Обработка материалов с радиоактивным заражением, устройства для устранения радиоактивного заражения таких материалов: .обработка жидких радиоактивных отходов – G21F 9/04

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 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.

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 переработке жидких радиоактивных отходов, образующихся в процессе переработки ОЯТ. Описан способ переработки технециевых растворов, включающий осаждение технеция из азотнокислых растворов с концентрацией азотной кислоты или нитрат-иона, не превышающей 3 моль/л, концентрированными водными растворами о-фенантролиновых или -бипиридильных комплексов двухвалентных переходных металлов, или смешанными комплексами указанных органических соединений, или смешанными комплексами, содержащими о-фенантролин или -бипиридил с двухосновными аминами. Полученные осадки металлорганических пертехнетатов прокаливают в токе водорода при температуре 600-1200°С как в присутствии легкоплавкого металла или его оксида с температурами плавления 200-800°С, так и без него для получения на их основе устойчивых и пригодных для дальнейшего хранения и переработки матриц. Технический результат - получение технеция в конечной форме, пригодной для дальнейшего хранения и переработки. 4 з.п.ф-лы, 2 табл., 6 пр.

Заявленное изобретение относится к способам обезвреживания жидких радиоактивных отходов ядерных энергетических установок, загрязненных нефтепродуктами, продуктами коррозии и синтетическими поверхностно-активными веществами, в полевых условиях. В заявленном способе предусмотрено отстаивание отходов в исходной емкости со сливом загрязнений с поверхности в сборник нефтепродуктов, предочистка на механических насыпных фильтрах с модифицированными азотсодержащими углями и микрофильтрах грубой и тонкой очистки, умягчение и опреснение на обратно-осмотическом фильтре с отстаиванием отходов в двух промежуточных емкостях. При этом фильтрат обратноосмотичесих фильтров отправляют на доочистку на ионообменных фильтрах, а концентрат возвращают в первую промежуточную емкость перед микрофильтрами в качестве подщелачивающего реагента до насыщения по солям с отверждением образующихся радиоактивных концентратов путем включения в портландцемент, причем насыщенные нефтепродуктами угли заменяют новыми, а отработанные сжигают вместе со слитыми из исходной емкости нефтепродуктами, включая зольный остаток в портландцемент вместе с концентратами отходов. Техническим результатом является повышение прочности цементного камня в 1,5-2 раза и надежности фиксации в нем радионуклидов. 1 ил.

Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива. Способ подготовки растворов переработки ОЯТ, содержащих комплексообразующие вещества, для экстракционного извлечения многовалентных актинидов при подавлении действия комплексообразователей, состоит из введения в раствор азотнокислых растворов переходных металлов, связывающих комплексообразующие примеси более прочно, чем плутоний. В качестве комплексообразователей в растворе могут содержаться щавелевая, меллитовая и другие многоосновные кислоты и оксикислоты, ДТПА и ЭДТА. В качестве вводимых связующих используют азотнокислые растворы молибдена и/или циркония, в том числе раствор ОЯТ на основе уран-молибденовых сплавов, вводимых в эквимолярных или близких к ним количествах по отношению металл: комплексообразователь. Изобретение позволяет проводить экстракционное извлечение многовалентных актинидов из растворов переработки ОЯТ, содержащих комплексообразующие вещества, с применением неразрушающих методов и без сильного изменения реагентной среды. 5 н.п. ф-лы.

Изобретение относится к технологии переработки жидких отходов, в том числе и радиоактивных отходов (РАО). Производится кальцинация раствора РАО в микроволновом плазменном реакторе, затем получение гомогенного расплава стекла в частотном плавителе прямого индукционного нагрева. Способ включает подачу раствора РАО в зону электротермической обработки, которая состоит из зоны плазменной микроволновой обработки раствора РАО в водопаровой плазме и зоны обработки в ванне расплава, полученного прямым индукционным нагревом неорганических ингредиентов РАО, плавление и электромагнитное перемешивание неорганических ингредиентов РАО, непрерывное удаление расплава, охлаждение газового потока, очистка газового потока от летучих продуктов разложения РАО и от технологической пыли. Устройство для осуществления способа содержит плазменную камеру, верхняя часть которой выполнена виде усеченного конуса, оснащенную цельнометаллическим микроволновым плазмотроном, генерирующим поток водопаровой плазмы, узел подачи раствора РАО, частотный плавитель прямого индукционного нагрева для плавления и гомогенизации неорганических ингредиентов РАО, оснащенный трубопроводом для слива расплава, коллектор-накопитель расплава стекла, трубопровод для транспорта газового потока на очистку. Изобретение направлено на решение проблемы комплексной, экологически и технически безопасной переработки РАО. 2 н. и 12 з.п.ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к области атомной техники и касается технологии переработки высокосолевых жидких радиоактивных отходов низкого и среднего уровня активности, содержащих до 30% органических веществ, путем включения их в магнезиальный цемент. Композиционный материал имеет следующий состав, мас.%: порошок магнезитовый каустический 27-28, твердые соли 5-6, хлорид кальция (CaCl₂) 0,1-6, каталитическая углеродосодержащая добавка 0,1-0,2; раствор ферроцианида калия 0,05-0,1; раствор нитрата никеля 0,05-0,1, жидкие радиоактивные отходы - остальное. В жидкие радиоактивные отходы вводят ингредиенты в следующей последовательности: твердые соли, раствор ферроцианида калия, раствор нитрата никеля, хлорид кальция, каталитическая углеродосодержащая добавка, порошок магнезитовый каустический. Изобретение позволяет получать компаунды, отвечающие основным требованиям их качества по ГОСТ Р 51883-2002 (скорость выщелачивания для цезия-137 1-10^-3, достигнутая - 2·10^-5 г/см²·сут, а механическая прочность на сжатие 5 МПа), с наполнением сухими радиоактивными солями до 37 мас.%. 2 н. и 10 з.п. ф-лы, 3 табл.

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 производства, содержащих трансурановые элементы, включает разрушение в маточных растворах оксалат-ионов азотной кислотой в присутствии ионов металлов переменной валентности. Переработку оксалатного маточного раствора и пульпообразных отходов осуществляют совместно путем смешивания маточного раствора с твердой фазой гидроксидной пульпы. Изобретение позволяет снизить энергетические затраты и уменьшить массу образующихся РАО. 2 з.п. ф-лы, 3 табл.

Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов. Установка для удаления жидких радиоактивных отходов (ЖРО) из емкостей временного хранения, содержащая введенное внутрь емкости транспортное средство - плавающую платформу, которая выполнена в виде емкости и снабжена системой ультразвуковых излучателей, связанной с генератором ультразвуковых колебаний и системой дистанционного управления. Ультразвуковые излучатели равномерно размещены на стенках и днище плавающей платформы, обеспечивая при ее работе функцию диспергирования и растворения осадков, а также перемещение платформы в заданном направлении. Установка снабжена системой подъема и вывода ЖРО из емкости, содержащей насос и трубопроводы, а также системой дистанционного управления, наблюдения и контроля. Установка связана с блоком переработки извлеченных из емкости радиоактивных отходов. Изобретение позволяет повысить эффективность извлечения радиоактивных отходов из емкостей временного хранения при невысоких энергетических и капитальных затратах, и обеспечить возможность дальнейшей полной переработки и дезактивации извлеченных радиоактивных отходов. 10 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к области экологии, к защите природных объектов от загрязнений жидкими радиоактивными отходами (ЖРО) и/или другими жидкими токсичными отходами (ЖТО), побочно образующимися при переработке отработанного ядерного топлива (ОЯТ) или промышленной деятельности. Способ низкотемпературной иммобилизации жидких радиоактивных отходов (ЖРО) путем перевода компонентов ЖРО в твердую фазу обработкой их кремнийсодержащими соединениями геотермального генезиса при температурах 5-60°С. В качестве отвердителя используют дисперсии сферолитов диоксида кремния (ДК), полученных мембранным концентрированием природного геотермального раствора, с диаметром последних в пределах 4-150 нанометров при концентрации ДК не менее 105 г/кг, с добавлением микроволокон из неорганических оксидов, например базальтовых, используемых в количестве 0,5-5 мас.%, от твердой массы дисперсии ДК (отвердителя). Изобретение позволяет получить матрицы более удобные и безопасные для последующих операций с радиоактивными отходами - для их транспортировки, временного или окончательного захоронения в могильниках и т.п. 4 ил., 8 пр., 2 табл.

Изобретение относится к материалам, применяемым для тонкой очистки жидкостей. Предложен материал, включающий полиазациклоалкан, привитый на полипропиленовое волокно, способ получения такого материала, и способ удаления катионов металлов, присутствующих в жидкости, путем приведения этой жидкости в контакт с упомянутым материалом. Технический результат - предложенный материал совмещает превосходную избирательность связывания тяжелых металлов, лантанидов или актинидов с прекрасными эксплуатационными характеристиками. 4 н. и 51 з.п. ф-лы, 6 ил., 9 табл., 8 пр.

Изобретение относится к области переработки отходов ионообменных смол. Способ переработки отработавших ионообменных смол, загрязненных радиоактивными элементами включает мокрое измельчение зерен смолы до размера частиц 1-45 мкм, введение щелочи в полученную суспензию до рН 10,5-11,0, жидкофазное окисление суспензии при подаче воздуха в зону окисления в условиях сверхкритического состояния воды при температуре 450-550°С и давлении 230-250 ат, отвод газообразных продуктов окисления в виде СО₂ и N₂, разделение твердой и жидкой фаз фильтрацией и последующую дезактивацию жидкой фазы. Изобретение позволяет снизить объем радиоактивных отходов, которые далее подлежат постоянному хранению, характеризуется отсутствием вторичных газообразных отходов и не требует использования агрессивных химических реагентов. 4 з.п. ф-лы, 1 пр., 1 табл.

Изобретение относится к технологии очистки растворов от радионуклидов и может быть использовано для дезактивации жидких радиоактивных отходов. Способ обработки радиоактивного раствора заключается в следующем. Вначале в него вводят соединения железа (III) в виде хлорида или сульфата железа в количестве 0,04-0,05 моль/л с образованием железосодержащего осадка. На первой стадии вводят минимально количество минеральной кислоты: соляной или серной, а на второй стадии в раствор дополнительно вводят 0,18-0,24 г-экв/л соответствующей кислоты. Раствор выдерживают в течение не менее 120 часов при комнатной температуре или не менее 18 часов при температуре 70-95°С и вводят в него сульфид натрия в мольном количестве, в 1,5 раза превышающем количество введенного соединения железа (III), с образованием основного коллективного осадка радионуклидов кобальта и цезия и маточного раствора, содержащего органический комплексообразователь и остаточное количество радионуклидов кобальта и цезия. Маточный раствор подвергают циклу доочистки путем добавления в него соединения железа (III) в количестве 0,02-0,04 моль/л в пересчете на железо (III) и минеральной кислоты в количестве, эквивалентном содержанию натрия во введенном сульфиде натрия, выдержки полученного маточного раствора и введения в него дополнительно сульфида натрия в мольном количестве, в 1,5 раза превышающем количество дополнительно введенного железа (III), с образованием дополнительного коллективного осадка, доочищенного маточного раствора. Изобретение позволяет повысить технологичность способа за счет замены окисления органического комплексообразователя на катионное замещение в нем радионуклида кобальта, снизить число используемых реагентов при обеспечении высокой степени очистки растворов. 5 з.п. ф-лы, 4 пр.

Изобретение относится к способу переработки жидких радиоактивных отходов низкого уровня активности и может быть использовано для дезактивации воды различных водных систем. Способ очистки воды естественного или искусственного водоема от радиоактивных изотопов и вредных химических веществ включает забор исходной воды, ее предварительную очистку и основную очистку двухступенчатым обратным осмосом с получением фильтрата, направляемого потребителю в качестве очищенной воды, и концентрата, возвращаемого в водоем. В водоем возвращают объединенный концентрат, полученный на стадии предварительной очистки и первой ступени обратного осмоса, а концентрат, полученный на второй ступени обратного осмоса, подают на первую ступень обратного осмоса. Изобретение позволяет повысить эффективность технологии очистки, снизить количество вторичных отходов. 5 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 пр., 1 табл.

Изобретение относится к химической обработке воды, промышленных или бытовых сточных вод, содержащих смазачно-охлаждающие жидкости, радиоактивные загрязнения, моющие растворы и ионы тяжелых металлов. Способ включает дезактивацию и деэмульгирование смесью хлорида железа (FеСl₃), хлорида кальция (CaCl ₂) и перманганата щелочных или щелочноземельных металлов, взятых в массовом соотношении (1÷2):(0,15÷0,2):(0,01÷0,02) в пересчете на безводные соли и объемной долей 1-3% от исходного раствора при рН 5-6. Изобретение позволяет повысить эффективность очистки сточных вод. 5 табл.

Изобретение относится области переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) сорбционными методами. Способ переработки маломинерализованных жидких радиоактивных отходов включает фильтрацию через селективный ферроцианидный сорбент, а затем через ионообменные сорбенты. Сорбент получен последовательной обработкой органического носителя растворами ферроцианида калия и солей никеля с избыточным содержанием каждого реагента. В качестве органического носителя для получения селективного ферроцианидного сорбента используют предварительно высушенные при температуре 105-110°С древесные опилки размером 1-4 мм. При этом ферроцианид никеля-калия синтезируют непосредственно в структуре опилок. Отработанный радиоактивный ферроцианидный сорбент сжигают. Зольный остаток включают в цементный компаунд в качестве вяжущего вещества. Изобретение позволяет повысить более чем в 10 раз емкости селективного ферроцианидного сорбента на основе предварительно высушенных древесных опилок по сравнению с нанесением ферроцианида никеля-калия на ионообменные смолы, увеличение эксплуатационного ресурса сорбционных фильтров, удешевление технологии приготовления селективного сорбента и сокращение объема вторичных захораниваемых радиоактивных отходов.

Изобретение относится к технологии обезвреживания жидких радиоактивных отходов (ЖРО) мембранно-сорбционным методом в полевых условиях. Способ обезвреживания маломинерализованных низкоактивных ЖРО: производят очистку на механических и ультрафильтрах, обессоливание на обратноосмотических фильтрах и доочистку на ионитовых фильтрах с доупариванием образующихся радиоактивных концентратов до насыщения по солям при температуре менее 100°С в емкости и последующим включением насыщенных солевых концентратов в портландцементы. Дополнительно производят очистку отходов от радионуклидов на фильтрах селективными сорбентами с защитой от ионизирующего излучения. Доупаривание концентратов обратноосмотических фильтров проводят при атмосферном давлении в емкости. Конденсат выпарного аппарата возвращают на ультрафильтры. Концентрат ультрафильтров возвращают на механические фильтры. На фильтры селективных сорбентов направляют исходные радиоактивные отходы при их удельной активности по бета-излучающим нуклидам более 0,1 МБк/кг и/или радиоактивные концентраты перед упариванием при их удельной активности более 0,1 МБк/кг. Изобретение направлено на обеспечение более эффективной очистки от радионуклидов даже без использования фильтров селективных сорбентов. 1 ил.

Изобретение относится к способу обезвреживания радиоактивных отходов. Техническим результатом изобретения является максимально возможное уменьшение объема и массы твердых радиоактивных отходов, упрощение технологии и снижение энергетических затрат. Согласно изобретению способ заключается в том, что термохимическую обработку смол проводят в разжиженном серной кислотой солевом плаве в три стадии при температурах 100-150°С, 150-250°С и 250-350°С и атмосферном давлении в аппарате в условиях свободного доступа воздуха в реакционную зону, при постоянном или периодическом перемешивании продукта в аппарате, а конечное омоноличивание получаемого сухого продукта проводят вяжущими веществами фосфатного твердения (природные минералы или отходы промышленных предприятий, содержащие оксиды металлов). 1 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к области радиохимической технологии, в частности к переработке радиоактивных отходов при обращении с отработанным ядерным топливом (ОЯТ), а так же может быть использовано при экстракционном выделении цветных металлов. Сущность изобретения: смеси включает замещенные бис-арил-тетразолил-пиридина, имеющие формулу:

Изобретение относится к области ядерной технологии, а именно к переработке жидких радиоактивных отходов (ЖРО), может использоваться при переработке воды, содержащей поверхностно-активные вещества (ПАВ), в частности воды спецпрачечной. Сущность изобретения: воду, содержащую поверхностно-активные вещества, подают в выпарной аппарат дополнительного упаривания трапной воды после достижения в нем солесодержания 60÷150 г/дм³ и проводят совместное упаривание воды, содержащей поверхностно-активные вещества и трапную воду, поддерживая их в соотношении 1:(3÷10), при достижении солесодержания 150÷350 г/дм³ кубовый остаток периодически откачивают в емкость хранения на работающем выпарном аппарате до установления значения солесодержания равным 60÷150 г/дм³. Техническим результатом изобретения является повышение надежности и упрощение процесса переработки упаривания воды спецпрачечной и снижение периодичности кислотных промывок выпарной установки переработки трапной воды. 1 ил., 1 табл.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при очистке и дезактивации оборудования, эксплуатируемого в среде жидкого свинцового теплоносителя, и переработке (обезвреживании) образующихся жидких радиоактивных отходов на стадиях их очистки, концентрирования и отверждения. Сущность изобретения: после дезактивации оборудования растворами уксусной кислоты, содержащими кислород, в раствор ЖРО вводят стехиометрическое количество ортофосфорной или серной кислоты или избыток ортофосфорной кислоты; после чего образующийся гетерогенный продукт подвергают термической обработке при температуре 100-120°С; конденсат уксусной кислоты возвращают в технологический дезактивационный цикл, а образующиеся при термообработке солевые концентраты замоноличивают с использованием в качестве матриц традиционные вяжущие вещества или вещества фосфатного твердения. Техническим результатом изобретения является упрощение технологии дезактивации оборудования и обезвреживания ЖРО, снижение расхода химических реагентов на проведение дезактивации и объема радиоактивных отходов, повышение степени включения солей в предлагаемые матрицы, качество отвержденных продуктов и надежность их длительного хранения, улучшение экологической обстановки в местах длительного хранения радиоактивных отходов. 2 н.п. и 2 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к химической технологии, конкретно к технологии экстракционной переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Способ внутрицикловой регенерации оборотного экстрагента включает контактирование потоков оборотного экстрагента и регенерирующего раствора в пористом слое с сообщающимися порами и разделение потоков очищенного экстрагента и отработавшего промывного раствора, причем оборотный экстрагент и регенерирующий раствор направляют на контактирование при соотношении потоков фаз экстрагента к регенерирующему раствору от 15:1 до 35:1, эффективный диаметр поровых каналов слоя 0,02-0,04 см при нагрузке суммы потоков фаз на свободное поровое сечение слоя до 10 м³/м ²·час и времени пребывания оборотного экстрагента в слое не менее 2 минут при температуре 20-50°С. Пористый слой образован спеченным, спрессованным или засыпанным тяжелым зернистым материалом. Технический результат: повышение качества оборотного экстрагента и снижение количества солесодержащих радиоактивных отходов. 6 з.п. ф-лы, 2 табл.

Изобретение относится к технологии обезвреживания маломинерализованных отходов в полевых условиях. При обезвреживании маломинерализованных низкоактивных жидких отходов производят очистку на механических и ультрафильтрах, обессоливание на обратноосмотических фильтрах и доочистку на ионитовых фильтрах. Концентраты обратноосмотических фильтров доупаривают до насыщения по солям при атмосферном давлении и температуре менее 100°С в емкости, предназначенной для последующего цементирования и захоронения отходов с последующим включением насыщенных солевых концентратов в портландцементы. Конденсат выпарного аппарата возвращают на ультрафильтры, а концентрат ультрафильтров возвращают на механические фильтры. Дополнительно производят очистку отходов от радионуклидов на фильтрах с селективными сорбентами с защитой от ионизирующего излучения, причем на эти фильтры направляют исходные радиоактивные отходы при их удельной активности по бета-излучающим нуклидам более 0,1 МБк/кг и/или радиоактивные концентраты перед упариванием при их удельной активности более 0,1 МБк/кг. При использовании изобретения происходит упрощение аппаратурного оформления процесса доупаривания, повышение эффективности очистки ЖРО в условиях загрязнения ПАВ и нефтепродуктами и уменьшение дозовой нагрузки на обслуживающий персонал. 1 ил.

Изобретение относится к области экологии, конкретнее к иммобилизации жидких радиоактивных отходов от переработки отработавшего ядерного топлива АЭС, АПЛ, образующихся при утилизации и дезактивации АПЛ и других объектов, связанных с использованием радиоактивных веществ, соединений. Сущность изобретения: способ низкотемпературной иммобилизации жидких радиоактивных отходов (ЖРО) путем перевода компонентов ЖРО в твердую стеклоподобную фазу обработкой их солянокислыми водно-спиртовыми растворами кремнийсодержащих соединений, включающими гидролизаты алкилсиликатов с последующей выдержкой реакционной смеси при температуре 5-60°C, причем в качестве отверждающих компонентов используют водные золи кремнезема, полученные мембранным концентрированием природного гидротермального раствора, а для ускорения отверждения и последующего самопроизвольного формирования однородного материала, самоуплотняющегося при хранении, указанные водные золи используют совместно с водно-спиртовыми солянокислыми гидролизатами алкилсиликатов при рН смеси 1,5-4. Техническим результатом изобретения является самоупрочнение образовавшихся материалов при нормальном хранении, возможность организации нецентрализованной низкотемпературной иммобилизации ЖРО в полевых условиях. 4 табл., 4 ил.

Изобретение относится к области переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Способ переработки жидких радиоактивных отходов включает операции концентрирования гомогенных и гетерогенных отходов, декантирования, операции частичного смешения гомогенных радиоактивных отходов с гетерогенными и смешения отходов со связующим. Смешение гомогенных отходов с гетерогенными осуществляют непосредственно в емкости хранения гетерогенных отходов, подавая в нее периодически порциями горячий кубовый остаток при температуре 50-110°С и выдерживая его в течение 3-16 суток. В промежутках между подачей горячего кубового остатка в емкости хранения гетерогенных отходов также периодически порциями подают ионообменные смолы и фильтр-перлит. Реализация предложенного способа уменьшит необходимое количество битумного компаунда и сократит расходы на его хранение и захоронение. 2 ил., 3 табл.

Изобретение относится к способу получения воды высокой чистоты для теплоносителей ядерных энергетических установок мембранно-сорбционными методами. Исходную воду направляют из емкости исходных вод для предочистки на насыпной угольный фильтр и на механический фильтр, затем для обессоливания - на два последовательных обратноосмотических фильтра, далее для доочистки - на ионообменный фильтр. Фильтрат первого обратноосмотического фильтра перед подачей на второй фильтр подвергают декарбонизации в промежуточной емкости путем отдувки воздухом двуокиси углерода. Очищенную воду накапливают в емкости очищенной воды. Концентрат второго обратноосмотического фильтра возвращают в емкость исходных вод, концентрат первого обратноосмотического фильтра направляют на сброс при отсутствии в нем радиоактивных или химически токсичных загрязнений, а при их наличии - на обезвреживание. Изобретение позволяет повысить степень обессоливания исходных вод за счет оптимизации режимов работы обратноосмотических и ионообменных фильтров без увеличения количества солей в концентратах. 1 ил.

Изобретение относится к способам переработки (обезвреживания) жидких радиоактивных отходов (ЖРО) и промышленных отходов, содержащих экологически опасные токсичные вещества, в частности, гликоли. Концентрируют ЖРО упариванием при температуре 102-140°С путем подачи ЖРО в гликоль или в выработавшие ресурс охлаждающие и гидравлические жидкости на основе гликоля. Полученный солевой гликолевый концентрат отверждают путем ввода добавки, содержащей этиленгликоль и фталевый ангидрид или фталевый ангидрид и выработавшие ресурс охлаждающие и гидравлические жидкости на основе этиленгликоля при соотношении безводных компонентов в добавке от 1,0 до 2,3 грамма фталевого ангидрида на 1,0 грамм этиленгликоля. Смесь перемешивают до прекращения испарения воды. Затем при перемешивании смесь подвергают термической обработке при температуре 220-240°С, после чего охлаждают до температуры окружающей среды и образования твердого монолитного продукта. Способ позволяет «токсичное утилизировать в токсичном»: помимо утилизации ЖРО утилизируются промышленно отработанные отходы охлаждающих и гидравлических жидкостей на основе гликолей; упрощается технология обезвреживания ЖРО; снижается техногенное воздействие вредных веществ на окружающую среду. 3 з.п. ф-лы, 1 табл.