×
10.07.2019
219.017.ad2d

Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ ДОЛГОВРЕМЕННОГО ХРАНЕНИЯ ТВЕРДЫХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

Вид РИД

Изобретение

Аннотация: Изобретение относится к долговременному хранению твердых радиоактивных отходов (ТРО), образующихся при эксплуатации промышленных реакторов, в процессе работы атомных электростанций и других ядерных производств. При долговременном хранении ТРО, включающем их складирование в хранилищах и изоляцию путем заполнения пустот между отходами и стенками хранилища песчано-глинистыми породами, для заполнения полостей между фрагментами и деталями находящихся в хранилище ТРО, а также между стенками и дном хранилища используют текучую смесь, образованную смешением песчано-глинистой породы с водой при соотношении 1 породы на 2-8 л воды, создавая тем самым дополнительный барьер на пути распространения радионуклидов. Используют песчано-глинистую породу, содержащую 15-30% (здесь и далее мас.%) глинистых минералов и 40-60% кварца. Заполнение пустот в хранилище текучим песчано-глинистым раствором начинают снизу (со дна) и осуществляют постадийно, отдельными порциями, с выдержкой после нагнетания каждой порции от 5 до 30 суток до достижения максимального уплотнения слоя. При использовании заявленного способа песчано-глинистая масса, заполнив все пустоты между фрагментами ТРО, а так же между дном и стенками хранилища, формирует глинистый монолит, который будет сохранять пластичность и не будет подвергаться растрескиванию под воздействием градиента температур. 2 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к долговременному хранению твердых радиоактивных отходов (ТРО), образующихся при эксплуатации промышленных реакторов, в процессе работы атомных электростанций и других ядерных производств.

Действующая в России система обращения с ТРО предусматривает, в основном, их хранение без обработки в различных типах поверхностных или слабозаглубленных хранилищах (колодезного типа), находящихся на промплощадках АЭС и предприятий ЯТЦ.

Такие хранилища обычно выполнены в виде бетонных резервуаров большого объема (сотни кубометров), которые постепенно заполняют низко- и среднеактивными отходами (части труб технологических каналов, части графитовых деталей и графитовая крошка, загрязненные детали, фрагменты металлоконструкций, инструмент и т.д.). Вследствие незначительного содержания тепловыделяющих радионуклидов в отходах в хранилищах не происходит повышения температуры.

При длительных сроках эксплуатации (десятки лет) практически неизбежны нарушения в бетонных стенах и днищах хранилищ ввиду образования макро- и микротрещин, локальные разрушения бетона, через которые происходит поступление в хранилище поверхностных и грунтовых вод, атмосферных осадков. При контакте поверхностей твердых отходов с этими водами в них попадают радионуклиды, которые с потоком воды будут мигрировать в геологической среде, попадать в водоносные горизонты, загрязнять биосферу. Таким образом, существующие хранилища могут представлять большую опасность для окружающей среды, и поэтому требуется принятие мер, предупреждающих распространение радиоактивных загрязнений и повышающих надежность изоляции ТРО при долговременном хранении.

Очевидно, что поиск и разработка способов хранения ТРО, обеспечивающих водонепроницаемость хранилищ и локализацию радионуклидов в пределах хранилища, является актуальной задачей для предприятий ЯТЦ.

Наиболее перспективны и практически осуществимы способы консервации ТРО и их безопасного хранения, включающие фиксирование отходов в соответствующем матричном материале, обладающем стабильными гидроизоляционными свойствами.

Так, известен способ консервации твердых отходов путем залива полости контейнеров расплавленным битумом, который обладает гидрофобными свойствами. (Заявка Великобритании №1525068, МКИ G21F 9/36. Опубликована 20.09.78, №4669). Однако битум весьма пожароопасен и не может быть рекомендован для предприятий ЯТЦ, особенно в крупнотоннажном применении. Под воздействием радиоактивного излучения битум подвергается радиационной деструкции с выделением взрывоопасных газов.

Известен способ, согласно которому фрагменты ТРО заливают пластмассовой быстродействующей композицией на основе карбамидоформальдегидной смолы с добавлением пенообразователя, кислотного отвердителя и воды (Патент РФ №2078388, МПК6 G21F 9/34 от 08.10.91 г.). Для консервации хранилищ, в которых находятся десятки тонн ТРО, такой способ неприемлем по экономическим соображениям. Кроме того, матрицы органического происхождения также пожароопасны и подвергаются деструкции под воздействием радиоактивного излучения.

Известен также способ (А.с. СССР №1793478, МКИ6 G21F 6/36 от 19.11.90 г.), согласно которому ТРО, размещенные в контейнере или в бетонной емкости, заливают бетоном, являющимся инертным негорючим материалом.

Основные недостатки этого способа: бетон не обладает достаточной долговременной стойкостью под воздействием перепадов температур и водной эрозии. Под воздействием этих факторов возможны разломы всего бетонного массива аналогично бетонным стенкам хранилища и постепенное его разрушение, в результате чего невозможно гарантировать изоляцию радиоактивных отходов на сроки более длительные, чем содержание их навалом в существующих бетонных емкостях.

Известен способ, по которому контейнеры с радиоактивными отходами устанавливают в хранилищах, например в горных выработках, а затем производят закладку свободных пространств между контейнерами, стенками хранилища и его днищем буферными материалами, например бентонитом и др. (Патент РФ №2069906, МКИ6 G21F 9/24, опубликован 27.11.96 г., Бюл. №33) с последующим перекрытием сверху заполненного доверху хранилища и механическим уплотнением бентонитового слоя.

Основным недостатком данного способа является то, что он не может быть применен для существующих хранилищ, которые уже заполнены в навал (хаотично) ТРО из различных материалов, отличающихся по конфигурации (отрезки труб, фрагменты металлоконструкций, графитовые обломки и др.). Бентонитовым порошком невозможно заполнить имеющиеся пустоты между фрагментами конструкций различной геометрии и стенками уже существующего хранилища без предварительной выгрузки из него отходов. Способ пригоден только для заполнения новых хранилищ, когда ТРО, преимущественно упакованные в контейнеры, укладывают в хранилище и одновременно (послойно) засыпают бентонитовым грунтом, который дополнительно утрамбовывают. Чтобы использовать способ для действующих хранилищ, уже заполненных ТРО, необходимо отходы выгрузить, рассортировать, а затем послойно засыпать бентонитом, располагая их между слоями бентонита и утрамбовывая каждый вновь положенный слой. Выполнить такой комплекс работ практически невозможно без загрязнения окружающей среды и переоблучения персонала, проводящего работы. Кроме того, в случае проникновения воды в хранилище, заполненное бентонитом, его объем может возрасти в 5-10 раз, что приведет к разрушению хранилища и нарушению его герметичности.

В качестве прототипа по технической сущности и достигаемому эффекту выбран известный способ (ЕР 0081403), согласно которому в трещины в грунте в зоне хранения радиоактивных отходов закачивают вязкий раствор, содержащий смесь на основе различных цементов и глин, таких как монтмориллонит и вермикулит. В процессе затвердения такой смеси формируется кристаллическая структура, в которую включается вода, таким образом образование барьера происходит в результате химической реакции. Основным недостатком способа является невозможность его использования для создания барьера в существующих хранилищах ТРО. Это связано с тем, максимальное заполнение пустот в уже существующем хранилище происходит только при поэтапном режиме нагнетания барьерной композиции, при этом перерыв между этапами нагнетания может достигать до 30 суток. С использованием композиции по способу-прототипу при поэтапном режиме нагнетания будет формироваться барьер из несвязанных между собой частей (образующихся после каждого этапа нагнетания), а не монолит, так как химическая реакция, в результате которой происходит затвердение барьерной композиции, осуществляется в определенном объеме, в данном случае, в объеме смеси, помещенной в хранилище за каждый этап. Это приведет к увеличению водопроницаемости барьера, снижению изолирующих свойств по отношению к радионуклидам. Аналогичные процессы будут происходить и в случае возникновения дефектов в кристаллической структуре барьера как при его формировании, так и в процессе его долговременной эксплуатации. Высокое содержание твердого вещества в вязкой массе ограничивает ее проникающую способность в сложные по конфигурации полости, мелкие трещины и поры. В случае повышения содержания воды в композиционной смеси система становится двухфазной: вода и подвижная твердая фаза, не способная образовывать кристаллическую структуру и не обладающая водоизоляционными свойствами, так как воды значительно больше, чем необходимо для образования кристаллической структуры. При образовании барьера по способу-прототипу отсутствуют подвижные мелкодисперсные частицы, способные заиливать трещины и поры в бетонных стенках хранилища и ограничивать миграцию радионуклидов.

Технической задачей изобретения является разработка более простого и экономически эффективного способа долговременного хранения ТРО в существующих хранилищах, уже заполненных отходами, обеспечивающего надежную локализацию радионуклидов в пределах хранилища и более качественное заполнение пустот между фрагментами отходов в объеме хранилища.

Поставленная задача решается тем, что при долговременном хранении ТРО, включающем их складирование в хранилищах и изоляцию путем заполнения пустот между отходами и стенками хранилища песчано-глинистыми породами, для заполнения полостей между фрагментами и деталями находящихся в хранилище ТРО, а также между стенками и дном хранилища используют текучую смесь, образованную смешением песчано-глинистой породы с водой при соотношении твердой и жидкой фаз 1:2÷8 (к одному килограмму породы добавляется от 2 до 8 литров воды), создавая тем самым дополнительный барьер на пути распространения радионуклидов.

Песчано-глинистые породы, используемые в качестве материала барьера, добываются из месторождений, расположенных в районе размещения объекта ЯТЦ. Критерием пригодности песчано-глинистой породы для использования является содержание глинистых минералов и кварца: 15-30% (здесь и далее мас.%) глинистых минералов и 40-60% кварца, что обеспечивает:

- высокую сорбционную способность такой породы по отношению к радионуклидам, присутствующим в ТРО;

- ее минимальную набухаемость при смешении с водой;

- минимальную водопроницаемость барьера, сформированного из такой породы.

Задача доставки песчано-глинистого раствора решается тем, что в толще твердых радиоактивных отходов предварительно выполняют до дна одну или несколько вертикальных и/или наклонных скважин, например, штатным буровым инструментом, вибробурами и др., и по ним нагнетают текучий песчано-глинистый раствор через обсадные перфорированные трубы.

Текучий песчано-глинистый раствор подают вниз на дно, заполняя пустоты и обволакивая отходы снизу доверху до перекрытия верхнего уровня отходов. Подача такого раствора снизу обеспечивает равномерное и полное заполнение всех пустот между фрагментами ТРО, исключает образование воздушных пробок. Формирование барьера при использовании песчано-глинистого раствора происходит за счет седиментации минеральных частиц (физический процесс), что обеспечивает образование противомиграционного и противофильтрационного барьера в объеме хранилища. Соотношение глинистых минералов (15-30%) и кварца (40-60%) в природном материале, используемом для создания барьера, позволяет достичь максимальной степени уплотнения твердой фазы с образованием монолита (продолжительность формирования монолита от 5 до 30 суток).

Заполнение пустот в хранилище с отходами текучим песчано-глинистым раствором осуществляют многостадийно отдельными порциями с выдержкой после нагнетания каждой порции от 5 до 30 суток до достижения максимального уплотнения слоя. Такой режим заполнения хранилищ с отходами позволяет исключить появление трещин, образующихся со временем. Каждая предыдущая порция, подвергаясь выдержке, стабилизируется по консистенции в объеме. При образовании трещин в бетонных стенках хранилища глинистые мелкодисперсные частицы будут заиливать поры и трещины, а при отслаивании фрагмента барьера от стенок хранилища на одном из этапов нагнетания пустоты будут заполнены текучей массой на последующем этапе, обеспечивая монолитность барьера в объеме.

Заявленный способ имеет преимущества перед прототипом: песчано-глинистая текучая масса, заполнив все пустоты между фрагментами ТРО, а также дном и стенками хранилища, формирует глинистый монолит, в который включены ТРО (глинистый монолит выполняет роль матрицы для ТРО). Образование такого монолита возможно при использовании породы, содержащей 15-30% глинистых минералов и 40-60% кварца. При таком соотношении минералов монолит, образованный при периодическом заполнении существующего хранилища барьерной композицией, надежно изолирует радиоактивные материалы от окружающей среды. По сравнению с цементом (по способу-прототипу), при использовании которого невозможно заполнение всех пустот в существующем хранилище, текучая песчано-глинистая масса формирует монолит, который будет в течение всего периода времени хранения ТРО сохранять пластичность и не подвергаться растрескиванию под воздействием градиента температур, геологических сдвигов и эрозии, в отличие от бетонного монолита глинистый монолит обладает свойством самозалечивания трещин.

При заполнении бетонного корпуса хранилища текучая песчано-глинистая масса (1 кг породы, смешанный с 2-8 л воды) будет проникать в трещины и несплошности в уже имеющихся бетонных стенах. На начальном этапе заполнения хранилища текучим глинистым раствором будет происходить фильтрация воды в поры прилежащих слоев грунта, но после образования песчано-глинистого монолита (в течение 5-30 суток) фильтрация прекратится, так как будет сформирован барьер. Процесс кольматации илистой фракцией глинистого материала трещин и пор в стенках хранилища и в слое грунта, прилегающего к стенам хранилища с его наружной стороны, дополнительно обеспечивает повышение гидроизоляции хранилища.

Таким образом, вода, являющаяся мобильной средой, что делает нежелательным ее присутствие в известных способах хранения ТРО, в предлагаемом способе оказывается полезной, так как позволяет доставить песчано-глинистую породу в пустоты, существующие в хранилище, сформировать в объеме хранилища глинистый монолит с включенными в него ТРО и способствует заиливанию глинистыми частицами трещин в бетонной оболочке и пор грунта, герметизируя их за счет кольматации.

ПРИМЕР ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ.

Использовали: 1. Сосуд цилиндрической формы (диаметром 150 мм, материал полиэтилен), в днище которого по периферии было выполнено несколько щелей с раскрытием до ~2,0 мм.

2. Воронку Бюхнера (d ~150 мм) с фильтровальной бумагой и без нее.

Сосуд и воронку заполняли ломом: обломками кирпича, графита, фарфорового боя на высоту до ~200 мм. В центре сосуда установили трубу ⌀ 20 мм. Затем по трубе на дно подавали вязкотекучую смесь порциями (пять стадий), состоящую из глинистого природного материала и воды, заполняли этой смесью сосуд с различным ломом на высоту до 200 мм, при этом слой глинистого материала над уровнем лома составлял 10-15 мм. Через отверстия в днище сосуда происходило отделение воды в процессе постадийного нагнетания глинистого раствора, одновременно происходила седиментация глинистых частиц и образование глинистого монолита с включенным в него ломом, что сопровождалось прекращением выделения воды через дно сосуда. После этого в сосуд залили воду, слой воды составил ~30 мм. Во всех вариантах опытов после 100 дней выдержки и наблюдений:

- протечек из отверстий днища не отмечено;

- масса глинистой матрицы, контактирующей с водой, не разрыхлилась, не окаменела, сохранила пластичность.

Полученные положительные результаты лабораторных испытаний дают основание полагать, что образованная по предлагаемому способу матрица может обеспечить увеличение гидроизоляции и безопасность существующих хранилищ при большой длительности хранения ТРО.

При использовании песчано-глинистой породы, содержащей менее 15% глинистых минералов, ее сорбционная емкость оказывается недостаточной при использовании в качестве противомиграционного барьера, а при использовании породы, содержащей свыше 30% глинистых минералов, не достигается необходимой степени уплотнения монолита. Такой же эффект наблюдается при использовании песчано-глинистой породы, содержащей кварца менее 40%. При содержании кварца более 60% образуется барьер, неоднородный по минералогическому составу, с повышенным содержанием кварца в нижней части барьера.

При использовании текучей массы, содержащей менее 2 л воды на 1 кг породы, образуется вязкий раствор, который не заполняет все полости и пустоты в существующем хранилище ТРО, а при использовании текучей массы, содержащей более 8 л воды на 1 кг породы, на границе расслаивания твердой и жидкой фаз не будет формироваться монолит, образуется зона с повышенным содержанием не оседающих мелкодисперсных частиц.

Время выдержки после каждого этапа нагнетания текучей массы на основе песчано-глинистой породы определяется степенью заполнения существующего хранилища ТРО и соотношением глинистых минералов и кварца в породе. При заполнении объема хранилища на 30% (ТРО в виде крупных фрагментов) процесс формирования барьера после каждого этапа нагнетания заканчивается через 5 суток, а при 70% (максимальном) заполнении объема хранилища отходами (мелкие фрагменты ТРО) барьер формируется в течение 30 суток. За такое же время происходит полная седиментация глинистых минералов при их максимальном содержании в породе, равном 30%.

Заявленный способ можно использовать в существующих хранилищах твердых радиоактивных отходов реакторных производств, атомных станций и других предприятий, где образуются ТРО и хранение их организовано аналогичным способом. Способ пригоден также в различных производствах ряда вредных и особо токсичных веществ химической промышленности для обезвреживания твердых отходов.

Источник поступления информации: Роспатент

Showing 1-10 of 27 items.
20.01.2013
№216.012.1c2f

Способ приготовления порошка диоксида урана

Изобретение относится к технологии производства ядерного топлива для энергетических реакторов, в частности, к процессам получения порошков диоксида урана для изготовления сердечников твэлов. Способ приготовления порошка двуокиси урана, содержащего выгорающий поглотитель, включает разложение...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002472709
Дата охранного документа: 20.01.2013
20.01.2013
№216.012.1c30

Способ очистки гексафторида урана

Изобретение относится к технологии очистки гексафторида урана от легколетучих примесей и может быть использовано для улучшения качества и снижения себестоимости продукции газоразделительных производств. Способ очистки гексафторида урана от легколетучих примесей включает переведение гексафторида...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002472710
Дата охранного документа: 20.01.2013
20.01.2013
№216.012.1c31

Способ растворения кремнийсодержащей пульпы

Изобретение относится к области переработки и обезвреживания высокоактивных пульп и может быть использовано на радиохимических производствах. Способ растворения кремнийсодержащей пульпы включает растворение кремниевой кислоты в растворе щелочи, причем к пульпе приливают раствор натриевой щелочи...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002472711
Дата охранного документа: 20.01.2013
10.06.2013
№216.012.47f3

Бункер-питатель со шнековой выгрузкой для порошков, склонных к сводообразованию

Изобретение относится к технологии хранения и дозированной подачи порошкообразных материалов, склонных к сводообразованию и каналообразованию в бункерах-дозаторах со шнековой выгрузкой. Устройство содержит корпус с патрубком загрузки и патрубком выгрузки. Внутри корпуса размещено подвижное...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002483999
Дата охранного документа: 10.06.2013
10.06.2013
№216.012.4808

Способ получения тетрафторида урана

Изобретение относится к способам получения тетрафторида урана, а именно к способам получения тетрафторида урана на переделе гидрофторирования диоксида урана, и может быть использовано в производстве гексафторида урана или металлического урана. Способ получения тетрафторида урана включает...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002484020
Дата охранного документа: 10.06.2013
20.08.2013
№216.012.5f91

Цанговый патрон

Цанговый патрон для зажима деталей содержит корпус с внутренней конической поверхностью, установленный в корпусе зажимной элемент, выполненный в виде цанги с наружной рабочей конической поверхностью, и механизм перемещения, для расширения технологических возможностей зажимной элемент снабжен...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002490097
Дата охранного документа: 20.08.2013
20.08.2013
№216.012.608c

Способ переработки химического концентрата природного урана

Изобретение относится к технологии переработки химических концентратов природного урана (ХКПУ), включающей выщелачивание (растворение) концентрата и экстракцию урана с использованием трибутилфосфата (ТБФ) в углеводородном разбавителе. Способ включает растворение концентрата с использованием...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002490348
Дата охранного документа: 20.08.2013
20.09.2013
№216.012.6a78

Способ увеличения проницаемости фильтрующего элемента

Изобретение относится к технологии фильтрации технологических сред с трубчатыми фильтрующими элементами, имеющими внутренний тонкопористый слой, закрепленный на внешнем грубопористом слое, применяемыми для очистки газов и разделения газовых смесей. Способ заключается в том, что пропускают поток...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002492907
Дата охранного документа: 20.09.2013
27.10.2013
№216.012.7a04

Способ переработки химического концентрата природного урана

Изобретение относится к способам переработки химических концентратов природного урана (ХКПУ), имеющих повышенное содержание примесей серы и железа, а также, возможно, фосфора. Способ включает растворение ХКПУ в растворе азотной кислоты, экстракцию и реэкстракцию урана. Растворению подвергают...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002496898
Дата охранного документа: 27.10.2013
27.10.2013
№216.012.7b3c

Способ изотопного восстановления регенерированного урана

Изобретение относится к технологии рециклирования ядерных энергетических материалов и может быть использовано для возврата урана, выделенного из отработавшего ядерного топлива, в топливный цикл легководных реакторов. Способ изотопного восстановления регенерированного урана включает повышение в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002497210
Дата охранного документа: 27.10.2013
Showing 1-10 of 17 items.
20.09.2013
№216.012.6aab

Способ изготовления заготовки обечайки активной зоны корпуса реактора типа ввэр

Изобретение относится к металлургии и может быть использовано при изготовлении крупногабаритных обечаек корпусов реакторов типа ВВЭР-1000. Изготавливают цельнокованую заготовку длиной не менее длины обечайки с учетом технологических припусков. Толщина стенки заготовки превышает толщину стенки...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002492958
Дата охранного документа: 20.09.2013
10.04.2015
№216.013.3fc4

Способ создания барьера in situ для предотвращения миграции компонентов радиоактивных отходов из зон захоронения и областей радиоактивного загрязнения

Изобретение относится к средствам захоронения и утилизации жидких радиоактивных отходов и может быть использовано на предприятиях, хранящих радиоактивные отходы (РАО) низкой и средней активности в хранилищах различного типа, а также в зонах радиационных загрязнений с потенциальным выходом...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002547812
Дата охранного документа: 10.04.2015
27.12.2016
№216.013.9e02

Способ кондиционирования донных отложений содержащих радионуклиды

Изобретение относится к средствам локализации радиоактивных отходов, в частности донных отложений, загрязненных радионуклидами. Заявленный способ кондиционирования донных отложений включает их смешение с веществом, обеспечивающим их заключение в керамическую матрицу (калий-магний-фосфатную...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002572080
Дата охранного документа: 27.12.2015
10.04.2016
№216.015.31cb

Способ вывода из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора

Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к технологии вывода из эксплуатации уран-графитовых реакторов. После перевода уран-графитового реактора в ядерно-безопасное состояние путем очистки помещений, технологических систем и шахт от просыпей и россыпей ядерного топлива до...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002580819
Дата охранного документа: 10.04.2016
13.01.2017
№217.015.9222

Способ переработки радиоактивных донных отложений

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, направлено на сохранение природных ресурсов и защиту среды обитания человека, изобретение может быть использовано для локализации радиоактивных отходов, в частности донных отложений, загрязненных радионуклидами. Способ переработки...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002605607
Дата охранного документа: 27.12.2016
29.12.2017
№217.015.fb55

Способ поиска и обнаружения источников гамма-излучения в условиях неравномерного радиоактивного загрязнения

Изобретение относится к области дозиметрии, а именно к способу осуществления, поиска и обнаружения источников гамма-излучения. Способ поиска и обнаружения источников гамма-излучения в условиях неравномерного радиоактивного загрязнения дополнительно содержит этапы, на которых определяют источник...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002640311
Дата охранного документа: 27.12.2017
19.01.2018
№218.016.0ccf

Способ глубинного захоронения облученного графита уран-графитовых ядерных реакторов

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...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002632801
Дата охранного документа: 09.10.2017
12.07.2018
№218.016.703b

Способ подготовки графитовых радиоактивных отходов к захоронению

Изобретение относится к технологии уничтожения твердых отходов или их переработки. Способ подготовки графитовых радиоактивных отходов к захоронению включает размещение облученного графита в термической камере, проведение термической деструкции путем продувания через термическую камеру...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002660804
Дата охранного документа: 10.07.2018
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
20.02.2019
№219.016.bce7

Аустенитная коррозионно-стойкая сталь

Изобретение относится к металлургии, в частности к разработке составов легированных аустенитных сталей, используемых в различных отраслях промышленности для деталей ответственного назначения. Аустенитная коррозионно-стойкая сталь, содержит компоненты в следующем соотношении, в мас.%: углерод...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002284366
Дата охранного документа: 27.09.2006
+ добавить свой РИД