×
20.11.2013
216.012.8362

СПОСОБ КОНТРОЛЯ СОДЕРЖАНИЯ УРАНА В ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ СРЕДАХ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК

Вид РИД

Изобретение

Юридическая информация Свернуть Развернуть
Краткое описание РИД Свернуть Развернуть
Аннотация: Изобретение относится к области аналитической радиохимии и обеспечения безопасности эксплуатации ядерных энергетических установок (ЯЭУ). Контроль содержания урана в технологических средах ЯЭУ осуществляют следующим образом: отбирают пробу технологической среды, подщелачивают ее до рН 9-11 добавлением аммиака, фильтруют через ацетатцеллюлозную мембрану со свежеосажденной двуокисью марганца, растворяют мембрану с двуокисью марганца в соляной кислоте при кипении, восстанавлливают уран аскорбиновой кислотой и металлическим цинком до степени окисления IV, а затем определяют содержание урана в растворе фотометрическим методом с использованием арсеназо III в солянокислой среде. Техническим результатом является упрощение и повышение оперативности контроля, а также снижение предела обнаружения урана в 40 раз.
Основные результаты: Способ контроля содержания урана в технологических средах ядерных энергетических установок, включающий отбор пробы технологической среды, выделение урана путем осаждения в щелочной среде с использованием аммиачных соединений и свежеосажденной двуокиси марганца, растворение осадка в горячей соляной кислоте и определение содержания урана в растворе фотометрическим методом с использованием арсеназо III в солянокислой среде, отличающийся тем, что щелочную среду пробы создают добавлением аммиака, двуокись марганца осаждают на ацетатцеллюлозную мембрану, через которую затем фильтруют пробу, затем мембрану с осажденной двуокисью марганца растворяют в соляной кислоте при кипении с последующим охлаждением раствора, а уран перед контролем его содержания в растворе восстанавливают аскорбиновой кислотой и металлическим цинком до степени окисления IV.
Реферат Свернуть Развернуть

Изобретение относится к области аналитической радиохимии и обеспечения безопасной эксплуатации ядерных энергетических установок (ЯЭУ).

Уран, являющийся основой ядерного топлива, появляется в технологических средах ЯЭУ при нарушении герметичности тепловыделяющихся элементов (твэлов). При загрузке реактора ЯЭУ считается допустимым наличие не более 0,1% негерметичности твэлов [Никифоров А.С., Куличенко В.В., Жихарев М.И. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. - М., 1985, с.6-7]. При этом в начальный период эксплуатации ЯЭУ (до накопления продуктов деления) эта негерметичность приводит к выходу в теплоноситель только урана. Поэтому контроль содержания урана в технологических средах ЯЭУ обеспечивает безопасность установок на всех этапах их эксплуатации.

Наиболее распространенным способом определения урана в растворах является его предварительное отделение от примесей методами экстракции, ионного обмена или осаждения с последующим измерением содержания урана фотометрическим методом с использованием окрашивающих комплексообразователей (роданида, дибензоилметана, арсеназо) [Марченко З.К. Фотометрическое определение элементов. - М., Мир, Москва, 1971. С.414-426].

Так, известен метод отделения урана путем экстракции его из азотнокислых растворов кислородсодержащими растворителями, главным образом простыми и сложными эфирами и кетонами с последующим фотометрическим его определением с использованием роданида [Марченко З.К. Фотометрическое определение элементов. - М., Мир, Москва, 1971, с.415, 416-417].

Недостатками экстракционного способа являются использование вредных и пожароопасных органических растворителей, длительность процесса экстракции, а также то, что метод с использованием роданида, обладающий недостаточной чувствительностью, применяют в основном для определения урана в рудах и концентратах при относительно высоком его содержании.

Известен также сорбционный метод выделения урана на анионообменных смолах в виде анионных комплексов из растворов азотной, соляной или уксусной кислот в смеси с органическими растворителями такими, как метанол, этанол, ацетон, эфир, диоксан и другие смешивающиеся с водой растворители с последующим элюированием урана и фотометрическим его определением с использованием дибензоилметана [Марченко З.К. Фотометрическое определение элементов. - М., Мир, Москва, 1971, с.415, 418].

Основные недостатки этого способа те же, что и у экстракционного и, несмотря на более высокую чувствительность дибензоилметана, он применяется в основном при анализе урановых руд и минералов.

Аппаратурно наиболее простым методом отделения урана от примесей является осаждение в щелочной среде с использованием карбоната аммония и свежеосажденной двуокиси марганца (МnO2) [Марченко З.К. Фотометрическое определение элементов. -М., Мир, Москва, 1971, с.416], а наиболее чувствительным фотометрическим методом измерения с использованием арсеназо I в слабощелочной среде или арсеназо III в сильнокислой среде [Марченко 3. К. Фотометрическое определение элементов. - М., Мир, Москва, 1971, с.419-421], что позволяет определять и малые концентрации урана в технологических средах ЯЭУ. Данный способ по своей сущности и достигаемому техническому результату наиболее близок к заявляемому и выбран в качестве прототипа.

Недостатком данного способа является то, что осадительное отделение урана требует двукратного осаждения (переосаждения) и последующего длительного упаривания фильтратов для достижения исходного объема пробы, что исключает оперативность контроля, что особенно важно для технологических сред ЯЭУ. Кроме того, предел обнаружения урана в растворе в этом случае составляет ~ 50 мкг/л.

Задача, решаемая данным изобретением, заключается в упрощении и повышении оперативности контроля, снижении предела обнаружения урана.

Техническим результатом изобретения является снижение предела обнаружения урана в технологических средах ЯЭУ и повышении оперативности контроля.

Сущность изобретения заключается в том, что в способе контроля содержания урана в технологических средах ЯЭУ, включающем отбор пробы, выделение урана путем осаждения в щелочной среде с использованием аммиачных соединений и свежеосажденной двуокиси марганца (МnO2), растворение осадка в горячей соляной кислоте (НСl) и определение урана в растворе фотометрическим методом с использованием арсеназо III в солянокислой среде, согласно изобретению щелочная среда пробы создается добавлением аммиака, а МnO2 осаждается на ацетатцеллюлозную мембрану, через которую затем фильтруется проба, затем мембрана с МnO2 растворяется в НС1 при кипячении, после охлаждения раствора уран восстанавливается аскорбиновой кислотой и металлическим цинком до степени окисления IV, а затем производится измерение содержания урана в солянокислом растворе фотометрическим методом.

По сравнению с известными способами, применяемыми для контроля содержания урана в технологических сред ЯЭУ, использование согласно изобретению ацетатцеллю-лозных мембран, на которые сначала наносится свежеосажденная МnO2, которая затем после фильтрации пробы растворяется вместе с мембраной в соляной кислоте, обеспечивается эффективное концентрирование и последующее надежное определение урана в ацетатцеллюлозной среде, что не следует явным образом из уровня техники, так как в способе - прототипе МnO2 используется лишь для отделения урана от примесей [Марченко З.К. Фотометрическое определение элементов. - М., Мир, Москва, 1971, с.416], и, следовательно, заявляемый способ соответствует критерию изобретательского уровня.

Способ осуществляется следующим образом.

Пробу технологических сред ЯЭУ подщелачивают добавкой аммиака до рН 9-11 и фильтруют через ацетатцеллюлозную мембрану со свежеосажденной двуокисью марганца (МnO2). МnO2 наносят на мембрану путем погружения ее в 0,4 М раствор пермарганата калия (КМnO4) в течение 10-20 секунд. После фильтрации пробы мембрану с МnO2 растворяют в 4 М растворе НСl при кипячении. В охлажденный раствор в пересчете на 1 литр добавляют ~5 г аскорбиновой кислоты и до 2 г металлического цинка для восстановления урана до степени окисления IV. После выдержки и перемешивания вносят 0,05% раствор арсеназо III и измеряют поглощение при 655 нм (красный светофильтр) относительно холостой пробы, в качестве которой используется продукт растворения ацетатцеллюлозной мембраны со свежеосажденной МnO2 без урана.

Поскольку предел обнаружения урана в растворе, подвергаемом фотометрическому анализу ~ 50 мкг/л, то реальный предел обнаружения зависит от объема пробы профильтрованной через ацетатцеллюлозную мембрану со свежеосажденной МnO2.

Примеры конкретного выполнения.

Пример 1 (Прототип). Пробу технологических сред ЯЭУ объемом 25 мл с содержанием урана 50 мкг/л подщелачивали карбонатом аммония до рН 11, добавляли КМnO4 для перевода урана в степень окисления VI, а затем небольшое количество спирта для восстановления избытка КМnO4 до МnO2 и нагревали для осаждения в виде карбонатов или гидроксидов большинства примесных тяжелых металлов. При этом ионы урана образовывали растворимые карбонатные комплексы. Реакционную смесь фильтровали и осадок промывали 1% раствором соды. Затем его растворяли в горячей 4 М НСl и снова осаждали карбонатом аммония. Объединенные фильтраты подкисляли НСl и упаривали до объема исходной пробы. Продолжительность подготовки пробы составляла не менее 4 часов.

К упаренному фильтрату добавляли 0,05% раствор арсеназо III, переносили в мерную колбу на 50 см3, доводили до метки 4 М НСl и измеряли поглощение при 655 нм относительно холостого опыта. Погрешность измерения составляла не более ±30% при доверительной вероятности 0,95.

Пример 2 (Заявляемый способ). Отличается от примера 1 тем, что пробу с содержанием урана 1 мкг/л объемом 1 л подщелачивали аммиаком а затем фильтровали через ацетатцеллюлозную мембрану «Владипор» с размером пор 0,3-0,9 мкм (диаметром 35 мм) со свежеосажденной МnO2 под давлением 0,4 МПа. После фильтрации пробы мембрану промывали дистиллированной водой. Затем мембрану с МnO2 растворяли в 25 мл 4 М раствора НСl при кипячении. Продолжительность подготовки пробы за счет фильтрования через мембрану под давлением не превышала 2 часов. В охлажденный раствор добавляли ~150 мг аскорбиновой кислоты и до 2 г металлического цинка для восстановления урана до степени окисления IV. После выдержки и перемешивания вносили 0,05% раствор арсеназо III и измеряли поглощение при 655 нм (красный светофильтр) относительно холостой пробы, в качестве которой использовали продукт растворения ацетатцеллюлозной мембраны со свежеосажденной МnO2 без урана. Погрешность измерения составляла не более ±30% при доверительной вероятности 0,95.

Предлагаемый способ по сравнению с прототипом обеспечивает повышение предела обнаружения урана в растворе в 40 раз. При этом продолжительность процесса подготовки пробы сокращается в 2 раза при значительно меньшей трудоемкости.

В предлагаемом способе используются те же реагенты, выпускаемые в промышленных масштабах, что и в прототипе. Таким образом, предлагаемый способ является промышленно применимым.

Способ контроля содержания урана в технологических средах ядерных энергетических установок, включающий отбор пробы технологической среды, выделение урана путем осаждения в щелочной среде с использованием аммиачных соединений и свежеосажденной двуокиси марганца, растворение осадка в горячей соляной кислоте и определение содержания урана в растворе фотометрическим методом с использованием арсеназо III в солянокислой среде, отличающийся тем, что щелочную среду пробы создают добавлением аммиака, двуокись марганца осаждают на ацетатцеллюлозную мембрану, через которую затем фильтруют пробу, затем мембрану с осажденной двуокисью марганца растворяют в соляной кислоте при кипении с последующим охлаждением раствора, а уран перед контролем его содержания в растворе восстанавливают аскорбиновой кислотой и металлическим цинком до степени окисления IV.
Источник поступления информации: Роспатент

Показаны записи 31-40 из 52.
01.03.2019
№219.016.cb1e

Способ переработки жидких радиоактивных отходов атомных электрических станций (варианты)

Группа изобретений относится к области переработки жидких радиоактивных отходов, а именно к способам концентрирования, сушки и отверждения солевого концентрата. Способ переработки жидких радиоактивных отходов заключается в концентрировании отходов упариванием при температуре 105-150°С путем...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002342721
Дата охранного документа: 27.12.2008
01.03.2019
№219.016.cb4d

Способ имитации сигнала ионизационной камеры ядерного реактора

Способ предназначен для настройки и поверки приборов измерения мощности и реактивности ядерных реакторов и оперативной проверки их работоспособности. Устанавливают ядерный реактор на фиксированный уровень мощности, регистрируют импульсные сигналы датчиков нейтронного потока с помощью...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002392673
Дата охранного документа: 20.06.2010
01.03.2019
№219.016.ccb2

Способ химической дезактивации оборудования атомных электрических станций

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано для дезактивации радиоактивно загрязненного оборудования атомных электрических станций (АЭС). При химической дезактивации проводят двухванную окислительно-восстановительную обработку поверхностей оборудования водными...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002338278
Дата охранного документа: 10.11.2008
01.03.2019
№219.016.ceb0

Способ переработки твердых смешанных радиоактивных отходов

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а точнее к атомной энергетике, и предназначено для использования при переработке (обезвреживании) смешанных радиоактивных отходов. Способ переработки твердых смешанных радиоактивных отходов включает их термическую деструкцию в химически...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002452050
Дата охранного документа: 27.05.2012
29.03.2019
№219.016.f0b8

Способ химической дезактивации оборудования атомных электрических станций

Изобретение относится к области атомной энергетики и предназначено для удаления эксплутационных радиоактивных отложений с поверхностей оборудования первых контуров атомных электрических станций (АЭС). При химической дезактивации проводят однованную трехстадийную обработку поверхностей...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002340967
Дата охранного документа: 10.12.2008
29.03.2019
№219.016.f0b9

Способ химической дезактивации оборудования атомных электрических станций

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к способам химической дезактивации радиационно-опасного оборудования ядерных реакторов, и предназначено для удаления растворами химических реагентов продуктов коррозии конструктивных материалов. Способ химической дезактивации оборудования...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002340965
Дата охранного документа: 10.12.2008
29.03.2019
№219.016.f1c8

Способ цементирования радиоактивных отходов в контейнере

Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов методом цементирования, в частности, в контейнере. Способ цементирования радиоактивных отходов в контейнере для последующего длительного хранения включает отверждение в заполненном не на весь объем контейнере смеси цементного...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002315380
Дата охранного документа: 20.01.2008
29.03.2019
№219.016.f2ce

Способ переработки жидких радиоактивных отходов

Изобретение относится к способам переработки (обезвреживания) жидких радиоактивных отходов (ЖРО) и промышленных отходов, содержащих экологически опасные токсичные вещества, в частности, гликоли. Концентрируют ЖРО упариванием при температуре 102-140°С путем подачи ЖРО в гликоль или в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002370836
Дата охранного документа: 20.10.2009
29.04.2019
№219.017.448e

Способ измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора

Изобретение относится к технике эксплуатации атомных электростанций и может быть использовано для измерения расхода теплоносителя в первом контуре корпусных ядерных реакторов типа ВВЭР. Вносят возмущения по нейтронному потоку в активной зоне реактора перемещением регулирующих стержней системы...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002457558
Дата охранного документа: 27.07.2012
09.05.2019
№219.017.4ada

Способ имитации реактивности ядерного реактора

Изобретение относится к области аналого-цифровой вычислительной техники и может быть использовано для поверки приборов измерения реактивности ядерных реакторов и оперативной проверки их работоспособности. Техническим результатом является сокращение объема устройства памяти в блоке программного...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002287853
Дата охранного документа: 20.11.2006
Показаны записи 31-32 из 32.
29.06.2019
№219.017.9c70

Способ получения сорбента для очистки воды от радиоактивного стронция

Изобретение относится к области очистки вод от стронция. Предложен способ получения сорбента для очистки воды от радионуклидов стронция, включающий обжиг гранул кембрийской глины при 750-850°С, осуществление после обжига обработки глины раствором соли железа до насыщения, промывку водой и...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002393011
Дата охранного документа: 27.06.2010
01.08.2019
№219.017.bb54

Способ переработки мало- и среднеминерализованных низкоактивных жидких радиоактивных отходов

Группа изобретений относится к области переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) мембранно-сорбционными методами. Способ переработки мало- и среднеминерализованных низкоактивных жидких радиоактивных отходов включающий предварительную очистку путем подачи с помощью первого насоса низкого...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002696016
Дата охранного документа: 30.07.2019
+ добавить свой РИД