×
10.04.2019
219.017.0315

Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ РАСТВОРЕНИЯ ТВЭЛ, СОДЕРЖАЩИХ МЕТАЛЛИЧЕСКИЙ МАГНИЙ

Вид РИД

Изобретение

Аннотация: Изобретение относится к способам растворения облученного ядерного топлива, содержащего металлический магний, и может быть использовано в радиохимической промышленности. Способ растворения ТВЭЛ, содержащих металлический магний, включает растворение магнийсоставляющей ТВЭЛ без нагревания в азотной кислоте с концентрацией 8-12 моль/л. Полученный раствор нагревают и растворяют в нем топливную композицию. Результат изобретения: повышение взрывопожаробезопасности процесса растворения за счет выделения минимально возможных количеств водорода, образование минимально возможных объемов растворов за счет применения одного реагента в минимальном и достаточном объеме, пригодных для их дальнейшей переработки по пурекс-схеме, сокращение времени растворения ТВЭЛа. 2 ил.

Изобретение относится к способам растворения облученного ядерного топлива, содержащего металлический магний, и может быть использовано в радиохимической промышленности.

Известен способ, по которому магниевую оболочку снимают механически, а оставшиеся следы магния смывают холодным раствором разбавленной азотной кислоты. Топливный сердечник растворяют в кипящей концентрированной азотной кислоте [Подготовка облученного ядерного топлива к химической переработке / Агеенков А.Т., Ненарокомов Э.А. и др. М.: Энергоатомиздат, 1982]. Недостатки метода - сложность оборудования по механическому удалению магниевых оболочек, а также большой объем засоленных высокоактивных отходов, подлежащих регенерации.

По другому способу магний селективно растворяют в серной кислоте с концентрацией 6 моль/л, при этом рекомендовано применять серную кислоту при температуре не выше 50°С для предотвращения перехода в раствор актиноидных элементов. Недостатками данного метода являются повышенное содержание водорода в отходящих газах, большой объем засоленных высокоактивных отходов, не пригодных для их дальнейшей переработки по пурекс-схеме, повышенная коррозия конструкционной стали аппаратов-растворителей [Подготовка облученного ядерного топлива к химической переработке / Агеенков А.Т., Ненарокомов Э.А. и др. М.: Энергоатомиздат, 1982]. Такими же недостатками обладает метод растворения магниевой оболочки в разбавленной серной кислоте при температуре кипения [Ядерная технология / В.П.Шведов, В.М.Седов, М.: Атомиздат, 1979].

Наиболее близким к предложенному способу по технической сущности и достигаемому результату является способ растворения ТВЭЛ с конструктивными элементами, выполненными из алюминий-магниевого сплава, в разбавленной азотной кислоте на холоду. После их удаления сосуд с урановыми сердечниками переносится в другой бак, где производится растворение топлива в кипящей концентрированной азотной кислоте [Подготовка облученного ядерного топлива к химической переработке / Агеенков А.Т., Ненарокомов Э.А. и др. М.: Энергоатомиздат, 1982]. Для растворения алюминия и магния используют разбавленный раствор азотной кислоты с целью предотвращения их перехода в раствор урана. Недостатками метода являются перенос сердечников в другую емкость, что требует дополнительного сложного оборудования, ремонт которого связан с определенными трудностями, а также образование дополнительных объемов жидких отходов в процессе растворения алюминий-магниевого сплава. Фактически большой объем отходов обусловлен не столько необходимостью растворить магниевый сплав, сколько необходимостью полностью погрузить облученные ТВЭЛ в раствор азотной кислоты.

Целью изобретения является разработка способа наиболее быстрого растворения ТВЭЛ, содержащих металлический магний, с выделением минимально возможных количеств водорода и образованием минимально возможных объемов растворов, пригодных для их дальнейшей переработки по пурекс-схеме, сокращение времени растворения ТВЭЛа.

Поставленная цель достигается применением для растворения ТВЭЛ только концентрированной азотной кислоты. При этом сначала в азотной кислоте растворяют магний без нагревания, а затем производят нагрев раствора до температуры, обеспечивающей наиболее быстрый переход конкретной топливной композиции в раствор.

Отличительным признаком способа является то, что для растворения магния используют азотную кислоту с концентрацией от 8 до 12 моль/л и имеющую температуру не выше 30°С.

Другое отличие состоит в том, что раствор, полученный после растворения магния, используют в дальнейшем для растворения непосредственно топливной композиции.

Пример 1. Исследования проводили на металлическом магнии, т.к. именно его наличие во многом определяет способ растворения твэл.

Для экспериментов брали пластинки металлического магния с известной поверхностью и известной массой, пластинки погружали в раствор азотной кислоты различной концентрации. Эксперименты проводили при начальной температуре раствора азотной кислоты от 20 до 30°С и при температуре кипения. В ходе опыта фиксировали время, затраченное на растворение образца магния, выделяющиеся газы анализировали на содержание в них водорода.

Результаты экспериментов представлены в фигурах 1 и 2.

Из представленных данных следует, скорость растворения магния возрастает с увеличением концентрации азотной кислоты при комнатной температуре. При температуре кипения скорости растворения значительно ниже, а содержание водорода в газах, выделяющихся при растворении, значительно выше.

Пример 2. Эксперимент проводили на образце стержневого твэла, сердечник которого диаметром 10 мм выполнен из металлического урана, а оболочка толщиной 0,5 мм из металлического магния, длина образца 10 мм.

Образец погружали в раствор азотной кислоты с концентрацией 10 моль/л объемом 200 мл, имеющую температуру 22°С, через 10 секунд газовыделение прекращалось, что свидетельствовало об окончании растворения магния. Далее включали нагрев раствора, нагрев продолжали до достижения температуры кипения раствора. Через 4 часа урановый сердечник растворился полностью.

СпособрастворенияТВЭЛ,содержащихметаллическиймагний,вазотнойкислоте,включающийрастворениемагнийсоставляющейТВЭЛбезнагреванияспоследующимрастворениемтопливнойкомпозициипринагревании,отличающийсятем,чтодлярастворениямагнияиспользуютазотнуюкислотусконцентрацией8-12моль/л,азатемвэтомжерастворепроводятрастворениетопливнойкомпозиции.
Источник поступления информации: Роспатент

Showing 11-20 of 33 items.
29.12.2017
№217.015.f063

Способ получения радионуклида никель-63

Изобретение относится к способу производства радиоактивных изотопов технического назначения. В заявленном способе изготовление стартовой мишени осуществляют из меди естественного изотопного состава или обогащенной по изотопу медь-63, облучение мишени проводят в потоке быстрых нейтронов (в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002629014
Дата охранного документа: 24.08.2017
17.02.2018
№218.016.2ac1

Способ выделения и разделения плутония и нептуния

Изобретение относится к способу экстракционного выделения и разделения плутония и нептуния из азотнокислых растворов, содержащих плутоний, нептуний, технеций и уран. Способ предусматривает подготовку раствора к экстракции путем стабилизации плутония в степени окисления (IV), а нептуния в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002642851
Дата охранного документа: 29.01.2018
25.06.2018
№218.016.675a

Вещество для иммобилизации бериллия, содержащегося в высокоактивных растворах

Изобретение относится к области переработки жидких радиоактивных растворов, в частности к отверждению высокоактивных растворов, содержащих бериллий и другие стабильные и радиоактивные элементы. В качестве вещества для иммобилизации бериллия из высокоактивных растворов используют натрий...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002658329
Дата охранного документа: 20.06.2018
01.07.2018
№218.016.694b

Способ определения активности мазков из носовой полости персонала

Изобретение относится к области гигиены труда и медицины и раскрывает способ проведения радиационного контроля в случае ингаляционного поступления содержащих актиниды радиоактивных аэрозолей в организм персонала. Способ характеризуется тем, что осуществляют взятие мазка из носовой полости...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002659387
Дата охранного документа: 29.06.2018
09.09.2018
№218.016.85b6

Способ получения актиния-225

Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов для ядерной медицины. Способ основан на облучении в тепловом нейтронном потоке ядерного реактора мишени, содержащей радионуклид торий-228, и находящегося в равновесии с ним дочернего продукта радиоактивного распада радия-224....
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002666343
Дата охранного документа: 07.09.2018
04.10.2018
№218.016.8e7e

Алюмофосфатное стекло для иммобилизации радиоактивных отходов

Изобретение относится к области локализации жидких радиоактивных отходов, в частности к составам для отверждения жидких радиоактивных растворов и пульп путем их остекловывания. Алюмофосфатное стекло содержит следующие компоненты, мас. %: NaO 19,0-23,0; AlO 13,0-16,0; PO46,0-51,0; модифицирующая...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002668605
Дата охранного документа: 02.10.2018
11.10.2018
№218.016.9067

Телескопическая грузоподъемная штанга

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к оборудованию для перегрузки отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000 в бассейнах-хранилищах отработавшего ядерного топлива. Телескопическая грузоподъемная штанга выполнена из нержавеющей стали и содержит тросовый...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002669197
Дата охранного документа: 09.10.2018
07.02.2019
№219.016.b788

Чехол хранения отработавших тепловыделяющих сборок от реакторов типа ввэр-1000

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для хранения отработавших ядерных топливных элементов реактора ВВЭР 1000. Чехол хранения отработавших тепловыделяющих сборок от реакторов типа ВВЭР-1000 состоит из чехловых труб, центрального стержня с грибком, крышки,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002679007
Дата охранного документа: 05.02.2019
01.03.2019
№219.016.cc64

Композиция для цементирования жидких радиоактивных отходов

Изобретение относится к области локализации жидких радиоактивных отходов и может быть использовано в атомной энергетике и на радиохимических производствах для отверждения радиоактивных растворов и пульп. Сущность изобретения: композиция для отверждения жидких радиоактивных отходов, позволяющая...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002375773
Дата охранного документа: 10.12.2009
10.04.2019
№219.016.fff4

Способ получения концентрата радионуклида молибден-99

Изобретение относится к области химической технологии производства радиоактивных изотопов медицинского назначения. Молибден-99 в течение последних 30 лет является наиболее используемым в радиоизотопной диагностике радионуклидом. Сущность изобретения: в качестве сорбента для выделения...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002288516
Дата охранного документа: 27.11.2006
Showing 1-2 of 2 items.
20.08.2013
№216.012.620f

Способ подготовки растворов переработки оят, содержащих комплексообразующие вещества, для экстракционного извлечения многовалентных актинидов

Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива. Способ подготовки растворов переработки ОЯТ, содержащих комплексообразующие вещества, для экстракционного извлечения многовалентных актинидов при подавлении действия комплексообразователей, состоит из введения в раствор...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002490735
Дата охранного документа: 20.08.2013
27.04.2019
№219.017.3ca2

Способ очистки экстракта актинидов первого экстракционного цикла purex-процесса от технеция

Изобретение относится к технологии переработки отработанного ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС). Способ очистки экстракта актинидов первого экстракционного цикла PUREX-процесса от технеция включает экстракцию урана, плутония, нептуния разбавленным три-н-бутилфосфатом и очистку...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002686076
Дата охранного документа: 24.04.2019
+ добавить свой РИД