Обработка материалов с радиоактивным заражением, устройства для устранения радиоактивного заражения таких материалов: ..способы обработки – G21F 9/06

Изобретение относится к способу обработки радиоактивного раствора, содержащего радионуклиды кобальта совместно с органическим комплексообразователем и радионуклиды цезия. Способ включает введение в исходный радиоактивный раствор окисляющего реагента при обеспечении заданной величины рН раствора и содержащего железо(II) восстанавливающего реагента с восстановлением кобальта(III) до кобальта(II) и декомплексацией последнего, введение осадителя с переводом радионуклидов кобальта и цезия в осадок и его отделение от маточного раствора, содержащего органический комплексообразователь и остаточное количество радионуклидов кобальта и цезия. При этом в качестве окисляющего реагента используют азотную кислоту, содержащий железо(II) реагент вводят в количестве 0,5-2,0 г/л Fe(II) при рН 3,0-3,5 с декомплексацией кобальта образующимися в растворе соединениями железа(III), полученный раствор выдерживают в течение 2-6 часов, в качестве осадителя берут сульфид натрия Na₂ S в количестве, стехиометрически необходимом для образования при величине рН 4-6 основного коллективного осадка сульфида железа FeS, содержащего радионуклиды кобальта и цезия, при этом маточный раствор подвергают циклу доочистки. Способ обеспечивает снижение количества используемых реагентов и минимальную по отношению к очищаемому раствору массу подлежащего захоронению радиоактивного осадка, а также высокую степень очистки раствора от радионуклидов кобальта и цезия. 7 з.п. ф-лы, 4 пр.

Изобретение относится к процессам извлечения и концентрирования радионуклидов и может быть использовано в радиохимических технологиях при переработке жидких радиоактивных отходов. Заявленная экстракционная смесь состоит из диамида дипиридилдикарбоновой кислоты и полярного фторорганического разбавителя при следующем соотношении компонентов, мол./л: экстрагент - 0,03-0,15; разбавитель - остальное. Техническим результатом является возможность извлечения урана, плутония и америция совместно и отделения их от основной массы редкоземельных элементов и других продуктов деления, а также разделения актинидов на стадии реэкстракции. 1 з.п. ф-лы, 3 ил., 5 табл.

Изобретение относится к области переработки отходов, содержащих натрий и радиоактивное вещество. Способ обработки натрия, содержащегося в сообщающихся открытых порах структуры, заключенной в оболочку, причем указанные поры, кроме того, содержат радиоактивное вещество. Указанный способ включает в себя следующие последовательные стадии: a) выполнение по меньшей мере двух распилов по всей длине оболочки; b) превращение натрия в карбонат натрия путем реакции карбонизации посредством приведения структуры в контакт через распилы с химически активной смесью газов, содержащей водяной пар, углекислый газ и газ, инертный по отношению к натрию таким образом, что расширение карбоната вызывает раскрытие структуры и оболочки, начиная с распилов, в результате чего реакция карбонизации распространяется внутрь структуры. Изобретение позволяет свести к минимуму операции, которые необходимо проводить в присутствии радиоактивного вещества. 6 н.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к радиохимической технологии, конкретно к очистке жидких радиоактивных отходов. Способ переработки жидких радиоактивных отходов от применения дезактивирующих растворов включает сорбцию радионуклидов, обработку реагентами при комнатной температуре, осаждение осадка при использовании коагулянта, окисление в присутствии катализатора и катализатора при температуре 75±2°С, перемешивание суспензии, отделение радиоактивного сорбента и его цементирование с применением вяжущей системы, отличающийся тем, что в качестве сорбента используется тонкодисперсный природный сорбент - трепел с размером частиц 0,1-0,3 мм, термообработанный при температуре 350±20°С из расчета 10 г/л, в качестве реагентов - растворимые соли переходных металлов (Fe^III, Co^II, Ni^II) из расчета не менее 0,012 моля металла на 1 л жидких отходов и раствор гидроксида натрия в мольном отношении Me⁺ⁿ :NaOH=1:3, в качестве коагулянта - оксид кальция в количестве не менее 1 г/л ЖРО, в качестве окислителя - перманганат калия в количестве 0,04-0,32 г/л ЖРО, в качестве катализатора - СаО из расчета 1 г/л ЖРО, радиоактивный сорбент цементируют с применением шлакощелочной вяжущей системы, содержащей доменный гранулированный шлак, глинистый компонент и гидроксид натрия. Изобретение позволяет улучшить параметры обезвреживания жидких радиоактивных отходов, образующихся при дезактивации за счет упрощения технологического процесса, использования широко распространенных и дешевых природных сорбентов, обладающих высокой селективностью по отношению к радионуклидам. 1 ил., 3 табл.

Изобретение относится к области определения радиоактивной загрязненности пресных вод. Определение суммарной объемной активности радиоактивно-загрязненной пресной воды производят путем концентрирования радионуклидов из определенного объема воды (не менее 1000 мл) на сорбентах на основе политетрафторэтилена (фторопласта), обработанных сурьмяной кристаллической кислотой и обработанных триоктиламином, с последующим радиометрическим измерением комплексного сорбента, высушенного при температуре 85-90°С, по бета-излучению. При этом воду пропускают последовательно через каждый вид блочного сорбента: для выделения катионных форм радионуклидов - через политетрафторэтиленовый носитель, модифицированный кристаллической сурьмяной кислотой, для выделения анионных форм радионуклидов - через политетрафторэтиленовый носитель, модифицированный триоктиламином, при необходимости выделения радионуклидов цезия - через политетрафторэтиленовый носитель, модифицированный ферроцианидом калия-кобальта. Сорбенты изготавливают в виде блоков фиксированных размеров на основе крошки политетрафторэтилена (фторопласта), дважды обожженной при температуре 365-385°С. Изобретение позволяет с высокой точностью определять суммарную объемную активность пресных вод независимо от физико-химической формы радионуклидов и солевого состава анализируемых вод. 1 з.п. ф-лы, 3 пр., 1 табл.

Изобретение относится к методам фракционирования долгоживущих радионуклидов при комплексной переработке облученного ядерного топлива (ОЯТ) атомных электростанций (АЭС) и направлено на селективное выделение нептуния из совместного экстракта урана, нептуния, плутония и технеция. Способ выведения нептуния при фракционировании долгоживущих радионуклидов включает экстракцию урана (VI), плутония (IV), нептуния (VI) и технеция (VII) из азотнокислого раствора разбавленным трибутилфосфатом и восстановительную реэкстракцию нептуния (V). Селективную реэкстракцию нептуния осуществляют до или после отделения технеция раствором пероксокислоты в слабой азотной кислоте при содержании в реэкстракте 0,7-1,5 моль/л азотной кислоты и 0,05-0,15 моль/л пероксокислоты. Изобретение позволяет получить реэкстракт нептуния, не содержащего уран, плутоний и технеций, тем самым повысить селективность при стабилизации нептуния. 2 з.п. ф-лы, 1 ил., 3 пр., 3 табл.

Изобретение относится к переработке жидких радиоактивных отходов (ЖРО) мембранно-сорбционными методами и применяется для очистки вод радио- и химическитоксичных загрязнений в мобильных установках переработки ЖРО. Способ переработки включает предочистку ЖРО на механических и ультрафильтрах, обработку очищенных ЖРО с помощью обратноосмотических фильтров и двух промежуточных емкостей попеременно в режиме обессоливания с доочисткой фильтрата. Обратноосмотическое обессоливание до солесодержания не более 0,2 г/л и концентрированно до солесодержания не менее 50 г/л осуществляют раздельно в разных обратноосмотических фильтрах с направлением фильтрата концентрирующего обратноосмотического фильтра в первую промежуточную емкость. Концентрат обессоливающего обратноосмотического фильтра - во вторую промежуточную емкость с реактором отстойником. Периоды переработки ЖРО и реагентной промывки обратноосмотических элементов обессоливающего и концентрирующего фильтров чередуют. После каждой промывки фильтра отработанный промывочный раствор доукрепляют реагентами и используют для промывки следующего фильтра вплоть до достижения в отработанном растворе содержания солей жесткости того же, что и в концентрате жидких радиоактивных отходов солесодержания не менее 50 г/л, с последующим направлением отработанного раствора на цементирование. Изобретение позволяет повысить производительность установки переработки ЖРО и сократить объем радиоактивных отработанных регенеративных промывных растворов. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области защиты окружающей среды и ликвидации последствий аварий, касается процесса высокоэффективной очистки воздуха (газов) от радиоактивных веществ и предназначено для использования в системах газоочистки предприятий, производящих радиоактивные изотопы, и особенно в местах постоянного загрязнения воздушной среды радиоактивными веществами. Способ высокоэффективной очистки воздуха (газов) от радиоактивных веществ, а более конкретно от трития, йода, цезия, стронция, бета-частиц их соединений и мелкодисперсных пылеобразных включений характеризуется тем, что на поверхности полимерного покрытия, например из полиуретана поракст-М2, осуществляется их сорбция. Внутри полимерного покрытия находятся электроды из нержавеющей (высоколегированной) стали, высота покрытых полимером электродов (1-3 м) и расстояние между ними (2-6 м), предусматривает подачу постоянного тока напряжением 25-50 киловольт, устойчивость к атмосферным воздействиям и способность работы в стационарных, полевых условиях или на мобильной передвижной конструкции. Изобретение направлено на достижение высокой степени очистки от радиоактивного загрязнения воздуха (газов) независимо от атмосферных воздействий в условиях низких энергозатрат и возможности создания стационарной или передвижной конструкции, допускающей дезактивацию и последующее многократное использование. 1 ил.

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 ядерной энергетике, а именно к способам дезактивации оборудования ядерных паропроизводящих установок с регулированием мощности борной кислотой. Оборудование, которое подлежит дезактивации, оставляют на одни сутки включенным в технологическую цепочку расхолаживания реактора при сбросе мощности и плановой остановке реактора и осуществляют в течение этих суток промывку этого оборудования путем циркуляции через оборудование теплоносителя первого контура при работающих фильтрах штатной системы спецводоочистки теплоносителя первого контура. При этом теплоноситель первого контура представляет собой раствор борной кислоты в концентрациях, соответствующих штатному водно-химическому режиму первого контура. Использование изобретения позволяет осуществлять дезактивацию с использованием только штатного оборудования реакторной установки одновременно с проведением операции расхолаживания реактора. 1 табл.

Изобретение относится к способам дезактивации вод открытых водоемов, водных стоков, зараженных радионуклидами, а также для дезактивации нейтральных или щелочных технологических растворов радиохимических производств. Способ включает водоподготовку, электрохимическую обработку в электролизере (электрокоагуляторе) с растворимыми электродами из марганцовистых сталей при рН 8,5-9,5, при насыщении обрабатываемой воды кислородом воздуха до концентрации 10-12 мг/л, отделение скоагулированных продуктов отстоем, осветлением, фильтрацией через фильтры грубой и тонкой очистки, коррекцию водородного показателя воды до рН 8,5-9,0 и фильтрацию через селективные к радионуклидам щелочных и щелочно-земельных металлов сорбенты, дальнейшую очистку воды электродиализом, регенерацию реагентов дезактивации. При использовании изобретения происходит повышение степени дезактивации, минимизация объемов радиоактивных шламов, снижение эксплуатационных затрат. 4 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к способам очистки сточных вод атомной и радиохимической промышленности, а также природных водных сред от радиоактивных изотопов. Способ очистки жидких радиоактивных отходов включает обработку раствора в электрохимическом аппарате с растворимыми электродами из титанового сплава и последующее отделение радионуклидов путем сорбции. Сорбцию осуществляют фильтрованием раствора через слой углеродного сорбента. Изобретение позволяет повысить емкость сорбента по радиоактивным примесям, повысить степень очистки и снизить энергетические и материальные затраты на очистку. 8 з.п. ф-лы, 2 табл., 1 ил.

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а точнее к области переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Способ переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) заключается в том, что исходный поток ЖРО подвергают отстаиванию с образованием надосадочной жидкости и шлама. Надосадочную жидкость осветляют на механическом фильтре с образованием фильтрата, фильтрат подвергают ионоселективной сорбции после глубокого обессоливания в две стадии. На первой стадии обратным осмосом с образованием потоков промежуточного концентрата и дезактивированного раствора, при этом перед отстаиванием ЖРО подвергают предварительной фильтрации на фильтрах с загрузкой из сипрона и гранулированного полипропилена, обладающих способностью отделять масла, нефтепродукты и альфа-радионуклиды от ЖРО. После отстаивания надосадочную жидкость подвергают последовательной механической фильтрации на песчаном и угольном фильтрах, с образованием фильтрата, который подвергают глубокому обессоливанию обратным осмосом. После первой стадии дезактивированный раствор подвергают ионоселективной сорбции, а затем корректировке рН на известняковом фильтре. На второй стадии глубокого обессоливания промежуточный концентрат подвергают доконцентрированию обратным осмосом с образованием концентрата с солесодержанием 100-150 г/л, который направляют на дальнейшее кондиционирование, и пермеата, который направляют снова на первую стадию глубокого обессоливания. Использование изобретения позволит концентрировать ЖРО, содержащие нефтепродукты и радионуклиды Cs¹³⁷, Sr ⁹⁰, и Pu²³⁹, а так же получать глубоко очищенный пермеат с нейтральным рН и уменьшит вторичные жидкие и твердые радиоактивные отходы. 1 ил.

Изобретение относится к области переработки растворов (в том числе радиоактивных растворов, образующихся при производстве и переработке ядерного топлива), содержащих соли аммония, и может быть использовано в радиохимической промышленности. Предлагается разрушать нитрат аммония при использовании формальдегида в качестве индуктора реакции окисления. Изобретение позволяет проводить реакцию окисления гомогенно и практически без индукционного периода, существенно ускоряет процесс разрушения аммонийных солей, уменьшает расход индуктора, увеличивает диапазоны концентрации азотной кислоты и температуры. 1 з.п. ф-лы, 2 табл.

Изобретение относится к области радиохимии, а именно к способам выделения америция из растворов смеси америция, кюрия и редкоземельных элементов, и может быть использовано в технологии получения чистого америция, в препаративной химии. Способ выделения америция заключается в многократном осаждении оксалатов америция(III), кюрия(III) и РЗЭ, растворении оксалатов в растворе карбоната калия, окислении америция(III) до америция(V) с осаждением двойного карбоната америция(V) с калием и промывке осадка раствором карбоната калия, включающий дополнительную промывку осадка растворами цитратов щелочных металлов и обработку осадка избытком щавелевой кислоты. Изобретение позволяет повысить эффективность очистки америция от кюрия за один технологический цикл в 5-10 раз, значительно снизить потери америция с промывными растворами (˜ в 2 раза) и сократить общую продолжительность процесса примерно в 2 раза. 1 з.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов. Сущность изобретения: способ очистки низкоактивных растворов, содержащих радионуклиды, включает подачу раствора в мембранный фильтрующий аппарат, снабженный металлокерамическими мембранами, сбор и дальнейшую переработку концентрата, отвод и сорбционную доочистку фильтрата. Используют плоскорамный мембранный аппарат с тангенциальной подачей раствора и его циркуляцией. Собранную суспензию концентрата подвергают термообработке в две стадии, первую стадию проводят при 120-180°С до достижения концентрации взвешенных веществ 150-300 г/л. Вторую стадию проводят при температуре 250-300°С до достижения остаточной влажности концентрата не более 5 мас.% Сорбционную доочистку фильтрата осуществляют путем его пропускания через высокоосновную анионообменную смолу. Преимущества изобретения заключаются в получении минимального объема вторичных отходов. 7 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к экстракционным процессам, в частности к экстракционному аффинажу урана, и может быть использовано в технологии переработки ядерного топлива, концентратов урана и урансодержащих возвратных изделий. По предлагаемому способу растворение уранового концентрата проводят при избытке азотной кислоты 0,75-1,0 моль/л и температуре 80-95°C, перед экстракцией в раствор нитрата уранила добавляют нитрат мочевины, рафинат после экстракции и щелочной декантат после обработки реэкстракта подвергают раздельно карбамидной денитрации при охлаждении растворов с отделением осадков нитрата мочевины, а полученные при этом декантаты смешивают и подвергают гальванохимической обработке. Изобретение позволяет снизить расход азотной кислоты, а соответственно сброс нитрат-ионов с рафинатом, снизить выброс оксидов азота при растворении уранового концентрата, снизить потери урана со сточными водами. 6 з.п. ф-лы, 1 ил., 4 табл.

Изобретение относится к области получения изотопов водорода. Сущность изобретения: способ выделения изотопа водорода включает стадии приведения среды, содержащей газообразный водород, включающий указанный изотоп водорода, воду и водяной пар, в условия пониженного давления от 90 кПа или ниже. Контролирования температуры процесса в указанной среде в соответствии с давлением в указанной среде. Регулирование парциальных давлений газообразного водорода и водяного пара и контроль эффективности выделения указанного изотопа водорода из газообразного водорода с использованием реакции обмена в системе водород-вода. Устройство для выделения изотопа водорода включает разделительную колонну, предназначенную для выделения изотопа водорода из газообразного водорода в результате протекания обменной реакции в системе водород-вода. Устройство также содержит температурные контроллеры, обеспечивающие регулирование температуры среды в соответствии с ее давлением, регулирование парциальных давлений газообразного водорода и водяного пара и регулирование эффективности выделения изотопа водорода из газообразного водорода. Преимущества изобретения заключаются в повышении эффективности выделения. 4 н. и 12 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к области радиохимической технологии. Сущность изобретения: экстракционная смесь для извлечения актинидных элементов из кислых растворов включает раствор бидентатного фосфорорганического экстрагента - в полярном фторированном разбавителе. В качестве полярного фторированного разбавителя она содержит бис-тетрафторпропиловый эфир диэтиленгликоля, а в качестве бидентатного фосфорорганического экстрагента - дигексил-N,N-диэтил карбамоил фосфонат при следующем соотношении компонентов: бидентатный экстрагент 0,1-1,2 моль/л; разбавитель остальное. Экстракционная смесь для извлечения актинидных элементов из кислых растворов может включать в качестве раствора бидентатного фосфорорганического экстрагента фенилоктил - N,N,-диизобутилкарбамоилфосфиноксида в полярном разбавителе. В качестве полярного разбавителя используется смесь метанитробензотрифторида с триалкилфосфатом при следующем соотношении компонентов: бидентатный экстрагент 0,1-1,2 моль/л; триалкилфосфат, например, трибутилфосфат 0,3-1,1 моль/л; метанитробензотрифторид остальное. Преимущества изобретения заключаются в возможности одновременного экстрагирования трансплутониевых, редкоземельных элементов и урана. 2 н.п. ф-лы, 2 табл., 2 ил.

Изобретение относится к области переработки и обезвреживания жидких радиоактивных отходов. Сущность изобретения: способ переработки жидких радиоактивных отходов заключается в том, что исходный поток жидких радиоактивных отходов подвергают отстаиванию с образованием надосадочной жидкости и шлама. Надосадочную жидкость осветляют на механическом фильтре с образованием фильтрата. Фильтрат разделяют ультрафильтрацией с образованием концентрата, который смешивают с исходным потоком жидких радиоактивных отходов, и пермеата. При этом пермеат подвергают электродиализному разделению на рассол, который концентрируют электроосмотическим методом с получением потока радиоактивного концентрата и потока дилюата, смешиваемого с потоком пермеата, и на диализат, который подвергают глубокому обессоливанию с образованием дезактивированного раствора. При этом фильтрат механического фильтра перед ультрафильтрацией подвергают ионоселективной сорбции, затем в него вводят ассоциирующие добавки. Ультрафильтрацию осуществляют в принудительно-турбулентном режиме, а глубокое обессоливание диализата проводят в две стадии: на первой обратным осмосом, а на второй стадии дезактивированный раствор подвергают электродеионированию. Преимущества изобретения заключаются в увеличении степени дезактивации раствора и в возможности переработки высокоминерализованных отходов. 1 ил.

Изобретение относится к области обращения с жидкими радиоактивными отходами. Сущность изобретения: способ экстракционной переработки жидких радиоактивных отходов осуществляют с помощью электродиализа с использованием жидкой мембраны, содержащей дибензо-18-краун-6 - 0,36-3,6 мас.% и 1,1,7-тригидрододекафторгептанол - остальное. Жидкая мембрана имеет непосредственный контакт с водными растворами. В качестве анолита используют водные растворы солей стронция и цезия, а в качестве католита - растворы азотной кислоты концентрацией 0,2-0,4 моль/л. Преимущества изобретения заключаются в возможности совместного извлечения радионуклидов стронция и цезия. 1 з.п. ф-лы, 3 табл., 1 ил.

Изобретение относится к области обращения с жидкими радиоактивными отходами. Сущность изобретения: способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих радионуклиды в ионной и коллоидной формах и балластные компоненты минеральной и органической природы в растворенном и взвешенном состояниях, заключающийся в том, что органические компоненты жидких радиоактивных отходов окисляют до газообразного состояния, а минеральные ионные компоненты и радионуклиды переводят во взвешенное состояние в виде гидроокисей металлов путем подачи в поток отходов озона. Поток окисленных отходов разделяют на сгущенный шлам и жидкую фазу, на селективных сорбентах проводят доочистку жидкой фазы от оставшихся в ионной форме радионуклидов. Образовавшийся шлам и отработанные сорбенты переводят в твердую форму и отправляют на длительное хранение. Перед обработкой озоном поток отходов путем фильтрации на сетчатом фильтрующем материале очищают от взвешенных частиц, а перед доочисткой жидкой фазы на селективных сорбентах проводят мембранную микрофильтрацию с отделением от жидкой фазы радионуклидов в коллоидной форме, которые возвращают в поток жидких радиоактивных отходов после подачи в него озона. Преимущества изобретения заключаются в улучшении очистки радиоактивных отходов от радионуклидов. 1 ил.

Изобретение относится к области переработки жидких радиоактивных отходов. Сущность изобретения: способ переработки азотнокислых альфа-активных растворов, содержащих трехвалентное железо, включает предварительное упаривание перерабатываемого раствора с получением регенерированной азотной кислоты и кубового остатка. Затем осуществляют нейтрализацию кубового остатка до рН 1-2 и частичное восстановление трехвалентного железа сульфитом натрия до соотношения между валентными формами Fe³⁺:Fe²⁺=2:1. Производят последующую нейтрализацию щелочью до рН 10-11. Полученный осадок магнетита после отстаивания направляется на отверждение. Далее осуществляют декантацию раствора, магнитную сепарацию декантата и его дополнительную очистку. Преимущества изобретения заключаются в снижении объема вторичных отходов и сокращении количества химических реагентов, применяемых в способе. 1 з.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретение относится к области обработки жидких гетерогенных радиоактивных отходов. Сущность изобретения: способ очистки радиоактивных нефтешламов заключается в выщелачивании из них радия с помощью горячей воды, кислых или щелочных растворов. При этом радиоактивные нефтешламы предварительно подвергают восстановительному отжигу при недостатке кислорода в атмосфере неполного сгорания углерода и углеводородов, для получения которых используют нефтепродукты. Температуру восстановительного отжига выдерживают в диапазоне 700-900°С от 1 до 3 часов. Отожженный нефтешлам обрабатывают горячим паром и повторно подвергают его обработке горячим паром с соляной кислотой при концентрации соляной кислоты от 5 до 10% по отношению к массе выщелачивающего раствора. Преимущества изобретения заключаются в обеспечении качественной обработки радиоактивных отходов. 3 з.п. ф-лы, 1 табл., 1 ил.

Изобретение относится к области обезвреживания жидких радиоактивных отходов. Сущность изобретения: способ очистки жидких радиоактивных отходов, содержащих перманганат-ионы, включает восстановление перманганат-ионов и выделение в щелочной среде двуокиси марганца с соосаждением на ней радионуклидов. Восстановление перманганат-ионов в щелочной среде ведут электрохимическим методом в однокамерном электролизере при плотностях тока 10-500 А/м². В очищаемый раствор предварительно вводят оксалат-ионы. В перерабатываемый раствор могут быть введены жидкие радиоактивные отходы, содержащие щавелевую кислоту. Преимущество изобретения заключается в повышении коэффициента очистки.

Изобретение относится к области утилизации жидких радиоактивных отходов. Сущность изобретения: способ очистки азотной кислоты от фторидных примесей осуществляют перегонкой в присутствии нитрата алюминия, который используют в качестве комплексообразователя. При этом перегонку азотной кислоты с концентрацией 0,5-6 моль/л ведут в условиях дефицита аниона азотной кислоты и существования в кубе аппарата расплава частично гидролизованного нитрата алюминия при концентрации 80-130 г/л по металлу при мольном соотношении алюминий/фторид более 1. Комплексообразователь вводят в куб выпарного аппарата вместе с питанием или на верхнюю тарелку в качестве флегмы. Преимущества изобретения заключаются в повышении степени очистки, а также снижение засоленности системы. 1 з.п. ф-лы., 1 табл.