Далее отделенный от суспензии раствор доукрепляют и повторно используют. Цементированию подергают жидкие радиоактивные отходы, представляющие собой суспензию гидроксидов металлов и труднорастворимых соединений, образуемых кальцием и анионом соответствующей кислоты. Техническим результатом является повышение эффективности дезактивации. 4 табл., 4 пр.
© Патентный поиск, поиск патентов на изобретения - FindPatent.RU 2012-2024
Политика конфиденциальности 2016-11-20 2016-11-19T23:56:18
Наверх