×
09.03.2020
220.018.0aa3

СПОСОБ РАСТВОРЕНИЯ ВОЛОКСИДИРОВАННОГО ОБЛУЧЕННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Вид РИД

Изобретение

Юридическая информация Свернуть Развернуть
Краткое описание РИД Свернуть Развернуть
Аннотация: Изобретение относится к процессам растворения облученного ядерного топлива (ОЯТ), конкретно к растворению волоксидированного топлива, состоящего из высокодисперсных частиц. Способ растворения волоксидированного облученного ядерного топлива включает загрузку волоксидированного ОЯТ в корзину-контейнер с перфорированной обечайкой, перемещение корзины-контейнера в аппарат-растворитель, растворение топлива, опорожнение аппарата-растворителя и извлечение корзины-контейнера. Перед загрузкой волоксидированного ОЯТ на наружную поверхность обечайки корзины-контейнера наносят герметизирующий слой из материала, совместимого с ОЯТ и имеющего высокие показатели адгезии к металлической поверхности и внутренней когезии, быстро разрушаемый в начале растворения при контакте с реагентом-растворителем. Изобретение позволяет исключить потери ОЯТ и загрязнения технологических помещений и коммуникаций. 2 з.п. ф-лы, 1 пр.
Реферат Свернуть Развернуть

Изобретение относится к процессам растворения облученного ядерного топлива (ОЯТ), конкретно к растворению волоксидированного топлива, представляющего собой рыхлую субстанцию (насыпная плотность 1,6÷1,8 г/см3), состоящую из высокодисперсных частиц.

Известен способ растворения облученного ядерного топлива в аппаратах барабанного или цилиндрического типа с загрузкой топливной композиции непосредственно в рабочую полость аппарата. В данном случае на операцию растворения топливо поступает в виде нарубленных фрагментов твэлов, содержащих топливные таблетки (В.И. Землянухин, Е.И. Ильенко, А.Н. Кондратьев, Л.Н. и др. Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС. М., Энергоатомиздат, 1983, с. 61-63).

Недостатком способа является невозможность загрузки топлива после процедуры его окислительной обработки (волоксидации) его с целью удаления из него летучих продуктов деления, прежде всего трития, иода, т.к. частицы топлива размером в несколько десятков микрон обладают выраженным пылящим свойством и высокой проникающей способностью в линии сдувки газового тракта и в помещение загрузки топлива при проведении транспортных операций.

Известен способ растворения тонкодисперсного топлива с выемной корзиной-контейнером с перфорированной обечайкой, которая имеет поверхность в виде отверстий или щелей (Equipment for the dissolution of core material from sheared power reactor fuel/W.S. Groenier. ORNL-TM-3194, 1971, p.p. 12-15). Данный способ растворения топливной композиции принят нами за прототип.

Недостатком способа-прототипа является то, что крупноячеистая перфорация корзины-контейнера, необходимая для свободного доступа реагента-растворителя, не является препятствием для выхода высокодисперсных частиц ОЯТ из объема контейнера на операциях загрузки и транспортирования контейнера с неизбежным при этом загрязнением газового тракта и образованием просыпей высокоактивного материала.

Техническим результатом предлагаемого изобретения является исключение потерь ОЯТ и загрязнения технологических помещений и коммуникаций, включая линии сдувки газового тракта.

Указанный технический результат достигается тем, что в способе растворения, включающем операции загрузки волоксидированного ОЯТ в корзину-контейнер с перфорированной обечайкой, перемещения корзины-контейнера в аппарат-растворитель, растворения топлива, опорожнения аппарата-растворителя и извлечения корзины-контейнера на наружную поверхность обечайки корзины-контейнера перед загрузкой наносят герметизирующий слой из материала, совместимого с ОЯТ, быстро разрушаемый в начале растворения при контакте с реагентом-растворителем.

Вещество, используемое в качестве герметизатора, должно быть совместимо с составом топлива и иметь низкую температуру плавления. К таким веществам относятся кристаллогидраты азотнокислых солей совместимых с ОЯТ катионов-высаливателей, например, тетрагидрат нитрата кальция (Ca(NO3)2⋅4H2O, tпл=40°C), наногидрат нитрата алюминия (Al(NO3)3⋅9H2O, tпл=70°C), наногидрат нитрата железа (Fe(NO3)3⋅9H2O, tпл=47,2°C) или, что предпочтительней, гексагидрат нитрата уранила, UO2(NO3)2⋅6H2O. Последнее соединение абсолютно совместимо с перерабатываемым ОЯТ, так как является его составной частью после растворения, имеет высокие показатели адгезии к металлической поверхности и внутренней когезии (В.И. Волк, Л.В. Арсеенков, С.Н. Веселов и др. Физико-химические основы процесса кристаллизационного выделения и очистки урана в виде плава гексагидрата нитрата уранила. Тезисы докладов VI Российской конференции по радиохимии. Москва, 2009 г., с. 221) и низкую температуру плавления, 60°С.

Нанесение покрытия осуществляют обработкой наружной поверхности обечайки предварительно охлажденной корзины-контейнера расплавом соли-герметизатора. Обработку производят либо погружением корзины-контейнера в расплав, либо распылением расплава на наружную поверхность корзины-контейнера. Температуру, до которой предварительно охлаждают корзину-контейнер, и продолжительность обработки расплавом соли-герметизатора определяют предварительно, исходя из массы и теплоемкости корзины-контейнера и обеспечения сплошности слоя соли-герметизатора.

Быстрое (практически моментальное) разрушение герметизирующего слоя происходит в аппарате-растворителе за счет одновременного расплавления и растворения соли в горячей азотной кислоте.

Пример осуществления способа.

Испытания проводили с использованием макета корзины-контейнера, имеющего сплошное днище и съемную крышку. Геометрические размеры указанного макета:

диаметр наружный, см - 3;

диаметр внутренний, см - 2,9;

высота, см - 16;

объем, см3 - 105.

Перфорация выполнена в виде круглых отверстий диаметром 1,5 мм общей площадью 7 см2, что составляет 5% от площади обечайки.

В качестве загрузки использовали волоксидированное необлученное ядерное топливо.

Проведено два эксперимента:

эксперимент 1 - загрузку и утряску топлива выполняли в контейнере без покрытия;

эксперимент 2 - загрузку и утряску топлива выполняли в контейнере с покрытием на основе гексагидрата нитрата уранила. Нанесение покрытия обеспечивали погружением контейнера в расплав соли. Контроль сплошности нанесения герметизирующего слоя осуществляли визуально.

В каждом эксперименте масса загрузки топлива составляла 180 граммов октаоксида триурана.

В эксперименте 1 потери топлива после операции утряски составили 1,2%.

В эксперименте 2 потерь топлива после операции утряски не отмечено.

Источник поступления информации: Роспатент

Показаны записи 1-10 из 62.
10.03.2016
№216.014.c035

Способ очистки технологических урановых продуктов переработки отработавшего ядерного топлива от рутения

Изобретение относится к способу очистки азотнокислых урановых продуктов от изотопов рутения. В заявленном способе осуществляется очистка технологических азотнокислых урановых продуктов переработки отработавшего ядерного топлива от рутения, содержащих уран до 300 г/л и азотную кислоту до 40 г/л,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002576530
Дата охранного документа: 10.03.2016
10.04.2016
№216.015.2b92

Способ переработки облученного ядерного топлива

Изобретение относится к способам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) реакторов ВВЭР-1000 с целью локализации трития, являющегося бета-активным излучающим нуклидом, на головных операциях переработки ОЯТ и может быть использовано в атомной энергетике при переработке ОЯТ ядерных...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002579753
Дата охранного документа: 10.04.2016
20.04.2016
№216.015.3500

Способ извлечения серебра из технологических азотнокислых растворов

Изобретение относится к химической технологии и может быть использовано для извлечения и регенерации серебра из азотнокислых растворов. Способ извлечения серебра из технологических азотнокислых растворов, содержащих серебро до 0,5-8 г/л и азотную кислоту до 2-10 г/л, осуществляют на...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002581958
Дата охранного документа: 20.04.2016
13.01.2017
№217.015.6b28

Способ каталитической денитрации жидких радиоактивных отходов

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для денитрации средне- и низкоактивных жидких радиоактивных отходов, подлежащих дальнейшему отверждению (цементации). Способ заключается в удалении избыточных количеств азотной кислоты путем взаимодействия жидких...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002593163
Дата охранного документа: 27.07.2016
13.01.2017
№217.015.744d

Установка для переработки, отверждения и упаковки высокоактивных отходов

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к переработке высокоактивных отходов, получаемых при переочистке диоксида плутония, используемого при изготовлении смешанного уран-плутониевого топлива. Установка для переработки, отверждения и упаковки высокоактивных отходов включает в себя...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002597874
Дата охранного документа: 20.09.2016
13.01.2017
№217.015.77ce

Способ приготовления биметаллического катализатора окислительно-восстановительных процессов в азотнокислых средах

Изобретение относится к химической технологии и может быть использовано для изготовления катализатора окислительно-восстановительных процессов в агрессивных средах. Способ получения биметаллического катализатора включает нанесение на инертный носитель поверхностно интегрированного...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002598944
Дата охранного документа: 10.10.2016
13.01.2017
№217.015.81d1

Установка вскрытия пенала хранения отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к средствам для хранения отработавших ядерных топливных элементов реактора РБМК-1000 в сухом хранилище, и предназначено для срезания сварного шва крышки с корпусом пенала в поворотной шахте камеры комплектации пеналов. Установка содержит...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002601955
Дата охранного документа: 10.11.2016
13.01.2017
№217.015.908a

Чехол хранения отработавших тепловыделяющих сборок реакторов ввэр-1000

Изобретение относится к ядерной технике, к средствам для хранения дефектных отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000. Чехол содержит основание, центральную трубу, дистанционирующие решетки с отверстиями для установки труб, в которых размещаются дефектные ОТВС. На трубы...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002603853
Дата охранного документа: 10.12.2016
25.08.2017
№217.015.a4da

Способ извлечения металлов платиновой группы из продукта кислотного растворения волоксидированного отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Способ извлечения металлов платиновой группы из продукта кислотного растворения волоксидированного ОЯТ заключается в том, что полученное после волоксидации ОЯТ растворяют в азотной кислоте в диапазоне температур...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002607644
Дата охранного документа: 10.01.2017
25.08.2017
№217.015.a515

Способ разложения нитрата аммония в технологических растворах радиохимического производства

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано в технологии переработки аммонийсодержащих технологических растворов и жидких радиоактивных отходов (ЖРО), образующихся при эксплуатации радиохимического производства. Способ разложения нитрата аммония в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002607646
Дата охранного документа: 10.01.2017
Показаны записи 1-10 из 53.
10.02.2013
№216.012.24b1

Способ экстракционной переработки высокоактивных отходов с фракционированием радионуклидов

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к области переработки отработавшего ядерного топлива. Способ экстракционной переработки высокоактивных отходов с фракционированием радионуклидов, включающий обработку растворов высокоактивных отходов гидроксидами или карбонатами...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002474895
Дата охранного документа: 10.02.2013
10.02.2013
№216.012.24b4

Способ переработки оксалатных маточных растворов и пульпообразных отходов, содержащих трансурановые элементы

Изобретение относится к области переработки жидких и пульпообразных радиоактивных отходов (РАО), образующихся при регенерации облученного ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в радиохимической промышленности. Способ переработки оксалатных маточных растворов радиохимического...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002474898
Дата охранного документа: 10.02.2013
20.08.2013
№216.012.6002

Способ переработки азотнокислого раствора регенерированного урана с очисткой от технеция

Изобретение относится к способам экстракционной переработки регенерированного урана с целью очистки от технеция-99, являющегося бета-активным излучателем. Способ переработки азотнокислого раствора регенерированного урана включает экстракцию урана(VI) трибутилфосфатом в органическом разбавителе,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002490210
Дата охранного документа: 20.08.2013
20.04.2014
№216.012.b8d0

Способ экстракционного извлечения урана и плутония

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки отработавшего ядерного горючего, и может быть использовано в технологической схеме переработки ОЯТ. В заявленном изобретении извлечение урана и плутония в раствор трибутилфосфата в инертном разбавителе...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002513040
Дата охранного документа: 20.04.2014
10.05.2014
№216.012.c02e

Способ реэкстракции плутония из органического раствора трибутилфосфата

Изобретение относится к области регенерации плутония из отработанного ядерного топлива водными методами. Предложен способ реэкстракции плутония из органического раствора трибутилфосфата, содержащего плутоний в четырехвалентном состоянии, в водный азотнокислый раствор осуществляют путем...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002514947
Дата охранного документа: 10.05.2014
20.05.2014
№216.012.c338

Способ извлечения металлов из силикатных шлаков

Изобретение относится к способу извлечения металлов, в частности редкоземельных металлов и марганца, из силикатных шлаков. Способ включает измельчение шлака и выщелачивание. Для предотвращения образования нефильтруемых пульп, обусловленных гелеобразованием кремнекислоты, шлак предварительно...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002515735
Дата охранного документа: 20.05.2014
20.09.2014
№216.012.f466

Способ кристаллизационного выделения и очистки гексагидрата нитрата уранила и устройство для его осуществления

Изобретение относится к технологии кристаллизационного выделения и очистки продуктов. Заявленный способ кристаллизационного выделения и очистки гексагидрата нитрата уранила включает непрерывную кристаллизацию гексагидрата нитрата уранила из концентрированного азотнокислого раствора нитрата...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002528399
Дата охранного документа: 20.09.2014
20.11.2014
№216.013.083e

Способ получения пористого стекломатериала из редкометальных руд

Изобретение относится к комплексной переработке железистых редкометальных руд с получением пористого стекломатериала. Технический результат изобретения заключается в расширении сырьевой базы для получения стекломатериала. Шихту состава на основе руды, мас. %: SiO - 5,1; CaO - 0,9; AlO - 5,2;...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002533511
Дата охранного документа: 20.11.2014
20.08.2015
№216.013.70e4

Способ обезвоживания нефти, содержащей механические примеси, и устройство для его осуществления

Изобретение относится к обезвоживанию нефти, содержащей механические примеси. Предварительно нагретую водонефтяную эмульсию пропускают через фильтрующий материал, очищаемый при забивке механическими примесями промывкой. В качестве фильтрующего материала используют металлосферический порошок с...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002560470
Дата охранного документа: 20.08.2015
10.04.2016
№216.015.2b92

Способ переработки облученного ядерного топлива

Изобретение относится к способам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) реакторов ВВЭР-1000 с целью локализации трития, являющегося бета-активным излучающим нуклидом, на головных операциях переработки ОЯТ и может быть использовано в атомной энергетике при переработке ОЯТ ядерных...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002579753
Дата охранного документа: 10.04.2016
+ добавить свой РИД