Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ ДЕЗАКТИВАЦИИ ГРАФИТОВЫХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

Изобретение относится к технологии обработки материалов с радиоактивным загрязнением, а именно к технологии обезвреживания твердых радиоактивных отходов и может быть использовано для снижения потенциальной опасности облученного ядерного графита, образующегося при эксплуатации и/или выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов.

Известен способ электролитической дезактивации металлических отходов [RU 2328050, МПК G21F 9/28, опубл. 27.06.2008], выбранный в качестве аналога. По указанному способу дезактивацию металлических поверхностей проводят в растворах хлорида натрия концентрацией 40-70 г/л. При этом очищаемая поверхность является катодом, а анод выполнен из графита, который не подвержен электрорастворению. Металлические отходы обрабатывают 20-30 минут.

Указанный способ имеет недостатки:

- использование исключительно явления кавитации для дезактивации радиоактивных отходов увеличивает время обработки и снижает скорость ведения процесса;

- не предусмотрена система фиксации газообразных соединений, содержащих различные радионуклиды, что снижает экологическую и радиационную безопасность.

Известен способ дезактивации при помощи электролиза [US 4537666, МПК C25F 3/02, опубл. 27.08.1985], выбранный в качестве аналога. По указанному способу водный раствор для дезактивации радиоактивных отходов, содержащий, по меньшей мере, одно хелатное соединение, а также смесь кислот, пропускают через загрязненную поверхность. Растворяют поверхность загрязненного металла. Дезактивирующий раствор пропускают через пористый электрод, подключенный к источнику постоянного тока, и ионообменную колонну с целью снижения количества ионов металла. Возвращают дезактивирующий раствор в электролизер для обработки загрязненной поверхности.

Недостатки указанного способа:

- растворение загрязненного металла происходит исключительно за счет химического взаимодействия с дезактивирующим раствором, что приводит к увеличению времени ведения процесса;

- вследствие использования ионообменной колонны в качестве фильтра происходит образование вторичных радиоактивных отходов, которые сорбируются и накапливаются в ионообменных смолах.

Известен способ дезактивации ядерных энергетических установок и устройство для его осуществления [RU 2090948 С1, МПК G21F 9/28, опубл. 20.09.1997], выбранный в качестве прототипа, при котором дезактивируемый объект размещают в герметичной камере. Соединяют полость этой камеры и полость дезактивируемого объекта с вакуум-установкой. Объем внутренней полости дезактивируемого объекта уменьшают путем введения в нее эластичной емкости, внешняя поверхность которой выполнена из электропроводящего материала. Конструкцию объекта и электропроводящий материал соединяют с различными полюсами источника тока. На электроды подают переменный электрический потенциал. Между стенками дезактивируемого объекта и электропроводящим материалом эластичной емкости осуществляют циркуляцию агрессивного рабочего агента. В качестве рабочего агента используют агрессивный раствор кислот. В этот агент вводят газонаполненные тела с разрушаемой наружной пленкой и по мере накопления в рабочем агенте радиоактивных отходов часть агента отводят на разделение.

Этот способ имеет следующие недостатки:

- необходимость предварительного покрытия электропроводящего материала пленкой, имеющей каверны;

- ограничен только поверхностной дезактивацией и не может быть использован при объемном загрязнении радиоактивных отходов;

- использование флокулянтов для очистки рабочего агента приводит к накоплению большого количества вторичных радиоактивных отходов и увеличивает время ведения процесса.

Техническим результатом изобретения является снижение удельной активности отдельных радионуклидов, находящихся в структуре облученного графита уран-графитовых ядерных реакторов, при сокращении времени ведения процесса и количества образующихся вторичных радиоактивных отходов.

Предложенный способ включает размещение дезактивируемого элемента в герметичной камере, соединение электропроводящего материала с различными полюсами источника тока, подачу переменного электрического потенциала, осуществление циркуляции агрессивного рабочего агента между стенками дезактивируемого объекта и электропроводящим материалом, отвод части агента на разделение. Согласно изобретению нефрагментированный облученный графитовый элемент, извлеченный из кладки реактора, используемый в качестве анода, размещают на тонкой сетке, отделенной от опорожненной камеры электролизера диэлектрической вставкой, расположенной в его нижней части. В качестве катода используют корпус электролизера, установленного на кольцеобразном постоянном магните. В камеру электролизера напускают дезактивирующий раствор, содержащий (3-6) М HNO₃ с добавление 0,1 М KM_nO₄. На электроды, один из которых облученный графитовый элемент, а другой корпус электролизера, подают постоянный электрический потенциал. Растворяют облученный графитовый элемент в дезактивирующем растворе с образованием осадка в пространстве между тонкой сеткой и дном электролизера. При действии магнитного поля выводят дезактивирующий раствор из камеры электролизера и концентрируют в испарительной емкости, температуру которой поддерживают в диапазоне (83-88)°С. Концентрированный раствор испаряют и отправляют на дистиллятор, в котором охлаждают до температуры ниже (80-83)°С. Полученный раствор разбавляют и возвращают в электролизер перед началом нового цикла процесса. Осажденные в нижней части электролизера магнитные соединения радионуклидов и нерастворимый осадок извлекают из камеры и отправляют на дальнейшее захоронение.

Технический результат достигают за счет того, что в качестве расходуемого электрода используют любые образцы облученного ядерного графита, включая нефрагметированные (блоки, втулки, кольца), отобранного из графитовой кладки уран-графитового реактора и содержащего, помимо ¹⁴С, различные продукты деления, активации и актиноиды. Расходуемый электрод, выполненный из облученного графита, располагают в камере электролизера, таким образом, чтобы обеспечить максимальную площадь контакта дезактивирующего раствора с поверхностью электродов. В качестве дезактивирующего раствора выбирают (3-6) М HNO₃ с добавление 0,1 М KMnO₄, способную вступать в химическую реакцию с продуктами деления, активации и актиноидами и обеспечивающую скорость растворения анода (0,6-1) г/(см²⋅ч). При полном заполнении электролизера на графитовые электроды подают переменный электрический ток плотностью (0,2-4) А/см². За счет повышения температуры в приэлектродной области, химического действия дезактивирующего раствора, увеличения давления в камерах электролизера вследствие образования газообразных продуктов реакции растворяют графитовый анод. Магнитные радиоактивные соединения, образующиеся при электрохимическом растворении облученного графита, улавливают в нижней части электролизера с помощью магнитного поля, создаваемого кольцеобразным постоянным магнитом. Выходящий из электролизера дезактивирующий раствор, содержащий различные соединения радионуклидов, собирают в испарительной емкости. Образующийся концентрат нагревают до температуры (80-83)°С и испаряют (3-6) М HNO₃ с добавление 0,1 М KM_nO₄, при этом часть радиоактивных соединений, температура кипения которых больше заданной температуры, остаются в испарительной емкости. Оставшиеся радиоактивные соединения отделяют от дезактивирующего раствора с помощью дистилляции. Очищенную (3-6) М HNO₃ с добавление 0,1 М KMnO₄ испаряют и возвращают в электролизер. Образующийся графитовый осадок извлекают из электролизера и направляют на захоронение.

На фиг. 1 представлена принципиальная схема процесса электролитической дезактивации облученного ядерного графита.

На фиг. 2 приведен график снижения удельной активности различных радионуклидов, находящихся в нерастворимом графитовом осадке.

Расходуемый анод 1, выполненный из нефрагментированного облученного графитового конструкционного элемента кладки уран-графитового ядерного реактора, размещен на тонкой сетке 2, расположенной в камере электролизера 3, который снабжен патрубком отвода 4 дезактивирующего раствора 5 (фиг. 1). Тонкая сетка 2, выполненная из материала, не взаимодействующего с дезактивирующим раствором 5, отделена от корпуса электролизера 3 диэлектрической вставкой 6. Расходуемый анод соединен с токоведущим проводом 7, проходящим через отверстие в крышке 8, с помощью болтового соединения 9. Крышка 8 снабжена центрирующим устройством 10. Корпус электролизера 3, соединен с отрицательным потенциалом источника постоянного тока, через токоведущий провод 11. Под нижней частью камеры электролизера расположен кольцеобразный постоянный магнит 12.

Патрубок отвода 4 дезактивирующего раствора 5 из электролизера 3 соединен с патрубком 13 испарительной емкости 14, которая расположена на регулируемом электрическом нагревателе 15 и выполнена из затемненного стека. Испарительная емкость 14 связана с дистиллятором 16 с помощью патрубка 17. Дистиллятор 16, выполненный в виде спиралевидной трубки, снабжен рубашкой водяного охлаждения 18 и соединен с емкостью 19 для сбора очищенного дезактивирующего раствора с помощью патрубка 20. Внутри емкости 19 для сбора очищенного дезактивирующего раствора расположен патрубок 21, соединенный с насосом.

Способ осуществляется следующим образом.

Из графитовой кладки уран-графитового ядерного реактора выбирают облученный графитовый элемент, который необходимо кондиционировать перед захоронением. Выбранный графитовый элемент в виде расходуемого анода 1 размещают на тонкой сетке 2, отделенной от цилиндрической опорожненной камеры электролизера 3 диэлектрической вставкой 6 и расположенной в его нижней части. Расходуемый анод 1 соединяют с помощью болтового соединения 9 с токоведущим проводом 7, проходящим через отверстие в крышке 8.

В камеру электролизера 3 через его верхнюю часть напускают дезактивирующий раствор 5, содержащий (3-6) М HNO₃ с добавление 0,1 М KM_nO₄. Заполнение камеры электролизера 3 осуществляют до болтового соединения 9, а затем ее плотно закрывают крышкой 8 таким образом, чтобы центрирующее устройство 10 оказалось внутри расходуемого анода, выполненного из нефрагментированного облученного графитового элемента.

От источника постоянного тока через токоведущие провода 7 и 11 на расходуемый анод 1 и корпус электролизера 3 подают постоянный электрический потенциал, величина которого обеспечивает плотность электрического тока до (0,2-4) А/см². Расходуемый анод 1, выполненный из облученного графита, подвергают электрохимической обработке в химически агрессивной среде при избыточном давлении и повышенной температуре до его полного растворения. При этом по мере опускания расходуемого анода 1 вдоль центрирующего устройства 10 дезактивирующий раствор 5 через патрубок отвода 4 удаляют из камеры электролизера 3 с целью исключения его контакта с болтовым соединением 9. При растворении облученного графита на дне камеры электролизера 3 концентрируют нерастворимый графитовый осадок и магнитные радиоактивные соединения с помощью кольцеобразного постоянного магнита 12.

Выходящий через патрубок отвода 4 электролизера 3 дезактивирующий раствор 5, содержащий различные растворимые соединения радионуклидов, которые находились в облученном ядерном графите и не выпадали в осадок, собирают в испарительной емкости 14, выполненной из затемненного стекла и находящейся при разряжении. Образующийся концентрат нагревают до температуры (83-88)°C с помощью электрического нагревателя 15, в зажимах которого располагается испарительная емкость 14. Образующиеся при испарении загрязненного дезактивирующего раствора пары по патрубку 17 поступают на вход спиралевидного водоохлаждаемого дистиллятора 16, где их разделяют на различные фракции. Очищенную от радиоактивного загрязнения (3-6) М HNO₃ с 0,1 М KM_nO₄ через патрубок 20 конденсируют внутри емкости 19, а затем возвращают в электролизер 3.

После проведения процесса оставшиеся на дне камеры электролизера 3 магнитные радиоактивные примеси и дезактивированный графитовый осадок извлекают и по отдельности направляют на захоронение.

Пример осуществления изобретения приведен ниже.

Из технологического тракта одного из канальных уран-графитовых ядерных реакторов выбирали облученную графитовую втулку. Проводили контрольный гамма- и бета-спектрометрический анализ образцов облученного графита с целью определения удельной активности следующих радионуклидов: ¹³⁷Cs, ⁶⁰Co, ⁵⁵Fe, ⁶³Ni, ²⁴¹Am, ²³⁹Pu, ²³⁸U, ³⁶Cl, ¹⁴C.

Выбранную графитовую втулку в виде расходуемого анода 1 размещали в цилиндрической камере электролизера 3 на тонкой сетке 2, выполненной из коррозионностойкого железо-хромо-алюминиевого сплава №2. Сетка 2 отделялась от стенки камеры электролизера 3 диэлектрической вставкой 6, изготовленной из керамики. Расходуемый анод 1 с помощью болтового соединения через токоведущий провод 7 соединяли с источником постоянного тока GPC-3060D марки GW Instek со стабилизацией выходного напряжения.

Дезактивирующий раствор 5, содержащий 4 М HNO₃ + 0,1 М KM_nO₄, напускали в камеру электролизера 3 через его верхний торец. При этом заполнение осуществляли до болтового соединения 9 с целью предотвращения растворения материала крепления в процессе электрохимической переработки облученного графита. Затем камеру электролизера 3 закрывали крышкой 8, снабженной керамической вставкой в месте контакта со стенками. При этом обеспечивали симметричное размещение расходуемого анода 1 с помощью центрирующего устройства 10, которое помещали внутрь графитовой втулки.

Расходуемый анод 1 выдерживали в дезактивирующем растворе 5 в течение 5 минут, а затем между ним и корпусом электролизера 3 создавали разность потенциалов, при котором величина плотности электрического тока составляла 1 А/см². Увеличение напряжения между расходуемым анодом 1 и корпусом способствовало окислению соединений радионуклидов, находящихся в структуре облученного графита, а также нарушению связи между зернами графита и его механическому осыпанию с образованием нерастворимого осадка в нижней части электролизера 3. Расходуемый анод 1 подвергали электрохимической обработке в химически агрессивной среде при избыточном давлении и повышенной температуре. При этом по мере растворения и опускания расходуемого анода 1 проводили опорожнение камеры электролизера 3 путем отвода дезактивирующего раствора 5 через патрубок 4 с целью предотвращения разрушения болтового соединения 9. Радиоактивные соединения, содержащие радионуклиды ⁶⁰Со, ⁵⁵Fe, ⁶³Ni, концентрировали в нижней части камеры электролизера 3 путем воздействия на них магнитным полем, создаваемым кольцеобразным постоянным магнитом 12 с остаточной магнитной индукцией ~0,2 Тл.

Дезактивирующий раствор 5, содержащий растворенные соединения радионуклидов, которые находились в облученном графите, собирали в испарительной емкости 14, температуру нижней части которой поддерживали в диапазоне (83-88)°C с помощью электрического нагревателя 15. Это способствовало испарению азотной кислоты и соединений, температура кипения которых <88°С. Неиспарившиеся радиоактивные соединения выпадали в осадок. Образующиеся при испарении загрязненного дезактивирующего раствора 5 пары поступали на вход спиралевидного водоохлаждаемого дистиллятора 16, температура которого на входе в рубашку охлаждения 18 поддерживалась в диапазоне (21-23)°С, где происходила очистка дезактивирующего раствора 5 от жидких радиоактивных отходов. Сконденсированный дезактивирующий раствор 5 концентрировали внутри емкости 19 при температуре окружающей среды, а затем возвращали в электролизер 3 для проведения следующего цикла дезактивации.

После проведения процесса электрохимической переработки облученного графита оставшиеся на дне камеры электролизера 3 магнитные радиоактивные примеси и дезактивированный графитовый осадок извлекали и направляли на спектрометрический анализ. Зависимость содержания различных радионуклидов в нерастворимом осадке от времени электрохимической обработки облученного графита представлена на фиг. 2.

Удельная активность облученного графита снижается за счет электрохимического взаимодействия дезактивирующего раствора с соединениями радионуклидов, находящихся в структуре радиоактивных отходов. Время ведения процесса уменьшается за счет обработки нефрагментированных графитовых конструкционных элементов ядерного реактора. Количество вторичных радиоактивных отходов сокращается из-за использования физических методов фильтрации и очистки дезактивирующего раствора, содержащего радионуклиды с целью его повторного использования, а также из-за улавливания магнитных радиоактивных соединений.