Защита от рентгеновского излучения, гамма-излучения, корпускулярного излучения, бомбардировки частицами; обработка материалов с радиоактивным заражением; устройства для устранения радиоактивного заражения таких материалов – G21F

Изобретение относится к области кондиционирования жидких радиоактивных отходов методом цементирования, а именно к составу для отверждения жидких радиоактивных отходов, состоящему из портландцемента и природной минеральной добавки. При этом в качестве природной минеральной добавки используют высококремнеземистый природный материал с содержанием диоксида кремния не менее 80% при следующем соотношении компонентов (масс.%): портландцемент 90-95; природная минеральная добавка 5-10. Как правило, в качестве высококремнеземистого природного материала используют диатомит, кварцевую муку, биокремнезем. Изобретение позволяет повысить прочность и надежность фиксации радионуклидов в цементной матрице, а также сократить сроки схватывания цементной матрицы при отверждении жидких борсодержащих радиоактивных отходов. 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 4 табл., 16 пр.

Заявленное изобретение относится к способу подготовки карбидного ОЯТ к экстракционной переработке. Заявленный способ включает подавление действия содержащихся в азотнокислом растворе карбидного топлива комплексообразующих лигандов путем их окисления азотной кислотой в присутствии катализатора, в качестве которого используют поливалентный металл, находящийся в азотнокислом растворе или вводимый в него до или после растворения карбидного ОЯТ, выбранного из ряда: церий, железо, марганец, технеций, ртуть. Далее нагреванием азотнокислого раствора карбидного топлива или проводят такое окисление непосредственно в процессе растворения карбидного топлива в азотной кислоте в присутствии катализатора с последующим растворением в окисленном растворе карбидного топлива оксидного или металлического ОЯТ, или проводят одновременно операции окисления комплексообразующих лигандов и растворения оксидного или металлического ОЯТ в растворе карбидного топлива. В альтернативном решении предлагается проводить аналогичную подготовку карбидного ОЯТ к экстракционной переработке с последующим смешением окисленного раствора карбидного топлива с растворами оксидного или металлического ОЯТ или с прямым введением необходимого количества раствора нитрата циркония или раствора другого многовалентного металла-комплексообразователя. Техническим результатом является устранение необходимости использования сильного окислителя. 2 н. и 11 з.п. ф-лы, 12 пр.

Изобретение относится к способам безопасной транспортировки экологически опасных веществ в места утилизации или переработки. Технический результат: обеспечение простоты последующего демонтажа сборки при сохранении прочности соединения отдельных элементов между собой при ее транспортировке или хранении; повышение упругости и прочностных свойств отвержденной в сборке полимерной композиции. Способ изготовления демонтируемой сборки включает соединение отдельных элементов, один из которых, по крайней мере, заполнен экологически опасными материалами, в единое целое с использованием фиксирующей отверждающейся композиции на основе связующего и порошкообразного наполнителя. Перед приготовлением отверждающейся полимерной композиции на основе смеси простых полиэфиров и полиизоционатной составляющей и порошкообразного наполнителя в виде полистирольных гранул производят подбор ее состава путем пропускания навески указанной композиции через систему сообщающихся каналов переменного сечения, уменьшающихся по ходу ее перемещения. На основании этого определяют проникающую способность и выбирают состав, проникающая способность которого соответствует диаметру канала, в котором прекратилось перемещение отверждающейся композиции. Композицию выбранного состава вводят в зазоры между отдельными элементами сборки, закрепляют сборку, осуществляют процесс отверждения сборки, проводят контрольные испытания сборочного узла, окончательно демонтируют сборку с использованием органического растворителя, например ацетона. 3 з.п. ф-лы, 3 ил., 1 табл., 11 пр.

Изобретение относится к составам специальных бетонов и может найти применение в промышленности строительных материалов при изготовлении радиационно-защитного бетона, в том числе бетона «сухой защиты» реактора АЭС. Композиция радиационно-защитного бетона содержит неорганическое вяжущее, серпентинитовый щебень фракции 5-20 мм, серпентинитовую галю, воду, отличается тем, что дополнительно содержит суперпластификатор, оксид кальция, оксид магния, оксид бария или их смеси при следующем соотношении компонентов, мас.%:

Технический результат - повышение качества бетона в результате улучшения удобоукладываемости и снижения его расслаиваемости в процессе укладки бетонной смеси за счет уменьшения водоотделения и раствороотделения, а также сокращение сроков сушки бетона. 1 з.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, в частности к процессам переработки маслосодержащих жидких радиоактивных отходов методом биодеструкции, и может быть использовано на атомных электростанциях и специализированных предприятиях, кондиционирующих радиоактивные отходы низкой и средней активности. В заявленном способе маслосодержащие жидкие радиоактивные отходы перед отверждением в неорганический или полимерный матричный материал подвергают биодеструкции за счет ферментативных процессов подобранными консорциумами микроорганизмов, при этом микроорганизмы окисляют органическую фазу масел до газообразных нерадиоактивных продуктов, сокращая объем маслосодержащих жидких радиоактивных отходов в 2-10 раз, сорбируют радионуклиды и выделяют биогенные ПАВ-эмульгаторы. Технический результат данного изобретения состоит в сокращении объемов маслосодержащих радиоактивных отходов перед включением их в неорганическую или полимерную матрицу, сокращении объемов конечного продукта, подлежащего длительному хранению, а также в предотвращении биодеструкции маслосодержащих жидких радиоактивных отходов в составе компаунда при длительном хранении. 3 з.п. ф-лы, 3 ил.

Заявленное изобретение относится к средствам измерения глубины выгорания отработавших тепловыделяющих сборок реакторов на тепловых нейтронах. На дно бассейна выдержки под водой устанавливают диагностический контейнер. В стенке корпуса выполнена кольцеобразная полость с жидким индикаторным веществом, окруженная слоями полипропилена и слоями стали, а также слоем кадмия. Корпус содержит центральную полость, в которой размещают ОТВС. Контейнер закрывают крышкой, удаляют воду из центральной полости с ОТВС, проводят активацию индикаторного вещества, сливают в лабораторную емкость индикаторное вещество, перемешивают и берут пробу. Затем измеряют среднюю удельную активность индикаторного вещества и определяют интенсивность нейтронного излучения ОТВС и связанную с ней глубину выгорания ОТВС. При этом кольцеобразная полость с жидким индикаторным веществом может состоять из нескольких изолированных друг от друга колец. Далее выявляют глубину выгорания для каждого кольца и составляют профиль выгорания для ОТВС. Техническим результатом является возможность всестороннего охвата индикаторным веществом активной зоны ОТВС, исключение влияния воды на точность измерения, устранение фонового влияния при измерении удельной активности индикаторного вещества, а также повышение точности определения глубины выгорания ОТВС энергетических ректоров на тепловых нейтронах без извлечения ОТВС из воды бассейна выдержки. 2 н. и 7 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к снаряжению спасателей в сфере чрезвычайных ситуаций. Технически достижимый результат - повышение эффективности защиты спасателя в условиях рентгеновского излучения и низких температур. Одежда спасателей, действующих в условиях летящих и падающих предметов разрушающегося объекта, состоит из защитной куртки от механического воздействия, полукомбинезона, жилета и шлема спасателя. Защитная куртка имеет спереди центральную бортовую застежку на «молнию», закрытую ветрозащитным клапаном на кнопках, боковые и вертикальные прорезные карманы на «молнии», накладной объемный карман для рации и прорезной карман на «молнии» на плечевой кокетке слева и справа соответственно. Съемный утеплитель, пристегивающийся к полукомбинезону сверху на пуговицы, имеет застежку на «молнию», кулису со шнуром по линии талии, трикотажные ластики и штрипки, а жилет выполнен цельновыкроенным с фиксацией на текстильную застежку и имеет внизу световозвращающую полосу, шлем типа «Cromwell ER1» выполнен из термопластика - высокотемпературостойкого, а визор и очки - из поликарбоната, защитная куртка выполнена с защитной оболочкой, состоящая из тканевой подкладки, соединений с защитными оболочками, а в тканевой подкладке закреплены упругие каркасные стойки посредством фиксаторов на поясе, а защитные оболочки крепятся на упругих каркасных стойках. 1 з.п. ф-лы, 7 ил.

Заявленное изобретение относится к системе для хранения и/или транспортировки радиоактивных отходов с высоким уровнем радиоактивности, а также к способу изготовления этой системы. В одном аспекте настоящее изобретение представляет вентилируемый вертикальный контейнер (ВВК), оснащенный впускными воздуховодами, преломляющими излучение, направляя его обратно в полость для хранения отходов. Линия прямой видимости сквозь впускные воздуховоды отсутствует, а следовательно, корзина может стоять прямо на полу ВВК. Кроме того, раскрыт способ изготовления ВВК переменной высоты. Техническим результатом является возможность минимизации высоты контейнера и его защита от перегрева. 2 н. и 16 з. п. ф-лы, 11 ил.

Изобретение относится к области изоляции радиоактивных отходов, образующихся при переработке облученного топлива атомных электростанций (АЭС), а именно к области иммобилизации трансурановых элементов.

Наиболее эффективно заявляемое изобретение может быть использовано в процессе переработки отработавшего топлива АЭС с целью длительной и надежной изоляции трансурановых элементов и одновременно с сохранением в будущем возможности их извлечения и использования, или для дальнейшей переработки с использованием процесса трансмутации.

Сущность изобретения состоит в том, что оксиды трансурановых элементов смешивают с порошком металлического палладия в соотношении, мас.%: оксидов трансурановых элементов - 30-70, металлический палладий - 70-30, и полученную смесь подвергают прессованию.

В результате получается композиция для долговременного хранения трансурановых элементов, которая включает оксиды трансурановых элементов в металлическом палладии, что обеспечивает высокую химическую устойчивость материала, безопасность хранения на неограниченный период времени и при этом сохраняется возможность извлечения ТПЭ после растворения предложенной композиции в азотной кислоте.

Для получения предложенной композиции предлагается использовать техногенный, ( реакторный ) палладий, являющийся продуктом деления ядерного топлива. 1 з.п. ф-лы, 2 табл.

Изобретение относится к области радиоаналитической химии и может быть использовано для контроля содержания радионуклидов в пресной и морской воде, в моче людей, пострадавших от радиационных инцидентов и в пробах различных технологических растворов. Способ извлечения радионуклидов из водных растворов включает фильтрацию раствора через селективный сорбент, помещенный в капельную камеру устройства, применяемого для внутривенного переливания инфузионных растворов, и приготовление препарата, удобного для гамма-спектрометрического измерения. Техническим результатом является повышение экспрессности метода при сохранении высокой эффективности и уменьшении погрешности измерений и искажения результатов вследствие поглощения фильтрами измеряемого гамма-излучения. 1 з. п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к технологии сорбционного извлечения радионуклидов цезия из водных растворов. Способ извлечения радионуклидов цезия включает фильтрацию водного раствора через селективный сорбент, представляющий собой ферроцианид железа-калия на носителе, десорбцию цезия из сорбента щелочным раствором, содержащим Трилон Б и оксалат калия. Полученный при десорбции элюат далее фильтруют через сорбент, представляющий собой ферроцианид никеля-калия. Технический результат заключается в снижении времени извлечения цезия и минимизации объема получаемого концентрата, содержащего радионуклиды цезия. 1 табл., 2 пр.

Изобретение относится к алюмоборосиликатным стеклам для изоляции радиоактивных жидких эфлюентов средней активности. Предложен качественный и количественный состав алюмосиликатного стекла, стеклообразующая добавка для его получения и способ обработки радиоактивного жидкого эфлюента средней активности с использованием предложенной стеклообразующей добавки, приводящий к получению указанного алюмоборосиликатного стекла. Технический результат - предложен способ изоляции радиоактивных жидких эфлюентов средней активности, получаемых при операциях окончательной остановки заводов по переработке ядерного топлива, позволяющий получить материал, обладающий высокой стойкостью к облучению, отличной механической прочностью и высоким сопротивлением к химическим воздействиям. 3 н. и 15 з.п. ф-лы, 3 пр.

Изобретение относится к атомной технике, а именно к устройству для очистки радиоактивной парогазовой смеси при аварийном выбросе водо-водяного ядерного реактора и может быть использовано при проектировании водо-водяных реакторов нового поколения, а также для модернизации существующих АЭС. Техническим результатом является обеспечение радиационной безопасности и взрывобезопасности в условиях аварийного срабатывания предохранительных клапанов водо-водяного реактора за счет отведения парогазовой смеси за пределы первичной защитной оболочки реактора. Устройство для очистки радиоактивной парогазовой смеси при аварийном выбросе водо-водяного ядерного реактора включает защитную оболочку с размещенными в ней предохранительными клапанами, соединенными трубопроводом с последовательно установленными жалюзийным сепаратором и пароструйным эжектором, расположенными вне защитной оболочки. Сепаратор в верхней части соединен с гидроемкостью, а в нижней части соединен с емкостью для сбора отсепарированной жидкости. Эжектор размещен в бассейне, по периметру которого установлены перфорированные трубы. Гидроемкость и перфорированные трубы соединены с ресиверами. Бассейн снабжен воздушным теплообменником и установленным над ним вытяжным зонтом. Вытяжной зонт соединен с трубой выдержки газов, в которой размещены аэрозольные фильтры. Труба выдержки газов соединена сдувочными линиями с сепаратором и трубопроводом. Гидроемкость и бассейн заполнены щелочным раствором. 3 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к области создания пирохимических технологий переработки облученного ядерного топлива, а именно к способу извлечения редкоземельных элементов из жидкого сплава с цинком. Предлагаемый способ включает погружение сплава в солевой расплав с последующим переводом редкоземельных элементов из жидкого сплава в расплав путем окисления. При этом окисление редкоземельных элементов осуществляют в расплаве хлорида цинка в интервале температур 420-550°С, а в качестве окислителя используют ионы цинка из расплава. Способ обеспечивает большой выход по массе среди продуктов деления. 2 табл., 2 пр.

Изобретение относится к технологии изготовления материалов для защиты от нейтронного излучения. Пастообразный материал для защиты от нейтронного излучения включает консистентную смазку ВНИИНП-293 и порошкообразный бор аморфный в качестве наполнителя при массовом соотношении компонентов (%) 91-97 и 3-9 соответственно, при этом удельная поверхность порошка бора аморфного составляет не менее 15 м²/г. Способ приготовления заявленного материала включает перемешивание консистентной смазки ВНИИНП-293 и наполнителя - порошкообразного бора аморфного в массовом соотношении (%) соответственно 91-97 и 3-9. Техническим результатом является обеспечение сечения поглощения тепловых электронов от 7 до 21 см^-1 в зависимости от массового содержания бора (3-9% соответственно); температуры каплепадения не ниже 170°C; вязкости, определяемой капиллярным вискозиметром при плюс 50°C и среднем градиенте скорости деформации 1000 с^-1, в пределах 0,3-1,4 Па·с, а при минус 50°C и среднем градиенте скорости деформации 100 с^-1 - не более 19 Па·с; коллоидной стабильности при нагрузке 3H (процент выделенного масла) не более 25%; содержания воды менее 0,01%; а также обеспечение возможности с помощью данной композиции заполнять объемы различной конфигурации, в том числе длинные каналы малого сечения (диаметром менее 4 мм), в диапазоне температур от минус 50°C до плюс 50°C. 2 н. и 1 з.п. ф-лы, 4 ил., 2 табл.

Изобретение относится к материалам с нейтронопоглощающими свойствами для защиты от нейтронного излучения. Предложен термостойкий нейтронозащитный материал, состоящий из магнийфосфатного связующего (24-33 мас.%) и порошковой части (76-67 мас.%), при этом порошковая часть содержит гидрид титана ТiH₂ (90,3-95,5 мас.%), оксид магния MgO (2,7-4,5 мас.%) и карбид бора В₄С (1,8-5,2 мас.%). Компоненты перемешивают до однородного состояния и заливают в специальную полость, а после отвердевания подвергают термической обработке. Технический результат: полученный материал обладает долговременной механической прочностью, термостойкостью до 300°С, высокой теплопроводностью, температурным коэффициентом линейного расширения, близким к коэффициенту конструкционных сталей, и большой удельной плотностью содержащихся в нем водорода и бора, что обеспечивает высокие коэффициенты ослабления нейтронного излучения. 1 табл.

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при производстве «реакторного» ⁹⁹Мо как генератора ^99mТc биомедицинского назначения, а также при анализе технологических растворов для предварительного выделения Мо или Мо и Zr при экстракционной переработке растворов технологии отработавшего ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС). Описаны варианты способов селективного экстракционного извлечения значительной части молибдена или совместно молибдена и циркония из радиоактивных растворов с получением экстракта. Перерабатываемый радиоактивный раствор обрабатывают экстрагентом, представляющим собой трудно растворимый в водной фазе спирт, в присутствии экстрагируемого комплексообразователя, в качестве которого могут быть использованы гидроксамовые кислоты с числом углеродных атомов 6-12, что обеспечивает достаточно полное извлечение молибдена и циркония в органическую фазу. Из экстракта выделяют молибден или молибден и цирконий в компактном виде сублимацией или реэкстракцией. Технический результат - получение экстракта, очищенного от альфа- и гамма-радиоактивных примесей более чем в 100 раз, и последующее раздельное выделение радионуклидов из экстракта, совмещенное в заключительной стадии процесса с регенерацией экстрагента. 2 н. и 15 з.п. ф-лы, 2 табл., 12 пр.

Изобретение относится к способу отверждения жидких высокоактивных отходов с целью переведения их в компактный материал, пригодный для долговременного и безопасного хранения. Способ заключается в переведении отходов в гелеобразное состояние и характеризуется тем, что в растворы высокоактивных отходов вводят соли циркония, железа и глицерин до концентрации их в растворах соответственно не менее 0,12, 0,6 и 0,23 М/л, выдерживают полученную смесь в течение не менее 2,5 ч с последующим добавлением в смесь раствора однозамещенного фосфата калия в фосфорной кислоте до мольного соотношения компонентов Zr:Fe:K:PO₄=1:3:2:5-8, высушиванием, прокаливанием полученного полимерного геля цирконилфосфата соответственно при 70-90°C и 300-400°С и плавлением полученных гранул при 980-1000°С. 2 з.п. ф-лы, 2 табл., 1 пр.

Изобретение относится к гидрометаллургии урана и может быть использовано для утилизации маточников, образующихся при получении тетрафторида урана из азотнокислых растворов с использованием процессов экстракции, реэкстракции и термообработки соединений урана, получаемых из реэкстрактов с получением диоксида урана и дальнейшей его обработкой хлоридно-фторидными растворами. Способ утилизации оборотных маточных растворов производства тетрафторида урана, включающий их смешение при значениях pH 4,0-5,2 барботажем воздухом до стабилизации значения pH и обработку гидроксидом натрия при значениях pH 10,5-11,0, отделение урансодержащих осадков от растворов с последующим возвратом их на стадию выщелачивания исходных продуктов, отстой сбросных растворов на хвостохранилище и закачку отстоявшейся части растворов в подземные горизонты. Техническим результатом является снижение расхода азотной кислоты, гидроксида натрия и извести, сокращение сброса жидких отходов на хвостохранилище. 2 з. п. ф-лы, 6 табл.

Заявленное изобретение относится к способу сооружения хранилища для радиоактивных отходов. Заявленный способ включает бурение скважины в вечномерзлотных породах, спуск и цементирование обсадной колонны, размещение в скважине контейнеров с радиоактивными отходами, герметизацию верхней части скважины. В заявленном способе обсадную колонну цементируют в интервале от расчетной границы зоны растепления до поверхности, а контейнеры с радиоактивными отходами устанавливают на полую колонну-хвостовик, перфорированную в нижней части, на расстоянии от забоя скважины, где h_om - высота интервала, в пределах которого произойдет оттаивание вечномерзлых пород; m - пористость вечномерзлых пород; R_om - расчетный радиус оттаивания; R_c - внутренний радиус скважины. Техническим результатом является обеспечение более высокой степени надежности захоронения радиоактивных отходов и исключение возможности миграции радионуклидов за пределы хранилища. 3 з. п.ф-лы, 2 ил.

Заявленное изобретение относится к способам обработки радиоактивных отходов, а именно к очистке платины в виде лома технологического оборудования, и может быть использовано для очистки вторичной платины от радиоактивного заражения плутонием. Заявленный способ включает нагрев лома вторичной платины с радиоактивными загрязнениями плутония во всем объеме и нерадиоактивными загрязнениями в виде металлических примесей в его поверхностном слое, которые содержатся в большем, чем плутоний, количестве. Перед нагревом лома примеси удаляют средствами гидрометаллургии, не разрушающими поверхность платины. Нагрев лома ведут до его расплавления с образованием радиоактивного конденсированного оксида плутония и совмещают его с индукционной плавкой платины для отделения ее от оксида плутония. Плавку ведут в присутствии флюсующих добавок с образованием расплава платины и шлака, содержащего оксид плутония, при отношении площади зеркала расплава к объему расплава 0,20-0,50 с частотой индукционного электромагнитного поля (20-66) кГц и воздушным дутьем на поверхность расплава при температуре (2049-2073) К в течение (1,0-1,3) ч. Затем шлак отделяют от платины. Техническим результатом является создание условий для облегчения образования оксида плутония и сохранения платины. 6 з.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретения относится к атомной энергетике, в частности к сухому хранению отработавшего ядерного топлива реакторов РБМК-1000 и ВВЭР-1000, и предназначены для использования в сухом хранилище отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Cпособ сухого хранения ОЯТ предусматривает восстановление герметичности корпусов вместо вывода из эксплуатации гнезд хранения с негерметичными корпусами. Негерметичные корпуса извлекают перегрузочной машиной из камеры хранения и укладывают на роликовые опоры устройства для кантования корпусов. В корпусе определяют места негерметичности и устраняют дефекты, затем с помощью перегрузочной машины и устройства для кантования переводят корпус в вертикальное положение и устанавливают его на прежнее место в камере хранения. Перегрузочная машина снабжена дополнительной электрической лебедкой и съемной укосиной. На канате закреплена траверса, в центре которой и по краям смонтированы грузозахватные устройства для установки на них двух захватов. Устройство для кантования корпусов содержит тележку с качалкой и хомутом и две подвижных роликовых опоры, соединенные с тележкой и между собой сцепками. Ложементы подвижных роликовых опор установлены на цапфах в подшипниках. Технический результат - сохранение вместимости сухого хранилища, повышение безопасности при извлечении, транспортировке и кантовании корпусов. 3 н. и 6 з.п. ф-лы, 10 ил.

Заявленное изобретение относится к области электротехники, а именно к составу углеродсодержащей композиции для получения радиозащитных материалов. Композиция содержит 5-16 мас.% ультрадисперсного активного углерода со средним размером частиц 5-100 нм и удельной поверхностью 16-320 м²/г, диспергатор в виде водного раствора натриевого стекла и стабилизатор в виде насыщенного раствора лингосульфоната аммония. Дополнительно в состав композиции может быть введен высокодисперсный коллоидный графит. Используется свойство композиции поглощать электромагнитное излучение радиоволнового диапазона при ее непосредственном равномерном распределении внутри твердой матрицы строительного материала или при нанесении на поверхности радиопоглощающих конструкций и строительных материалов. Повышение радиозащитных свойств материала является техническим результатом изобретения. 1 з.п. ф-лы, 3 табл.

Изобретение относится к области металлургии, а именно к разработке новых нерадиоактивных материалов, и может быть использовано в атомной энергетической промышленности. Сплав для поглощения тепловых нейтронов на основе титана содержит, вес. %: углерод 0,03-0,10; железо 0,15-0,25; кремний 0,05-0,12; азот 0,01-0,04; алюминий 1,8-2,5; цирконий 2,0-3,0; самарий 0,5-5,0; титан и примеси остальное. Сплав обладает повышенным уровнем поглощения тепловых нейтронов, высокими эксплуатационными и пластическими свойствами. 3 табл., 1 пр.

Изобретение относится к атомной промышленности, в частности к транспортированию высокоактивных радиоактивных материалов, в том числе ядерных, и может быть использовано для транспортирования облученного ядерного топлива (ОЯТ) с использованием воздушного транспорта. Технический результат - возможность безопасного транспортирования больших масс радиоактивных материалов, в том числе ОТВС энергетических реакторов, с использованием воздушного транспорта. Транспортный упаковочный комплект для транспортирования радиоактивных материалов содержит защитный контейнер с системой герметизации. Контейнер, по меньшей мере его боковая часть, выполнен из слоев пластически деформируемого радиационно-защитного материала, причем слои дистанцированы друг от друга, а расстояние между слоями выбрано из условия обеспечения образования поперечных складок в слоях при демпфировании аварийного воздействия на торцы контейнера. 5 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к средствам дезактивации почв, загрязненных радионуклидами. Заявленный способ дезактивации территории включает засыпку ее чистым грунтом, причем чистый грунт добывается непосредственно на дезактивируемой территории эрлифтами. Технический результат заключается в устранении необходимости земляных работ на удаленных территориях и повышение качества дезактивации. 1 ил.

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а именно к области переработки жидких радиоактивных или химических отходов и их изоляции от окружающей среды, и может быть использовано на стадии вывода АЭС из эксплуатации. В заявленном способе отверждение ЖРО осуществляется путем их смешения с полимерным материалом и последующего высушивания. При этом предусмотрено многократное добавление радиоактивных растворов к отвержденному материалу. Техническим результатом является иммобилизация самых разнообразных по составу растворов без какой либо подготовки и при этом происходит значительное сокращение объема отходов, направляемых на хранение, а также сокращение числа технологических стадий по сравнению с традиционными технологиями и возможность срочной локализации отходов в случае возникновения аварийных ситуаций на объектах атомной и химической промышленности.1 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к области переработки гетерогенных жидких радиоактивных отходов (ЖРО), в частности к переработке отработавших мелкодисперсных абразивных фильтроматериалов, и может быть использовано при переработке отработавшего фильтроперлита (ФП) систем спецводоочисток. Сущность заявленного способа заключается в том, что предусмотрены операции извлечения пульпы фильтроперлита из емкости хранения, удаления избыточной влаги, транспортирования гидротранспортом и цементирования, введения в пульпу перед транспортированием из емкости хранения отработанных ионообменных смол в количестве 10÷75% от объема фильтроперлита при плотности 1÷1,5 г/см³. Техническим результатом является возможность снижения износа оборудования и трубопроводов в процессе осуществления способа переработки радиоактивных отходов фильтроперлита в 80-100 раз, а также снижение износа насосов при транспортировке фильтроперлита и упрощение операции транспортировки пульпы. 2 ил.

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано для транспортирования и хранения ядерного топлива, в частности свежего смешанного уран-плутониевого топлива, при его перевозках в нормальных условиях и с учетом возникновения аварийных ситуаций от завода-изготовителя тепловыделяющих сборок к потребителю на атомные станции, а также при его хранении в складских помещениях. Транспортный упаковочный комплект (ТУК) для транспортирования и хранения ядерного топлива содержит корпус с двумя крышками. Корпус состоит из обечайки, представляющей собой трубу, на торцах которой установлены фланцы и на сварке присоединены опоры и строповочные проушины. Внутри обечайки установлено гнездо, выполненное из трубы круглого сечения. Часть гнезда, где располагается активная зона тепловыделяющей сборки, снабжена продольными ребрами и ограничителями и заливается нейтронопоглощающим компаундом. Внутри гнезда расположено выемное гнездо шестигранного сечения, образуемого при сварке двух полуоболочек, к которым прикреплены с двух сторон полудиски, образующие круглое сечение с наружным диаметром, образующим зазор с внутренним диаметром трубы гнезда. На каждую внутреннюю грань выемного гнезда установлены фторопластовые накладки. Технический результат - исключение зазоров в гнезде корпуса ТУК, повышение биологической защиты обслуживающего персонала. 2 ил.

Заявленное изобретение относится к способу обслуживания горячей камеры для хранения, перемещения и обработки радиоактивных материалов. Заявленное устройство содержит стенку, пересекаемую полостью, оборудованной инструментом наблюдения, при этом инструмент содержит колпак, выступающий внутрь камеры, экран биологической защиты, датчик наблюдения, расположенный между колпаком и экраном, и механизм перемещения датчика между убранным положением и выдвинутым положением. В заявленном способе предусматривается извлечение защитного экрана, датчика наблюдения и механизма перемещения датчика из полости наружу из камеры; в случае необходимости, замена датчика наблюдения; введение и перемещение скольжением запасного колпака в полость до близости к колпаку, оставшемуся на месте в полости; введение и перемещение скольжением экрана биологической защиты, датчика наблюдения и механизма перемещения датчика в полости до контакта с запасным колпаком; и перемещение колпака, оставшегося в полости, вплоть до его выталкивания внутрь камеры за счет опоры запасного колпака на оставшийся на месте колпак. Техническим результатом является облегчение замены компонентов инструмента наблюдения, увеличение поля наблюдения, а также возможность иного наблюдения, помимо визуального, в частности, измерения длины между двумя точками горячей камеры. 3 н. и 10 з.п. ф-лы, 9 ил.