×
19.06.2019
219.017.8430

Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОРГАНИЧЕСКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

Вид РИД

Изобретение

Аннотация: Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов. Сущность изобретения: способ переработки органических радиоактивных отходов, включающий сжигание отходов с последующим извлечением радионуклидов и очисткой отходящих газов. Подачу отходов осуществляют дискретно через пневмофорсунку сверху на разогретое дно реактора. Испарившиеся отходы сжигают в реакторе с применением источника воспламенения. Горячие газообразные продукты сжигания вследствие расширения и подачи воздуха в реактор охлаждаются в верхней части реактора и далее барботируют в ловушке с раствором гидроксида натрия, очищаясь от фосфорного ангидрида, оксидов углерода и азота. Далее газы очищают от аэрозолей гидроксида натрия на аэрозольном фильтре и затем окисляют на нагретом до 250-300°С медьсодержащем катализаторе, твердые отходы удаляют со стенок нижней части реактора для последующего извлечения радионуклидов. Преимущества изобретения заключаются в увеличении глубины очистки и упрощении способа. 1 табл., 1 ил.

Данное изобретение относится к способам переработки органических радиоактивных отходов, обеспечивающим обезвреживание органической части отходов до экологически безопасных веществ и перевода радионуклидов, в частности урана, в компактную форму, удобную для последующего извлечения радионуклидов.

Известен способ переработки радиоактивных отходов путем факельного сжигания с последующим многостадийным огневым обезвреживанием жидких и газообразных отходов, описанный в гл. 2.5 "Шахтные печи", Бернадинер М.Н., Шурыгин А.П. / в книге "Огневая переработка и обезвреживание промышленных отходов", М., Химия, 1990 г.

Способ заключается в сжигании жидких и газообразных отходов в печи шахтного типа ГИАП, представляющей собой вертикальную цилиндрическую камеру, оборудованную в головной части горелочными устройствами для жидкого или газообразного топлива. Недостатками способа являются: сложность аппаратурного оформления, недостаточная полнота сжигания, трудность извлечения радионуклидов.

Наиболее близким по технологической сущности и достигаемому результату - прототип - является способ переработки органических радиоактивных отходов по патенту РФ №2130209, МПК6 G 21 F 9/32, 9/14, F 23 G 7/00, 5/30, 1999 г.

Способ включает в себя распыление жидких радиоактивных отходов форсункой над псевдоожиженным слоем гранулированного катализатора при температуре 600-700°С, охлаждение горячих отходящих газов до 250-300°С с помощью теплообменника расположенного в самом реакторе, очистку отходящих газов от крупнодисперсной фракции твердой фазы, в процессе которой температура снижается до 200-230°С, очистку отходящих газов от твердых частиц и токсичных компонентов оксида серы (IV) и фосфорного ангидрида в струйном скруббере, очистку газов от твердых аэрозолей и кислых газов в адсорбере-конденсаторе, доочистку газов от субмикронных твердых частиц на фильтре.

Недостатками прототипа являются: сложное аппаратурное оформление, необходимость очистки газов от крупнодисперсных и среднедисперсных частиц, отравление катализатора, сложность извлечения и возврата в производство радионуклидов, в частности, урана.

Задача изобретения: упрощение аппаратурного оформления, увеличение полноты сгорания и глубины очистки отходящих газов и упрощение извлечения радионуклидов из полученных твердых отходов.

Задача решается благодаря тому, что в способе переработки органических радиоактивных отходов путем сжигания с последующим извлечением радионуклидов и очисткой отходящих газов, согласно формуле изобретения подачу отходов осуществляют дискретно через пневмофорсунку сверху на разогретое дно реактора, испарившиеся отходы сжигают в реакторе с применением источника воспламенения, горячие газообразные продукты сжигания вследствие расширения и подачи воздуха в реактор охлаждаются в верхней части реактора и далее барботируют в ловушке с раствором гидроксида натрия, очищаясь от фосфорного ангидрида, оксидов углерода и азота, далее газы очищают от аэрозолей гидроксида натрия на аэрозольном фильтре и затем направляют на разогретый до 250-300°С медьсодержащий катализатор, твердые отходы удаляют со стенок нижней части реактора для последующего извлечения радионуклидов.

Указанная совокупность признаков является новой неизвестной из уровня техники, так как испарение трудно горючих жидких органических радиоактивных отходов и их искровое воспламенение газовой фазы практически полностью позволяет сжечь их при кратковременно образующихся высоких температурах и в большом избытке кислорода, при этом полностью сконцентрировать уран в камере сгорания и в поглотительном растворе, обезвредить отходящие газы от токсичных компонентов до концентраций ниже ПДВ (предельно допустимые выбросы), получить твердые отходы после зачистки камеры сгорания в небольших количествах и пригодных для извлечения урана для возврата в производство.

Распыление пневмофорсункой применяется вследствие более простого способа перевода жидкости в аэрозоль и смешивания органических отходов с кислородом воздуха для увеличения полноты сгорания. Испарение жидких отходов позволяет легко воспламенить органические отходы по сравнению с воспламенением трудно горючих жидких аэрозолей. Пламенный метод от всех термических методов отличается простотой исполнения и более высокой санитарно-гигиенической эффективностью обезвреживания горючих жидких отходов. Барботаж через раствор гидроксида натрия выбран как более дешевый и простой в аппаратурном оформлении метод мокрой газоочистки. Термическое каталитическое окисление на медьсодержащем катализаторе при температуре 250-300°С необходимо для обезвреживания отходящих газов от высокой концентрации оксида углерода (II), образующегося при данном способе сжигания, и позволяет окислить 99,8-99,9% данного газа.

Способ осуществляется на установке, изображенной на чертеже.

Установка состоит из реактора сжигания органических радиоактивных отходов (1), состоящего: из камеры сгорания (2), расширительной камеры (3), пневмофорсунки (4), дна реактора сжигания (5), трубки подачи сжатого воздуха (6), выходного патрубка отходящих газов (7), электросвечи (8) и нагревательного элемента (9); пневмозатвора (10), ловушки с раствором гидроксида натрия (11), аэрозольного фильтра (12) и реактора термического каталитического окисления (13) с неподвижным слоем медьсодержащего катализатора (14).

Способ переработки органических радиоактивных отходов осуществляется следующим образом: жидкие органические радиоактивные отходы под давлением дискретно распыляют в реакторе (1) через пневмофорсунку (4) на разогретое нагревательным элементом (9) дно реактора (5). Жидкие отходы испаряются. Пары воспламеняют с помощью источника воспламенения (8), работающего в режиме постоянно включенной сети, при этом возникает кратковременно высокая температура, в реактор (1) через трубку (6) сверху постоянно подают воздух, а после воспламенения проводят продувку воздухом снизу, увеличивая расход воздуха на пневмофорсунке (4), что позволяет насытить реактор кислородом, необходимым для горения, скомпенсировать разрежение, возникающее после вспышки, и охладить отходящие газы. Отходящие газы после камеры сгорания (2) попадают в расширительную камеру реактора (3), где снижают свою скорость и температуру, далее отходящие газы направляются через патрубок (7) в пневмозатвор (10), препятствующий возможному попаданию раствора гидроксида натрия в реактор (1) вследствие возникающего после вспышки разряжения, затем попадают в ловушку (11) и барботируются через раствор гидроксида натрия. При прохождении отходящих газов через раствор гидроксида натрия из газовой фазы удаляется фосфорный ангидрид, значительно снижаются концентрации диоксида углерода и оксидов азота. Далее отходящие газы проходят очистку на аэрозольном фильтре (12) от аэрозолей гидроксида натрия и попадают в реактор каталитического термического окисления (13) с неподвижным слоем медьсодержащего катализатора (14), нагретого до температуры 250-300°C, где происходит окисление оксида углерода (II) и его содержание в отходящих газах оказывается ниже ПДВ, что является безопасным для окружающей среды. Твердые отходы выгружают из камеры сгорания и направляют на извлечение радионуклидов.

Пример осуществления способа.

Жидкие органические радиоактивные отходы с концентрацией урана 0,3 г/л под давлением около 0,8-1 ати дискретно распыляляют через пневмофорсунку на разогретое до 150-200°С дно камеры сгорания, нагревают и испаряют. Пары воспламеняют с помощью искры. Отходящие газы после камеры сгорания попадают в расширительную камеру реактора сжигания, где снижают свое давление до 0,3-0,5 ати и температуру до 40-90°С. Для насыщения кислородом камеры сгорания и возможности последующего инициирования реакции воспламенения в расширительную камеру дополнительно подают сжатый воздух. Последующая реакция воспламенения дополнительно сжигает также и углерод, накапливающийся на стенках камеры сгорания, снижая количество образовавшейся сажи и увеличивая концентрацию урана в твердых отходах; далее отходящие газы, проходя пневмозатвор, попадают в ловушку и в ней барботируются через раствор гидроксида натрия с концентрацией 50-120 г/л. При прохождении отходящих газов через раствор гидроксида натрия из газовой фазы практически полностью удаляется фосфорный ангидрид, значительно снижается концентрация диоксида углерода и оксидов азота. Далее отходящие газы очищаются от аэрозолей гидроксида натрия на аэрозольном фильтре, направляют в реактор каталитического термического окисления, где происходит предварительный нагрев газов и последующее окисление оксида углерода (II). При прохождении газов через неподвижный слой медьсодержащего катализатора, нагретого до температуры 250-300°С, газы очищаются до концентраций ниже предельно допустимой концентрации рабочей зоны - 20 мг/м3.

Концентрация урана в твердых остатках составляет 6,69-16,27%, а в отработанных растворах гидроксида натрия 0,9-18 мг/л в зависимости от объема раствора и объема отходящих газов, прошедших барботаж. Содержание углерода в урансодержащей саже составляет около 17%.

Параметры процесса и результаты анализов представлены в таблице 1.

Таким образом, предлагаемый способ позволяет упростить аппаратурное оформление, уменьшить количество образующихся твердых отходов, повысить степень сжигания жидких органических радиоактивных отходов, снизить температуру отходящих газов, обезвредить отходящие газы от токсичных компонентов до безопасных концентраций и получить концентрат урана, пригодный для возврата в производство.

Способпереработкиорганическихрадиоактивныхотходовпутемсжиганияспоследующимизвлечениемрадионуклидовиочисткойотходящихгазов,отличающийсятем,чтоподачуотходовосуществляютдискретночерезпневмофорсункусверхунаразогретоеднореактора,испарившиесяотходысжигаютвреакторесприменениемисточникавоспламенения,горячиегазообразныепродуктысжиганиявследствиерасширенияиподачивоздухавреакторохлаждаютвверхнейчастиреактораидалеебарботируютвловушкесрастворомгидроксиданатрия,очищаяотфосфорногоангидрида,оксидовуглеродаиазота,далеегазыочищаютотаэрозолейгидроксиданатриянааэрозольномфильтреизатемокисляютнанагретомдо250-300°Смедьсодержащемкатализаторе,твердыеотходыудаляютсостенокнижнейчастиреакторадляпоследующегоизвлечениярадионуклидов.
Источник поступления информации: Роспатент

Показаны записи 21-30 из 109.
20.03.2019
№219.016.e720

Способ поиска течей (варианты)

Способ относится к области неразрушающего контроля промышленных изделий, имеющих свободный объем, и предназначено для контроля герметичности тепловыделяющих элементов для атомных реакторов с помощью гелиевого течеискателя. Изобретение направлено на повышение чувствительности контроля изделий....
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002322655
Дата охранного документа: 20.04.2008
20.03.2019
№219.016.e72a

Способ контроля величины износа рабочих поверхностей электродов при сварке дистанционирующей решетки тепловыделяющей сборки ядерного реактора после смены электродов или перехода на другой тип дистанционирующей решетки

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к изготовлению тепловыделяющих сборок ядерных реакторов сваркой. Собирают поле решетки. Обжимают его в течение всего времени сварки. Определяют точки сопряжения свариваемых поверхностей. Корректируют позиции электродов и траектории их...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002323807
Дата охранного документа: 10.05.2008
20.03.2019
№219.016.e73b

Роботизированный модуль для контактной точечной сварки

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к изготовлению дистанционирующих решеток тепловыделяющих сборок ядерных реакторов с использованием роботизированного модуля для контактной точечной сварки. Модуль содержит сварочную машину, промышленный робот с установленными на руке...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002325979
Дата охранного документа: 10.06.2008
20.03.2019
№219.016.ea65

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора

Сущность изобретения: тепловыделяющая сборка ядерного реактора включает пучок тепловыделяющих элементов 1, установленных в каркасе из дистанционирующих решеток 2 шестигранной формы, смонтированных на трубчатых каналах 3, закрепленных вместе с тепловыделяющими элементами 1 нижними заглушками в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 02189644
Дата охранного документа: 20.09.2002
10.04.2019
№219.017.0322

Устройство разъемного крепления тепловыделяющих элементов и устройство для разблокирования тепловыделяющих элементов в тепловыделяющей сборке

Устройство предназначено для использования в области атомной энергетики в ядерных реакторах с водой под давлением. Устройство разъемного крепления тепловыделяющих элементов снабжено цангами на нижних концах и установлено в тепловыделяющей сборке ядерного реактора, содержащей хвостовик,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002317598
Дата охранного документа: 20.02.2008
10.04.2019
№219.017.0a77

Тепловыделяющая сборка ядерного реактора

Использование: в тепловыделяющих сборках преимущественно для энергетических реакторов типа ВВЭР-1000. Техническим результатом является повышение надежности тепловыделяющих сборок за счет повышения надежности крепления между собой составных частей обода дистанционирующей решетки в процессе...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 02163036
Дата охранного документа: 10.02.2001
19.04.2019
№219.017.2bab

Способ изготовления таблетированного ядерного топлива

Изобретение относится к области производства ядерного топлива. Сущность изобретения: способ изготовления таблетированного ядерного топлива включает подготовку пресс-порошка диоксида урана UO, обогащенного ураном-235 до 5%, путем постадийного смешения с сухим связующим и с порошком оксида урана...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002275700
Дата охранного документа: 27.04.2006
19.04.2019
№219.017.2bf3

Автоматическая линия обезжиривания, мойки и сушки комплектующих деталей тепловыделяющей сборки

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение на предприятиях по изготовлению тепловыделяющих сборок энергетических ядерных реакторов. Технический результат - выполнение механизмов, позволяющих в смежных ваннах осуществлять обезжиривание, мойку с выводом продуктов...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002265901
Дата охранного документа: 10.12.2005
19.04.2019
№219.017.2c18

Способ изготовления устройства для контактно-стыковой сварки трубы с заглушкой

Изобретение относится к машиностроению и может быть использовано при изготовлении устройства для контактной стыковой сварки трубы с заглушкой при герметизации стержневых тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. Собирают в пакет токоподвод, упор-холодильник из набора металлических пластин,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002286235
Дата охранного документа: 27.10.2006
19.04.2019
№219.017.2ca7

Способ контактно-стыковой сварки трубы с заглушкой

Изобретение относится к машиностроению, а именно к способам контактно-стыковой сварки трубы с заглушкой при производстве тепловыделяющих элементов атомных станций. Способ включает фиксацию с заглублением конца трубы в отверстии сварочной оснастки, обладающей заданной величиной электрического...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002291769
Дата охранного документа: 20.01.2007
Показаны записи 11-13 из 13.
29.05.2019
№219.017.66d7

Способ изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов

Изобретение относится к области производства ядерного топлива. Сущность изобретения: способ изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов включает оценку технологических свойств порошка, подготовку к прессованию порошка диоксида урана UO, обогащенного ураном 235 до 5%,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002303300
Дата охранного документа: 20.07.2007
19.06.2019
№219.017.862b

Способ получения тетрафторида урана

Изобретение относится к атомной промышленности и может найти применение в технологических процессах получения тетрафторида урана и по изготовлению металлического урана. Способ получения тетрафторида урана включает растворение диоксида урана, осаждение тетрафторида урана из полученного раствора...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002396212
Дата охранного документа: 10.08.2010
19.06.2019
№219.017.8839

Способ изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов ядерного реактора

Изобретение относится к атомной промышленности, в частности к изготовлению таблетированного топлива из диоксида урана (VO), изготовленного ADU способом, для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. Сущность изобретения: операцию осаждения полиураната аммония ADU-процесса проводят за одну...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002360307
Дата охранного документа: 27.06.2009
+ добавить свой РИД