×
10.12.2013
216.012.8a60

Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ ДЕЗАКТИВАЦИИ МАТЕРИАЛОВ

Вид РИД

Изобретение

Аннотация: Изобретение относится к ядерной технике и технологии, к дезактивации различных материалов, загрязненных радионуклидами. В заявленном способе дезактивацию проводят в две стадии: на первой стадии в разогретую до 110°C камеру дезактивации с загрязненными материалами подают пар, активированный химическими реагентами, на второй стадии охлаждают камеру дезактивации и проводят обработку дезактивируемого материала растворами органических растворителей и комплексообразователей в среде сжиженных газов или низкокипящих растворителей. Способ может включать использование последовательно нескольких циклов обработки, чередуя первую и вторую стадии. Технический результат изобретения заключается в повышении эффективности дезактивации, увеличении коэффициентов очистки в 4-30 раз по сравнению с одностадийным способом дезактивации в сверхкритических флюидах, в уменьшении рабочего давления, объема жидких радиоактивных отходов и сокращении времени дезактивации в 1,5 раза. 2 з.п. ф-лы, 1 ил., 6 табл.

Изобретение относится к ядерной технике и технологии, преимущественно к дезактивации материалов от радиоактивного загрязнения.

Дезактивация поверхности материалов основана, как правило, на растворении поверхностных загрязнений и отложений в электролитах (водных растворах кислот и щелочей), а также на процессах экстракции элементов, загрязняющих поверхность, различными экстрагентами.

Известны способы сверхкритической экстракции различных металлов (Wai С.М., Smart N.G., Phelps С. US Patent 5606724 А. Опубл. 25 Feb., 1997; Beckman Е.J., Russel A. J. US Patent 5641887 А. Опубл. 24 Июня 1997 г.; Wai C.M. Patent PCT International, WO 9533541 Al. Опубл. 14 декабря 1995 г.), позволяющие проводить сверхкритическую экстракцию различных металлов, таких как уран, редкоземельные элементы, а также железо, ртуть и кобальт. По предлагаемым способам матрицу, содержащую металлы (песок, бумага, поверхность нержавеющей стали и т.п.), обрабатывают комплексоном, растворенным в сверхкритическом флюиде, как правило, в сверхкритическом диоксиде углерода. В качестве комплексонов использовали различные органические соединения, наилучшие результаты наблюдали для фторированных β-дикетонов.

Известен малоотходный способ сверхкритической флюидной экстракции цезия и трансурановых элементов (ТУЭ) с помощью смеси краун-эфиров и ди-2-этилгексилфосфорной кислоты (Мурзин А.А., Старченко В.А., Smart N.G. etc. Доклад "Decontamination of Real World Contaminated Stainless Steel Using Supercritical CO2" Spectrum′98, Denver, Colorado, USA, September 13-18, 1998, Proceedings, American Nuclear Society Inc., USA, 1998, p.94-98), выбранный нами в качестве прототипа. По этому способу матрица с высокой удельной поверхностью, содержащая цезий (песок, бумага, поверхность нержавеющей стали и т.п.) обрабатывается смесью краун-эфира и ди-2-этилгексилфосфорной кислоты, растворенной в сверхкритическом углекислом газе. Способ позволяет экстрагировать ТУЭ и частично цезий с различных матриц.

Его недостатком является использование для экстракции дорогих и во многих случаях токсичных краун-эфиров.

Общим недостатком всех предлагавшихся ранее способов является то, что используются в них растворители в сверхкритическом состоянии при сверхвысоких рабочих давлениях (например, углекислый газ при давлении выше 71,6 МПа), а также с их помощью не удается количественно экстрагировать такие металлы, как цезий и стронций, особенно из прочнофиксированных отложений. Экстракция этих металлов очень важна, т.к. их изотопы - цезий-137 и стронций-90 - дают основной вклад в радиоактивность отработавшего ядерного топлива и загрязненность поверхностей оборудования, которое необходимо дезактивировать. В отличие от классической жидкостной экстракции использование в сверхкритической экстракции в качестве модификаторов селективных экстрагентов на стронций или цезий - различных краун-эфиров - не приносит ожидаемого эффекта и не обеспечивает эффективной экстракции и дезактивации. Для повышения эффективности и уменьшения времени дезактивации зачастую необходимо повышать температуру дезактивируемой поверхности, однако при использовании сверхкритической экстракции и органических растворителей это сделать сложно, т.к. происходит значительное увеличение рабочего давления и деструкция органических комплексообразователей и растворителей.

Наиболее близким по своей сущности и назначению к заявляемому, является способ дезактивации материалов (патент 2168779 G21F 9/28), основанный на том, что загрязненную радионуклидами матрицу выдерживают в камере высокого давления в среде сверхкритического растворителя в присутствии воды, органической кислоты и комплексона. После выдержки проводят прокачку камеры сверхкритическим углекислым газом для обеспечения полноты экстракции и собирают экстрагированный металл в раствор.

Недостатком данного прототипа является низкая эффективность дезактивации по отношению к прочнофиксированным и «застарелым» загрязнениям, а также большая продолжительность дезактивации.

Цель изобретения - разработка эффективного малоотходного способа, позволяющего дезактивировать материалы с высокой удельной поверхностью ипрочнофиксированными радиоактивными загрязнениями при давлениях ниже критических для используемых в процессе дезактивации растворителей.

Цель достигается тем, что поверхность дезактивируемого материала предварительно обрабатывают активированным химическими реагентами паром, а затем органическими растворителями и комплексообразователями, растворенными в сжиженных газах или низкокипящих растворителях при давлениях ниже критических.

От прототипа изобретение отличается тем, что дезактивируемую поверхность предварительно обрабатывают активированным химическими реагентами паром при этом:

1. увеличивается эффективность процесса дезактивации за счет одновременного воздействия на дезактивируемую поверхность нагретых химических реагентов и растворения отложений в сконденсировавшейся парогазовой фазе;

2. появляется возможность постоянного поддерживания повышенной температуры дезактивирующего раствора на дезактивируемой поверхности, вплоть до его температуры кипения;

3. осуществляется непрерывная смена дезактивирующего раствора на поверхности дезактивируемого материала;

4. повышается химическая активность парогазовой фазы и дезактивирующего раствора, образующегося при конденсации парогазовой фазы;

5. увеличиваются коэффициенты дезактивации в 4-30 раз по сравнением с прототипом;

6. сокращается время дезактивации в 1,5 раза

7. упрощается требования и улучшается безопасность применения способа в производстве.

Применение для дезактивации сначала активированного пара, а затем органических растворителей и комплексообразователей в сжиженных газах или низкокипящих растворителях позволяет не только повысить эффективность дезактивации, но и удалить и сконцентрировать в небольшом объеме удаленные с обрабатываемой поверхности радионуклиды.

На фиг.1 показана схема устройства дезактивации различных материалов.

Устройство для дезактивации различных материалов, загрязненных радионуклидами, включает камеру дезактивации 1, смеситель 2, емкость для дезактивирующих растворов 3, 6, ресивер сжатого воздуха 4, конденсатор 5, смотровое окно 7, испаритель 8, адсорбер 9.

Порядок использования предложенного способа заключается в следующем: в паровом смесителе 2, куда поступает химический реагент из емкости 3 в виде концентрированного водного раствора, происходит одновременно его диспергирование и разбавление за счет конденсации пара на поверхности дисперсий. Объединенная смесь поступает в камеру -дезактивации 1, предварительно разогретую до 110°С, на дезактивируемый материал. Поверхность материала нагревается паром, а дисперсии дезактивирующего раствора конденсируются на дезактивируемой поверхности. Камера дезактивации охлаждается до 8-10°С и заполняется смесью сжиженного газа из конденсатора 5, смешанного с органическими растворителями и/или комплексообразователями из емкости 6. Визуальное наблюдение за процессом заполнения смесью и циркуляцию процесса осуществляют через смотровое окно 7. Отработавшие дезактивируемые растворы и CO2 (на регенерацию) поступают в испаритель 8 и далее на регенерацию. Сброс газообразной фазы осуществляется через адсорбер 9.

Примеры конкретного выполнения способа дезактивации.

1 Дезактивация образцов нержавеющей стали марки 12Х18Н10Т по способу прототипа и предлагаемому способу

Характеристика радиоактивного загрязнения образцов нержавеющей стали с прочнофиксированным загрязнением представлена в таблице 1.

Таблица 1
Характеристика радиоактивного загрязнения образцов нержавеющей стали
Образец Удельная активность, Бк/см2
Pu239 Am241 Sb125 Eu155 Cs137 Се144 Co60 Ru106
Сталь марки 12Х18Н10Т 3300 8110 15100 654 347000 110000 750 265000

Дезактивацию по способу прототипа проводили комплекеообразователем - полиэтиленгликоль с содержанием 8 г на литр жидкого диоксида углерода. Дезактивацию по предлагаемому способу проводили путем обработки образца нержавеющей стали на стадии дезактивации активированным растворами перманганата калия и азотной кислоты паром с содержанием 0,79 г/л пара и 0,35 г/л пара, соответственно. Дезактивацию в среде сжиженных газов и низкокипящих растворителей проводили составом ГФА - пиридин - вода, растворенными в диоксиде углерода. Значения коэффициентов дезактивации по контролируемым элементам для дезактивации по способу прототипа и предлагаемому способу представлены в таблице 2.

Таблица 2
Результаты опыта по дезактивации образцов нержавеющей стали
Образец Коэффициент дезактивации образца
Pu239 Am241 Sb125 Eu155 Cs137 Се144 Co60 Ru106
Сталь марки 12Х18Н10Т (по способу прототипа) 960 20,4 - - 7,3 36,9 45,2 5,9
Сталь марки 12Х18Н10Т (по предлагаемому способу) 29000 612 - - 29,3 147,8 226 59

Показано, что дезактивация по предлагаемому способу протекает наиболее эффективно для редкоземельных элементов, а также для Pu239, Am241, Со60. Причем значения коэффициентов дезактивации от всех контролируемых радионуклидов выше в 4-30 раз, чем по способу прототипа.

2 Дезактивация по предлагаемому способу образцов латуни, загрязненных радионуклидами

Характеристика загрязненных образцов приведена в табл.3.

Таблица 3
Характеристика радиоактивного загрязнения образцов латуни
Образец Удельная активность, Бк/см2
Pu239 Am241 Sb125 Eu155 Cs137 Се144 Со60 Ri106
латунь 460 11300 831 509 20300 64200 14,6 16000

Образцы латуни обрабатывали растворами, содержащими щавелевую кислоту 0,72 г/л пара и лимонную кислоту - 1,73 г/л пара. Дезактивацию в среде сжиженных газов и низкокипящих растворителей проводили составом ГФА - Пиридин - Вода, растворенным в диоксиде углерода. Значения суммарных коэффициентов дезактивации по контролируемым элементам для дезактивации по предлагаемому способу, приведены в таблице 4.

Таблица 4
Результаты опыта по дезактивации образцов латуни
Образец Коэффициент дезактивации образца
Pu239 Am241 Sb125 Eu155 Cs137 Се144 Со60 Ru106
латунь 5,2 5,5 2,3 3,7 3,2 4,4 16,2 9,3

3 Дезактивация пористых материалов

В качестве высокопористого материала были использованы реально загрязненные образцы лавсановой ткани. Величины радиоактивного загрязнения образца представлены в таблице 5.

Таблица 5
Величины радиоактивного загрязнения образца ткани
Образец Удельная активность образца, Бк/см2
Pu239 Am241 Sb125 Eu155 Cs137 Се144 Co60 Ru106
ткани 473 11600 621 385 19100 58900 не опеределяли 14500

Обработку ткани из лавсана на стадии дезактивации активированным паром проводили растворами щавелевой кислоты с содержанием 0,72 г/л пара и лимонной кислоты - 0,35 г/л пара. Дезактивацию образцов в среде сжиженных газов проводили смесью комплексонов ГФА-пиридин - вода, растворенной в CO2.

Таблица 6
Дезактивация образцов лавсановой ткани
Образец Коэффициент дезактивации образца
Pu239 Am241 Sb125 Eu155 Cs137 Се144 Co60 Ru106
ткани 185 39,1 1,9 73,3 4,1 34,6 6,1 3,2

Для повышения коэффициентов дезактивации можно проводить обработку дезактивируемой поверхности в среде активированного пара и в растворах комплексообразователей в сжиженных газах и растворителях циклично: чередуя обработку в паре и в сжиженных растворителях.

Общее количество жидких отходов, образующихся при дезактивации комбинированным методом, составило 0,5-0,8 мл на 1 дм2 площади поверхности дезактивируемого материала. Количество отходов, образующихся на стадии паровой дезактивации, составило 8-19% от общего количества отходов. Органическая и водная фазы в жидких отходах находятся приблизительно в соотношении 1:3. Органические отходы образуются только на стадии дезактивации в среде жидкого диоксида углерода. Полученное количество жидких радиоактивных отходов позволяет отнести комбинированный метод дезактивации к маловодным технологиям.


СПОСОБ ДЕЗАКТИВАЦИИ МАТЕРИАЛОВ
Источник поступления информации: Роспатент

Показаны записи 591-600 из 611.
12.04.2023
№223.018.4312

Радиационно стойкая пластичная смазка

Изобретение относится к пластичным смазкам на синтетической основе для работы различных узлов трения механизмов в условиях повышенной радиации в широком интервале температур. Предложена радиационно стойкая пластичная смазка на синтетической основе, содержащая (мас. %) димочевину 10,0-21,0,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002793583
Дата охранного документа: 04.04.2023
12.04.2023
№223.018.4589

Многоканальный сильноточный коммутатор с поверхностным разрядом

Изобретение относится к электрофизике и сильноточной импульсной технике и может применяться при создании кило- и мегаамперных генераторов импульсных токов различного назначения, например, для получения импульсных давлений. Технический результат - обеспечение равномерного распределения тока по...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002793451
Дата охранного документа: 04.04.2023
12.04.2023
№223.018.468a

Способ иммобилизации твердых отходов пирохимической переработки отработанного ядерного топлива

Использование: для иммобилизации твердых отходов пирохимической переработки отработанного ядерного топлива, состоящих из хлоридов щелочных металлов и хлоридов продуктов деления. Сущность изобретения заключается в том, что последовательно выполняют операции смешивания отходов и компонентов...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002775511
Дата охранного документа: 04.07.2022
20.04.2023
№223.018.4abf

Устройство для сжатия газов и сгустков замагниченной плазмы

Изобретение относится к области исследований изоэнтропического сжатия, в частности к устройствам сжатия газов и сгустков замагниченной плазмы. Устройство для сжатия газов и сгустков замагниченной плазмы содержит заряд взрывчатого вещества, охватывающий цилиндрическую оболочку с полостью. Между...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002778129
Дата охранного документа: 15.08.2022
20.04.2023
№223.018.4e7a

Источник пара для плазменного разделения веществ

Изобретение относится к плавильным устройствам, работающим с использованием метода индукционной плавки в холодном тигле, предназначенным для плавки веществ, например, таких как оксиды и их сплавы, и может быть использовано для плавки, испарения и ионизации радиоактивных отходов для их...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002793102
Дата охранного документа: 29.03.2023
21.04.2023
№223.018.4f1c

Автономная термозапорная клапанная система

Изобретение относится к трубопроводной арматуре, а конкретно к автономным дистанционно управляемым клапанным системам на основе сильфонных клапанов, и предназначено для использования в качестве автономной дистанционно управляемой запорной арматуры на трубопроводах различного назначения в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002794019
Дата охранного документа: 11.04.2023
15.05.2023
№223.018.5a35

Устройство для разъемного соединения трубопроводов

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к соединениям вакуумных трубопроводов диагностических систем термоядерных установок. Устройство для разъемного соединения трубопроводов включает опорный корпус (1), содержащий соединительную систему (2) для прикрепления опорного корпуса...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002769292
Дата охранного документа: 30.03.2022
15.05.2023
№223.018.5a36

Устройство для разъемного соединения трубопроводов

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к соединениям вакуумных трубопроводов диагностических систем термоядерных установок. Устройство для разъемного соединения трубопроводов включает опорный корпус (1), содержащий соединительную систему (2) для прикрепления опорного корпуса...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002769292
Дата охранного документа: 30.03.2022
15.05.2023
№223.018.5ae5

Способ изготовления таблетированного ядерного топлива

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано для получения таблеток ядерного топлива на основе СНУП (керамический тип ядерного топлива, представляющий собой смесь нитрида урана и плутония (U, Pu)N). Способ изготовления таблетированного ядерного топлива включает...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002765863
Дата охранного документа: 03.02.2022
15.05.2023
№223.018.5af2

Способ разделения нептуния и плутония в азотнокислых растворах (варианты)

Изобретение относится к радиохимической технологии, в частности к способам разделения нептуния и плутония экстракционными методами при переработке отработавшего ядерного топлива. Способ включает обработку исходного раствора, содержащего плутоний, нептуний реагентом-восстановителем, который...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002765790
Дата охранного документа: 03.02.2022
Показаны записи 501-507 из 507.
10.07.2019
№219.017.ae72

Способ переработки облученного ядерного топлива

Изобретение относится к области радиохимической технологии и может быть использовано для переработки облученного ядерного топлива. Способ переработки ОЯТ включает растворение топлива, экстракцию нитратов урана и актинидов нейтральными фосфорорганическими соединениями, растворенными в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002366012
Дата охранного документа: 27.08.2009
30.10.2019
№219.017.dbe6

Способ растворения некондиционной таблетированной продукции производства мокс-топлива

Изобретение относится к способам переработки некондиционной таблетированной продукции производства МОКС-топлива до процесса спекания. Способ растворения некондиционной таблетированной продукции производства МОКС-топлива включает раздельное растворение урана и плутония. Некондиционный материал...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002704310
Дата охранного документа: 28.10.2019
24.11.2019
№219.017.e5c0

Способ получения тетракис-(трифторфосфина) изотопно-обогащенного никеля

Изобретение относится к области получения фторфосфиновых соединений никеля, в частности к способу получения тетракис-(трифторфосфина) изотопно-обогащенного никеля, и может быть использовано в технологии получения бета-вольтаических источников тока. Способ проводят в две стадии c возможностью...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002707035
Дата охранного документа: 21.11.2019
05.02.2020
№220.017.fe81

Способ очистки азотнокислых растворов от америция

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для очистки от америция рафината экстракционного передела производства смешанного уран-плутониевого топлива. Очистка азотнокислых растворов от америция включает соосаждение америция с оксалатом кальция из растворов,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002713010
Дата охранного документа: 03.02.2020
01.07.2020
№220.018.2d71

Способ получения раствора азотнокислой соли четырехвалентного плутония

Изобретение относится к гидрометаллургическим методам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ), в частности изобретение может быть использовано для стабилизации плутония(IV) в азотнокислых растворах при разделении актинидных элементов экстракционными способами. Cпособ получения раствора...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002724971
Дата охранного документа: 29.06.2020
12.07.2020
№220.018.321d

Способ концентрирования жидких радиоактивных отходов

Изобретение относится к области ядерно-химических, в частности радиохимических, технологий на различных стадиях ядерного топливного цикла (ЯТЦ). Способ концентрирования жидких радиоактивных отходов от экстракционной переработки высоковыгоревшего ядерного топлива АЭС включает частичное...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002726224
Дата охранного документа: 10.07.2020
16.05.2023
№223.018.6403

Способ изготовления таблетированного уран-плутониевого топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к технологии изготовления смешанного оксидного (МОКС-топлива, РЕМИКС-топлива) или нитридного уран-плутониевого ядерного топлива (СНУП-топливо) для реакторов на быстрых или тепловых нейтронах. Способ изготовления таблетированного...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002772886
Дата охранного документа: 26.05.2022
+ добавить свой РИД