Способ извлечения актинидов из отработавших высокоэффективных фильтров очистки воздуха



Владельцы патента RU 2772669:

Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (RU)

Изобретение относится к области техники, связанной с разработкой методов и аппаратов для переработки из видов радиоактивных отходов (РАО), образующихся в процессе фабрикации ядерного топлива и переработки отработавшего ядерного топлива - высокоэффективных аэрозольных фильтров воздуха, насыщенных твердыми частицами-носителями делящихся материалов. Предложен способ извлечения актинидов из отработавших высокоэффективных фильтров очистки воздуха, в котором после окислительного обжига в течение 2 ч при 300°С фильтроткань извлекают из корпуса, а отмывку фильтра ведут не менее 60 мин в реакционном объеме в форме параллелепипеда раствором с температурой до 65-70°С, содержащим 15 масс.% азотной кислоты и подвергаемым постоянному турбулентному перемешиванию в ультразвуковом поле с частотой 20,9-23,9 кГц и удельной мощностью не менее 5,6 Вт/дм3, формируемом массивом излучателей, расположенных как минимум в трех гранях параллелепипеда. Предлагаемый способ позволяет перевести более 98% актинидов в раствор, который может быть направлен на их извлечение сорбционными либо экстракционными методами. 2 ил.

 

Область техники, к которой относится изобретение

Изобретение относится к области техники, связанной с разработкой методов и аппаратов для переработки из видов радиоактивных отходов (PAD), образующихся в процессе фабрикации ядерного топлива и переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) - высокоэффективных аэрозольных фильтров воздуха, насыщенных твердыми частицами-носителями делящихся материалов.

Уровень техники

Известны способы и аппараты ультразвуковой обработки РАО, предназначенные для очистки массивных изделий, имеющих поверхностные загрязнения радионуклидами (RU 2635202, 09.11.2017, RU 2384906, 20.03.2010, RU 2416833, 20.04.2011, RU 2329555 С2, 21.08.2006). Значительное количество охранных документов посвящено восстановлению эксплуатационных характеристик многоразовых металлотканевых фильтров, используемых в гражданской авиации для очистки топлива, масел, гидравлических жидкостей и т.п. (RU 49740 U1, 10.12.2005, RU 2378036, 10.01.2010, SU 1033162, 07.08.1983). Способов извлечения ценных компонентов из НЕРА-фильтров с помощью ультразвуковых колебаний не обнаружено. Также известен способ извлечения плутония из высокоэффективных аэрозольных (НЕРА) фильтров методом кучного выщелачивания. Процесс ведется в установке петлевого типа с циркуляцией 4 моль/л азотнокислого раствора, содержащего нитраты церия, через штабель фрагментированной загрязненной фильтроткани и проточный электролизер, окисляющий ионы Се3+ до Се4*, служащих окислителем для перевода нерастворимого PuO2 в форму PuO22+ (Scheitlin F.M., Bond W.D. Recovery of Plutonium from HEPA Filters by Ce(IV) - Promoted Dissolution of PuO2 and Recycle of the Cerium Promoter. Oak Ridge National Laboratory, 1980. 64 p.ORNL/TM-6802) (прототип).

Недостатками этого способа являются сложность аппаратурного] оформления, затрудняющая его полномасштабное применение в радиохимическом производстве и наличие окислителя Се4+ в выщелачивающем растворе, способствующее интенсивной коррозии нержавеющей стали, что требует выбора особых конструкционных материалов. Единственный материал анода, продемонстрировавший достаточную устойчивость к выщелачивающему раствору - платина, использование которой ведет к удорожанию аппаратурного оформления процесса.

Раскрытие сущности изобретения

Один из видов вторичных радиоактивных отходов, образующихся на радиохимическом производстве, являются высокоэффективные аэрозольные фильтры (или НЕРА-фильтры) локальных систем газоочистки. В ряде технологических цепочек, таких как фабрикация карбидного, нитридного, силицидного или оксидного топлива, либо переработка ОЯТ, данный тип фильтров может накапливать значимые количества урана, плутония и минорных актинидов (нептуний, америций и кюрий). Из всех радионуклидов, присутствующих в ядерном топливном цикле, данные группы представляют наибольшую угрозу окружающей среде ввиду свойственным им альфа-активности, длительным периодам полураспада и высокой склонности к геохимической миграции. В соответствии с принципом радиационной эквивалентности, при котором суммарная активность захораниваемых отходов соответствует активности добытого для их производства урана. Потери делящихся материалов совместно со всеми видами отходов не должна превышать 0,1% от их содержания в ОЯТ, что требует принятия мер по их максимальному возврату в ядерный топливный цикл. В основе действия НЕРА-фильтров лежат 4 физических эффекта: зацепление, инерция, диффузия и сито, в связи с чем частицы ассимилируются не на поверхности, а в волокнистой и плохо смачиваемой толще фильтрующей перегородки, что является принципиальным отличием от фильтров иного типа. Использование сгораемых изделий в радиохимическом производстве ограничено из соображений безопасности, поэтому в качестве перегородки указанных фильтров используется стеклобумага, устойчивая к химическим и термическим воздействиям. Данное обстоятельство существенно затрудняет селективное извлечение целевого компонента из отработанной перегородки и для обеспечения максимальной эффективности требует полного растворения фильтроматериала, что неминуемо приведет к загрязнению продуктового раствора компонентами стекла, в частности кремнием, гидролизованные соединения которого осложняют фазоразделительные процессы.

Задачей изобретения является извлечение делящихся материалов; из отработавших высокоэффективных аэрозольных фильтров (НЕРА-фильтров) и перевод их в форму, удобную для дальнейшей гидрометаллургической переработки. Это достигается тем, что после окислительного обжига из отработавшего фильтра извлекается загрязненная фильтрующая перегородка и обрабатывается горячим постоянно перемешиваемым турбулентными потоками азотнокислым раствором в ультразвуковом поле, формируемым массивом ультразвуковых излучателей. В ходе обработки твердые частицы претерпевают два воздействия: выбивание ультразвуком из толщи фильтр-материала в реакционный объем и их последующее растворение кислотой.

Техническим результатом заявленного изобретения является возможность достаточно полного (до 98,4%) извлечения делящихся материалов из отработавших высокоэффективных фильтров (НЕРА-фильтров) очистки воздуха с фазоразделительной перегородкой, выполненной из стеклобумаги.

Описание чертежей

На фиг. 1, 2 представлен внешний вид фильтра, подвергаемого обработке:

Осуществление изобретения

Отработавший высокоэффективный аэрозольный фильтр подвергается обжигу в воздушной атмосфере при температуре 300°С в результате дисперсные частицы актинидов, представленные металлами, нитридами или карбидами переходят в оксидную форму (фиг. 1. После этого фильтроткань механически извлекают (фиг. 2 из корпуса фильтра и помещают в турбулентно перемешиваемый раствор, содержащий 15 масс. % азотной кислоты и нагретый до 65-70°С. На реакционный объем, имеющий форму параллелепипеда, подается ультразвуковое поле с частотой 20,9 - 23,9 кГц таким образом, что его источники располагаются на верхней, нижней и двух боковых сторонах, а его удельная мощность составляет не менее 5,6 Вт/дм3. Обработку проводят в течение заданного промежутка времени (не менее 60 минут), полученный продуктовый раствор направляется на дальнейшую гидрометаллургическую переработку.

Техническим результатом, обеспечиваемым приведенной совокупностью признаков, является возможность промышленного извлечения до 98,4% делящихся материалов из высокоэффективных аэрозольных (HEPA) фильтров в аппарате ваннового типа, не содержащем дорогостоящих и неметаллических конструкционных материалов, формирующих потоки вторичных радиоактивных отходов.

Способ извлечения актинидов из отработавших высокоэффективных фильтров очистки воздуха, отличающийся тем, что после окислительного обжига в течение 2 ч при 300°С фильтроткань извлекают из корпуса, а отмывку фильтра ведут не менее 60 мин в реакционном объеме в форме параллелепипеда раствором с температурой до 65-70°С, содержащим 15 масс.% азотной кислоты и подвергаемым постоянному турбулентному перемешиванию в ультразвуковом поле с частотой 20,9-23,9 кГц и удельной мощностью не менее 5,6 Вт/дм3, формируемом массивом излучателей, расположенных как минимум в трех гранях параллелепипеда.



 

Похожие патенты:

Устройство относится к области ядерной техники и может быть использовано для очистки и дезактивации металлических конструкционных элементов ядерных энергетических установок и облученной графитовой кладки реакторов. Устройство содержит корпус, диэлектрическую крышку и сменный анод, имеющий форму пластины, геометрически подобной выбранному участку дезактивируемой поверхности, подключенную к аноду систему электрического питания плазмы, отрицательный полюс которой соединен с дезактивируемой поверхностью, являющейся катодом, эластичную прокладку, установленную по периметру корпуса и герметизирующую пространство между корпусом и дезактивируемой поверхностью, систему ввода и систему откачки рабочего газа, манипулятор для перемещения устройства по выбранным участкам дезактивируемой поверхности.

Изобретение относится к области радиохимической технологии и может быть использовано на предприятиях, использующих пирохимическую технологию для дезактивации радиохимического оборудования и материалов. Осуществляют выдержку матрицы, содержащую хлориды щелочных металлов и хлориды урана и плутония, в экстракционной ячейке высокого давления в среде сверхкритического или жидкого растворителя в присутствии спирта, краун-эфира и фосфорсодержащего экстрагента и последующий сбор экстрагированных солей металлов.

Изобретение относится к способу дезактивации загрязненной радиоактивными веществами металлической поверхности путем введения в контакт с дезактивирующим раствором, содержащим комплексообразующий реагент и ион переходного металла, который выбирают из группы, включающей цинк, никель, кобальт и их смеси.

Изобретение относится к способу и устройству по переработке облученного в реакторе АЭС углерода. Способ включает выбор метода разделения изотопов Углерода из группы технологий разделения: газовая диффузия, сопловой метод, газовое центрифугирование, метода аэродинамической сепарации, лазерный метод.
Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов (РАО), образующихся в процессе разрушения облученных тепловыделяющих сборок (ОТВС) реакторов на быстрых нейтронах (РБН), методом индукционно-шлакового переплава в холодном тигле. Разработана установка индукционно-шлакового переплава в холодном тигле, в которой получают металлический слиток заданной длины, используют специально подобранный флюс на основе не содержащей летучих компонентов системы Al2O3-MgO-Fe2O3-CaO, обеспечивающий очистку КМ ОТВС и образование шлака, не содержащего ни силикатов, ни фторидов.

Изобретение относится к области обработки материалов с радиоактивным заражением и может использоваться для снижения активности и выгрузки ионообменных смол из ионообменных фильтров ядерной энергетической установки и передачи их на дальнейшую обработку и захоронение. Контейнер-сборник для ионообменных смол заполняют шихтой отработавших ионообменных смол, в виде пульпы, гидродинамическим способом.
Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно - к способам дезактивационной обработки облученного реакторного графита, например облученных графитовых блоков отражателей и замедлителей активных зон, и может быть использовано при снятии с эксплуатации реакторов с графитовым замедлителем. Поверхностный слой внутреннего отверстия графитового блока удаляют с помощью гидроабразивной резки и отправляют на переработку или на захоронение, а затем оставшуюся часть подвергают термообработке инертным газом с объемным содержанием кислорода 3-5% при температуре 700°C в течение 1-2 ч.
Изобретение относится к области радиохимической технологии и может быть использовано в производстве уран-плутониевых топливных композиций для возврата актинидов в производство, и для дезактивации радиохимического оборудования и материалов, и извлечения актиноидов из твердых радиоактивных отходов. В изобретении предлагается использовать насыщенную азотной кислотой композицию, состоящую из растворителя, комплексообразователя и активатора.

Изобретение относится к способу предварительной очистки содержащих радионуклиды, такие как Co-60, растворов, таких как кубовые остатки ядерных установок, посредством осаждения неактивных нуклидов в гидротермальном процессе и последующего отделения осажденных твердых веществ. Способ удаления комплексов радионуклидов, в частности EDTA-комплексов Co-60, из растворов, таких как кубовые остатки ядерных установок, включает в себя предварительную очистку раствора посредством осаждения, по меньшей мере, неактивных нуклидов в гидротермальном процессе с предотвращением разрушения комплексов, по меньшей мере, Co-60 и последующее отделение осажденных в предварительной очистке твердых веществ и последующее разрушение, по меньшей мере, комплексов Co-60 и отделение Co-60.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при дезактивации радиоактивных отходов. Предварительно твердые радиоактивные отходы подвергают дефрагментации до размеров, пригодных для их размещения в ультразвуковой и электрохимической ванне.

Изобретение относится к способу извлечения урана из нагруженной ураном смолы. Раствор (А) приводят в контакт со смолой (А) с получением смеси раствора (В) и смолы (В).
Наверх