×
29.03.2019
219.016.f220

СПОСОБ ТЕРМИЧЕСКОЙ ОБРАБОТКИ ТВЕРДЫХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ ВЫСОКОЙ АКТИВНОСТИ

Вид РИД

Изобретение

Юридическая информация Свернуть Развернуть
Краткое описание РИД Свернуть Развернуть
Аннотация: Изобретение относится к ядерной технике, а конкретно к способу термической обработки твердых радиоактивных отходов высокой активности для их фиксации в устойчивой твердой среде с получением продукта, предназначенного для безопасного промежуточного хранения или конечного захоронения. Способ термической обработки твердых высокоактивных отходов проводят в режиме самораспространяющегося высокотемпературного синтеза. При этом смесь отходов, энергоносителя и окислителя сжигают непосредственно в технологическом отверстии отработавшего графитового блока кладки активной зоны ядерного реактора. Наружная поверхность отработавшего блока имеет среднюю или низкую радиоактивность. Применение изобретения позволит увеличить количество высокоактивных отходов, фиксируемых за один технологический цикл в устойчивой твердой среде, и сократить общий объем радиоактивных отходов, подлежащих безопасному промежуточному хранению или окончательному захоронению.
Реферат Свернуть Развернуть

Изобретение относится к ядерной технике, а конкретно к способу термической обработки твердых радиоактивных отходов высокой активности для их фиксации в устойчивой твердой среде с получением продукта, предназначенного для безопасного промежуточного хранения или конечного захоронения.

Наиболее близким по совокупности существенных признаков к изобретению является способ термической обработки твердых радиоактивных отходов высокой активности, который проводят в режиме самораспространяющегося высокотемпературного синтеза (СВС) путем сжигания смеси высокоактивных отходов, энергоносителя и окислителя непосредственно в оболочке, предназначенной для промежуточного хранения или конечного захоронения (патент РФ №2156510, МПК G21F 9/28, опубл. 2000 г.).

В известном способе готовят шихтовую смесь массой 400 г, состоящую из порошков ВаO2 - 40,2 мас.%, ТiO2 - 21,6 мас.%, Ti - 5,7 мас.%, ВаО - 23,3 мас.% и кальцинированных высокоактивных отходов - 9,2 мас.%, размещают смесь в тонкостенной стальной оболочке внутренним диаметром 70 мм и подпрессовывают до относительной плотности 0.45. В качестве оболочки используют отрезок трубы. С внешней стороны оболочки размещают высококалорийный, безгазовый пиротехнический состав с удельной калорийностью 450 кал/г, спрессованный в виде кольца высотой, равной высоте шихтовой смеси. Путем кратковременной подачи тока из сети на нить накаливания, находящуюся в контакте с воспламенительным составом, осуществляют термообработку шихтовой смеси в оболочке в режиме СВС. Аналогичным образом через 4 секунды после инициирования шихтовой смеси осуществляют поджиг пиротехнического состава. В процессе синтеза образец подвергают обработке давлением до максимального значения 10 МПа. После остывания и разборки пресс-формы образец в оболочке готов для дальнейшего захоронения.

Недостатком известного способа является его увеличенная трудоемкость по обеззараживания радиоактивных отходов, что объясняется малым количеством (от 60 до 400 г) шихтовой смеси, которая может быть обработана за один технологический цикл. Поэтому для переработки большого объема высокоактивных отходов требуется многократное выполнение как подготовительных операций, так и самой операции синтеза. В известном способе количество шихтовой смеси не может быть увеличено, поскольку оболочка в виде тонкостенной трубы, заполненная смесью, подвергается давлению от 5 до 30 МПа, находясь в вертикальном положении. Поэтому для исключения появления трещин в оболочке при компактировании она должна иметь ограничения по своим геометрическим параметрам. Кроме этого, для проведения компактирования синтезированного продукта необходимо специализированное оборудование, что усложняет и удорожает известный способ.

Задачей настоящего изобретения является создание простого, эффективного и экономичного способа термической обработки твердых высокоактивных отходов, который позволит уменьшить трудоемкость за счет увеличения количества шихтовой смеси, обрабатываемой за один технологический цикл, и исключения операции компактирования.

Техническим результатом настоящего изобретения является увеличение количества высокоактивных отходов, фиксируемых за один технологический цикл в устойчивой твердой среде, а именно внутри радиоактивных отходов низкой и средней активности, что приводит к сокращению общего объема радиоактивных отходов, подлежащих безопасному промежуточному хранению или окончательному захоронению.

Указанный технический результат достигается тем, что в способе термической обработки твердых радиоактивных отходов высокой активности в режиме самораспространяющегося высокотемпературного синтеза, который проводят путем сжигания смеси высокоактивных отходов, энергоносителя и окислителя непосредственно в оболочке, предназначенной для промежуточного хранения или конечного захоронения, в качестве оболочки используют отработавший графитовый блок кладки активной зоны ядерного реактора, при этом блок имеет технологическое отверстие, а наружная поверхность блока характеризуется низкой или средней радиоактивностью.

Технологическое отверстие отработавшего блока освобождено от ядерного топлива, поэтому оно может служить полостью для размещения шихтовой смеси. В качестве оболочки используют отработавшие блоки, наружная поверхность которых имеет низкую или среднюю активность, при этом для внутренней поверхности технологического отверстия блока величина радиоактивности не имеет значения, поскольку поверхностный слой графита вместе с радионуклидами, которые находятся именно в этом слое и определяют его высокую активность, будет прочно сплавлен (сцеплен) с карбидокорундовым материалом, образовавшимся в результате СВС-реакции. Учитывая, что радионуклиды, определяющие высокую активность блока, находятся в поверхностном слое, в качестве оболочки можно также использовать высокоактивные графитовые блоки при условии их предварительной дезактивации путем механического удаления высокоактивного графитового слоя с наружной поверхности. Удаление в графитовом блоке поверхностного слоя толщиной около 2 мм снижает активность Cs-137 примерно в 2 раза.

Способ осуществляют следующим образом.

Приготовленную шихтовую смесь массой 5 кг, содержащую высокоактивные отходы в виде измельченного высокоактивного графита (9 мас.%), энергоноситель в виде порошка алюминия (28 мас.%), окислитель, например диоксид титана или рудный концентрат диоксида титана (63 мас.%), размещают в технологическом отверстии отработавшего реакторного графитового блока. В уранграфитовых реакторах, которые используют в РФ, применяют графитовые блоки с отверстиями диаметром 66 мм; 75 мм и 114 мм, при этом высота блоков составляет 600 мм. Далее смесь подвергают виброуплотнению. Поскольку графит обладает достаточно большой теплопроводностью, что обуславливает значительный теплоотвод и снижение температуры в зоне реакции, для уменьшения теплоотвода внутреннюю поверхность технологического отверстия графитового блока предварительно покрывают теплоизоляцией, например слоем (от 2 до 5 мм) листового асбеста. Для повышения энергетики процесса и обеспечения температуры реакции более 2000°С можно дополнительно вводить в шихтовую смесь различные экзотермические добавки. Графитовый блок с загруженной в него смесью устанавливают под вытяжным зондом с фильтрами и инициируют реакцию СВС подачей кратковременного импульса тока через вольфрамовую спираль, находящуюся в контакте со смесью или поджигом воспламенительного состава (пиротехническая смесь), размещенного на поверхности шихтовой смеси. Скорость распространения волны горения составляет от 1 до 10 мм/с, длительность процесса СВС - от 1 до 10 мин. Охлаждение графитового блока может проходить вне вытяжного зонда. По окончании процесса СВС получают графитовый блок, технологическое отверстие которого заполнено прочным и плотным карбидокорундовым материалом с химически связанными углеродом в виде карбида титана, включая долгоживущий изотоп 14С, и радионуклидами. Полученный продукт отправляют на промежуточное хранение или окончательное захоронение.

Способ термической обработки твердых радиоактивных отходов высокой активности в режиме самораспространяющегося высокотемпературного синтеза, который проводят путем сжигания смеси высокоактивных отходов, энергоносителя и окислителя непосредственно в оболочке, предназначенной для промежуточного хранения или конечного захоронения, отличающийся тем, что в качестве оболочки используют отработавший графитовый блок кладки активной зоны ядерного реактора, при этом блок имеет технологическое отверстие, а наружная поверхность блока характеризуется низкой или средней радиоактивностью.
Источник поступления информации: Роспатент

Показаны записи 1-10 из 11.
10.04.2014
№216.012.af98

Способ дезактивации оборудования от радиоактивных загрязнений и устройство для его осуществления

Изобретение относится к области атомной промышленности и может быть использовано для дезактивации внутренних и наружных поверхностей оборудования. В заявленном изобретении дезактивируемое оборудование помещают в дезактивирующий раствор и воздействуют на него ультразвуковыми колебаниями, при...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002510667
Дата охранного документа: 10.04.2014
10.04.2015
№216.013.36c8

Установка для разделки длинномерных радиоактивных изделий на фрагменты

Изобретение относится к устройствам для фрагментации длинномерных радиоактивных изделий. Установка содержит подъемный механизм с кареткой, перемещающей изделие из шахты, механизм фиксации изделия, режущий механизм, контейнер для приема фрагментов изделия. Каретка подъемного механизма размещена...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002545512
Дата охранного документа: 10.04.2015
10.04.2015
№216.013.3c85

Способ обработки облученного реакторного графита

Изобретение относится к способам обработки облученного реакторного графита. Заявленный способ включает стадии термической деструкции и окисления. На подготовительном этапе графит помещают в термическую камеру, затем через термическую камеру продувают газообразную инертную среду, нагретую до...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002546981
Дата охранного документа: 10.04.2015
10.08.2016
№216.015.52b7

Устройство для обнаружения дефектных тепловыделяющих сборок ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем

Изобретение относится к средствам обнаружения поврежденных тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем. Устройство содержит цилиндрический корпус c перфорацией 2 в нижней части, верхний торец которого загерметизирован с отверстием для прохода барботажной...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002594179
Дата охранного документа: 10.08.2016
12.01.2017
№217.015.6149

Устройство для отбора проб жидкометаллического теплоносителя ядерного реактора, в котором выполнен канал для отбора проб

Изобретение относится к устройствам для взятия проб в жидком или текучем состоянии и может быть использовано в ядерных реакторах с жидкометаллическим теплоносителем для отбора проб расплавленного теплоносителя. Устройство содержит емкость 1 для фиксации отобранной пробы теплоносителя, трубку 2...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002591165
Дата охранного документа: 10.07.2016
26.08.2017
№217.015.deb2

Способ обнаружения негерметичных тепловыделяющих элементов сборок ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем

Изобретение относится к ядерный технике. Способ обнаружения негерметичных тепловыделяющих элементов сборок ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем заключается в том, что над ТВС в активной зоне устанавливают устройства контроля герметичности тепловыделяющих сборок и под давлением...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002624909
Дата охранного документа: 10.07.2017
26.08.2017
№217.015.dfde

Устройство для отбора проб расплавленного металла

Изобретение относится к устройствам для взятия проб в жидком или текучем состоянии и может быть использовано в ядерных реакторах с жидкометаллическим теплоносителем для отбора проб расплавленного теплоносителя. Устройство содержит трубу, один конец которой снабжен уплотняющим узлом с шибером...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002625244
Дата охранного документа: 12.07.2017
29.12.2017
№217.015.fb3d

Устройство для отбора проб расплавленного металла

Изобретение относится к устройствам для взятия проб в жидком или текучем состоянии и может быть использовано в ядерных реакторах с жидкометаллическим теплоносителем для отбора проб расплавленного теплоносителя. Устройство содержит емкость для фиксации пробы 1, воздушную трубку 2, полость...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002640240
Дата охранного документа: 27.12.2017
10.04.2019
№219.017.05bf

Способ переработки отходов реакторного графита

Изобретение относится к области атомной энергетики и защиты окружающей среды, в частности к технологии переработки высокоактивных отходов реакторного графита исключающей попадание радионуклидов в окружающую среду, и может быть использовано преимущественно при выводе из эксплуатации...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002321907
Дата охранного документа: 10.04.2008
04.10.2019
№219.017.d1ed

Клапан регулирующий для жидкого металла

Изобретение относится к арматуростроению, в частности к регулирующим клапанам, работающим в условиях, требующих широкого диапазона и плавности регулирования высокотемпературной рабочей среды, например в массообменных аппаратах ядерных реакторных установок с тяжелым жидкометаллическим...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002701984
Дата охранного документа: 02.10.2019
+ добавить свой РИД