×
09.03.2020
220.018.0aa3

Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ РАСТВОРЕНИЯ ВОЛОКСИДИРОВАННОГО ОБЛУЧЕННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Вид РИД

Изобретение

Аннотация: Изобретение относится к процессам растворения облученного ядерного топлива (ОЯТ), конкретно к растворению волоксидированного топлива, состоящего из высокодисперсных частиц. Способ растворения волоксидированного облученного ядерного топлива включает загрузку волоксидированного ОЯТ в корзину-контейнер с перфорированной обечайкой, перемещение корзины-контейнера в аппарат-растворитель, растворение топлива, опорожнение аппарата-растворителя и извлечение корзины-контейнера. Перед загрузкой волоксидированного ОЯТ на наружную поверхность обечайки корзины-контейнера наносят герметизирующий слой из материала, совместимого с ОЯТ и имеющего высокие показатели адгезии к металлической поверхности и внутренней когезии, быстро разрушаемый в начале растворения при контакте с реагентом-растворителем. Изобретение позволяет исключить потери ОЯТ и загрязнения технологических помещений и коммуникаций. 2 з.п. ф-лы, 1 пр.

Изобретение относится к процессам растворения облученного ядерного топлива (ОЯТ), конкретно к растворению волоксидированного топлива, представляющего собой рыхлую субстанцию (насыпная плотность 1,6÷1,8 г/см3), состоящую из высокодисперсных частиц.

Известен способ растворения облученного ядерного топлива в аппаратах барабанного или цилиндрического типа с загрузкой топливной композиции непосредственно в рабочую полость аппарата. В данном случае на операцию растворения топливо поступает в виде нарубленных фрагментов твэлов, содержащих топливные таблетки (В.И. Землянухин, Е.И. Ильенко, А.Н. Кондратьев, Л.Н. и др. Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС. М., Энергоатомиздат, 1983, с. 61-63).

Недостатком способа является невозможность загрузки топлива после процедуры его окислительной обработки (волоксидации) его с целью удаления из него летучих продуктов деления, прежде всего трития, иода, т.к. частицы топлива размером в несколько десятков микрон обладают выраженным пылящим свойством и высокой проникающей способностью в линии сдувки газового тракта и в помещение загрузки топлива при проведении транспортных операций.

Известен способ растворения тонкодисперсного топлива с выемной корзиной-контейнером с перфорированной обечайкой, которая имеет поверхность в виде отверстий или щелей (Equipment for the dissolution of core material from sheared power reactor fuel/W.S. Groenier. ORNL-TM-3194, 1971, p.p. 12-15). Данный способ растворения топливной композиции принят нами за прототип.

Недостатком способа-прототипа является то, что крупноячеистая перфорация корзины-контейнера, необходимая для свободного доступа реагента-растворителя, не является препятствием для выхода высокодисперсных частиц ОЯТ из объема контейнера на операциях загрузки и транспортирования контейнера с неизбежным при этом загрязнением газового тракта и образованием просыпей высокоактивного материала.

Техническим результатом предлагаемого изобретения является исключение потерь ОЯТ и загрязнения технологических помещений и коммуникаций, включая линии сдувки газового тракта.

Указанный технический результат достигается тем, что в способе растворения, включающем операции загрузки волоксидированного ОЯТ в корзину-контейнер с перфорированной обечайкой, перемещения корзины-контейнера в аппарат-растворитель, растворения топлива, опорожнения аппарата-растворителя и извлечения корзины-контейнера на наружную поверхность обечайки корзины-контейнера перед загрузкой наносят герметизирующий слой из материала, совместимого с ОЯТ, быстро разрушаемый в начале растворения при контакте с реагентом-растворителем.

Вещество, используемое в качестве герметизатора, должно быть совместимо с составом топлива и иметь низкую температуру плавления. К таким веществам относятся кристаллогидраты азотнокислых солей совместимых с ОЯТ катионов-высаливателей, например, тетрагидрат нитрата кальция (Ca(NO3)2⋅4H2O, tпл=40°C), наногидрат нитрата алюминия (Al(NO3)3⋅9H2O, tпл=70°C), наногидрат нитрата железа (Fe(NO3)3⋅9H2O, tпл=47,2°C) или, что предпочтительней, гексагидрат нитрата уранила, UO2(NO3)2⋅6H2O. Последнее соединение абсолютно совместимо с перерабатываемым ОЯТ, так как является его составной частью после растворения, имеет высокие показатели адгезии к металлической поверхности и внутренней когезии (В.И. Волк, Л.В. Арсеенков, С.Н. Веселов и др. Физико-химические основы процесса кристаллизационного выделения и очистки урана в виде плава гексагидрата нитрата уранила. Тезисы докладов VI Российской конференции по радиохимии. Москва, 2009 г., с. 221) и низкую температуру плавления, 60°С.

Нанесение покрытия осуществляют обработкой наружной поверхности обечайки предварительно охлажденной корзины-контейнера расплавом соли-герметизатора. Обработку производят либо погружением корзины-контейнера в расплав, либо распылением расплава на наружную поверхность корзины-контейнера. Температуру, до которой предварительно охлаждают корзину-контейнер, и продолжительность обработки расплавом соли-герметизатора определяют предварительно, исходя из массы и теплоемкости корзины-контейнера и обеспечения сплошности слоя соли-герметизатора.

Быстрое (практически моментальное) разрушение герметизирующего слоя происходит в аппарате-растворителе за счет одновременного расплавления и растворения соли в горячей азотной кислоте.

Пример осуществления способа.

Испытания проводили с использованием макета корзины-контейнера, имеющего сплошное днище и съемную крышку. Геометрические размеры указанного макета:

диаметр наружный, см - 3;

диаметр внутренний, см - 2,9;

высота, см - 16;

объем, см3 - 105.

Перфорация выполнена в виде круглых отверстий диаметром 1,5 мм общей площадью 7 см2, что составляет 5% от площади обечайки.

В качестве загрузки использовали волоксидированное необлученное ядерное топливо.

Проведено два эксперимента:

эксперимент 1 - загрузку и утряску топлива выполняли в контейнере без покрытия;

эксперимент 2 - загрузку и утряску топлива выполняли в контейнере с покрытием на основе гексагидрата нитрата уранила. Нанесение покрытия обеспечивали погружением контейнера в расплав соли. Контроль сплошности нанесения герметизирующего слоя осуществляли визуально.

В каждом эксперименте масса загрузки топлива составляла 180 граммов октаоксида триурана.

В эксперименте 1 потери топлива после операции утряски составили 1,2%.

В эксперименте 2 потерь топлива после операции утряски не отмечено.

Источник поступления информации: Роспатент

Showing 11-20 of 62 items.
25.08.2017
№217.015.a53c

Способ приготовления имитатора для отработки процессов осветления продуктов кислотного растворения отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для испытаний оборудования в технологии переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Способ приготовления имитатора для отработки процессов осветления продуктов кислотного растворения отработавшего ядерного...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002607647
Дата охранного документа: 10.01.2017
25.08.2017
№217.015.c6c9

Пленкообразователь выпарного аппарата

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к выпарным аппаратам радиохимических производств, предназначенным для упаривания высокоактивных растворов, а более конкретно к устройствам для создания тонкой пленки в греющих камерах (испарителях), и может найти применение в химической,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002618875
Дата охранного документа: 11.05.2017
25.08.2017
№217.015.c76a

Способ извлечения серебра из азотнокислых актиноид-содержащих растворов (варианты)

Изобретения могут быть использованы в технологии цветных металлов, при переработке промышленных растворов шлихообогатительных фабрик и аффинажных производств, в технологии производства и переработки отработавшего ядерного топлива. Способ включает нейтрализацию раствора, восстановление серебра...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002618874
Дата охранного документа: 11.05.2017
26.08.2017
№217.015.e5a6

Способ упаривания высокоактивного рафината от переработки отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) атомных станций (АЭС), в частности к технологии обращения с высокоактивным рафинатом экстракционного цикла переработки продукта кислотного растворения ОЯТ на стадии его концентрирования перед утилизацией путем...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002626767
Дата охранного документа: 01.08.2017
26.08.2017
№217.015.e5bd

Крышка ампулы для отработавшей тепловыделяющей сборки реактора рбмк-1000

Изобретение относится к ядерной технике, к обращению с отработавшим ядерным топливом. Крышка содержит внутреннюю расточку с верхним и нижним кольцевыми выступами и дном. Дно выполнено составным из двух частей: верхней - чашки и нижней - диска, изготавливаемых из листовой стали. Конический...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002626762
Дата охранного документа: 01.08.2017
26.08.2017
№217.015.e5d3

Способ растворения волоксидированного облученного ядерного топлива

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при переработке облученного ядерного топлива (ОЯТ). Способ растворения волоксидированного ОЯТ включает обработку ОЯТ в гетерогенной системе с участием диоксида азота. Порошкообразный материал (ОЯТ) приводят в контакт с...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002626764
Дата охранного документа: 01.08.2017
26.08.2017
№217.015.e5e7

Способ консервации остатков радиоактивных отходов в емкостях-хранилищах

Изобретение относится к атомной промышленности в части консервации емкостей-хранилищ радиоактивных отходов. Способ консервации остатков радиоактивных отходов в емкостях-хранилищах включает заполнение емкости-хранилища бетоном с использованием штатных технологических отверстий и пробуренных...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002626766
Дата охранного документа: 01.08.2017
29.12.2017
№217.015.fb9b

Способ извлечения палладия из высокоактивного рафината экстракционного цикла переработки отработавшего ядерного топлива (варианты)

Группа изобретений относится к области прикладной радиохимии в части обращения с образующимися при переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) жидкими радиоактивными отходами (ЖРО). Способ заключается во введении в высокоактивный рафинат комплексообразователя (аминоуксусной кислоты),...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002639884
Дата охранного документа: 25.12.2017
29.12.2017
№217.015.fd23

Способ получения смешанного уран-плутониевого оксида

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано в процессах производства смешанного оксидного ядерного топлива и переработки отработавшего ядерного топлива. Сущность изобретения заключается в укрупнении зерна осадка путем интеграции в его состав органического...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002638543
Дата охранного документа: 14.12.2017
19.01.2018
№218.016.0bec

Способ извлечения металлов платиновой группы из осадков после осветления продукта кислотного растворения волоксидированного отработавшего ядерного топлива

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...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002632498
Дата охранного документа: 05.10.2017
Showing 11-20 of 53 items.
10.05.2016
№216.015.3bf0

Способ осветления суспензий и устройство для его осуществления

Изобретение относится к гидрометаллургической технологии переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), конкретно к осветлению малоконцентрированных суспензий, образующихся при растворении ОЯТ. Способ включает подачу очищаемого потока в корпус фильтра, пропускание потока через неподвижный...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002583811
Дата охранного документа: 10.05.2016
10.08.2016
№216.015.5406

Способ экстракционного извлечения урана и плутония

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки облученного ядерного топлива. Способ экстракционного извлечения урана и плутония из водного раствора включает две последовательные стадии противоточной обработки водного потока (потока питания) оборотным...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002593831
Дата охранного документа: 10.08.2016
13.01.2017
№217.015.85cf

Способ переработки облучённого ядерного топлива

Изобретение относится к переработке облученного ядерного топлива. Способ переработки облученного ядерного топлива включает волоксидацию топлива, удаление из топлива молибдена, технеция и рутения, растворение топлива. Удаление молибдена, технеция и рутения осуществляют перекисно-щелочной...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002603019
Дата охранного документа: 20.11.2016
25.08.2017
№217.015.a515

Способ разложения нитрата аммония в технологических растворах радиохимического производства

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано в технологии переработки аммонийсодержащих технологических растворов и жидких радиоактивных отходов (ЖРО), образующихся при эксплуатации радиохимического производства. Способ разложения нитрата аммония в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002607646
Дата охранного документа: 10.01.2017
25.08.2017
№217.015.c6c9

Пленкообразователь выпарного аппарата

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к выпарным аппаратам радиохимических производств, предназначенным для упаривания высокоактивных растворов, а более конкретно к устройствам для создания тонкой пленки в греющих камерах (испарителях), и может найти применение в химической,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002618875
Дата охранного документа: 11.05.2017
25.08.2017
№217.015.c76a

Способ извлечения серебра из азотнокислых актиноид-содержащих растворов (варианты)

Изобретения могут быть использованы в технологии цветных металлов, при переработке промышленных растворов шлихообогатительных фабрик и аффинажных производств, в технологии производства и переработки отработавшего ядерного топлива. Способ включает нейтрализацию раствора, восстановление серебра...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002618874
Дата охранного документа: 11.05.2017
25.08.2017
№217.015.c97e

Способ окислительной обработки (волоксидации) облученного ядерного топлива

Изобретение относится к области радиохимической технологии и может быть использовано для отделения трития на головных операциях процесса переработки облученного ядерного топлива. Сущность изобретения заключается в одновременном воздействии на топливную композицию окислительно-активных...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002619583
Дата охранного документа: 17.05.2017
26.08.2017
№217.015.e588

Способ растворения облученного ядерного топлива

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...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002626763
Дата охранного документа: 01.08.2017
26.08.2017
№217.015.e5a6

Способ упаривания высокоактивного рафината от переработки отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) атомных станций (АЭС), в частности к технологии обращения с высокоактивным рафинатом экстракционного цикла переработки продукта кислотного растворения ОЯТ на стадии его концентрирования перед утилизацией путем...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002626767
Дата охранного документа: 01.08.2017
26.08.2017
№217.015.e5d3

Способ растворения волоксидированного облученного ядерного топлива

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при переработке облученного ядерного топлива (ОЯТ). Способ растворения волоксидированного ОЯТ включает обработку ОЯТ в гетерогенной системе с участием диоксида азота. Порошкообразный материал (ОЯТ) приводят в контакт с...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002626764
Дата охранного документа: 01.08.2017
+ добавить свой РИД