Обработка материалов с радиоактивным заражением, устройства для устранения радиоактивного заражения таких материалов: ...выпаривание, перегонка – G21F 9/08

Группа изобретений относится к области очистки жидких сред, содержащих радиоактивные отходы. Предложен способ, предусматривающий очистку жидких отходов путем предварительного нагрева и испарения с образованием пара и рассола при поддержании в испарительной камере давления ниже атмосферного. Способ предусматривает рециркуляцию рассола по замкнутому контуру, сжатие образовавшегося пара и конденсацию. Конденсацию проводят за счет пропускания сжатого пара через сверхзвуковой эжектор при одновременной подаче в камеру смешения эжектора части полученного конденсата. Давление ниже атмосферного поддерживают за счет обеспечения циркуляции конденсата по замкнутому контуру, включающему сверхзвуковой эжектор, магистраль отвода конденсата и теплообменное устройство. Предложена также установка для осуществления заявленного способа, в которой узлы и детали соединены с образованием двух замкнутых контуров: для рециркуляции рассола и для циркуляции конденсата. Техническим результатом являются низкие энергетические расходы при высокой степени очистки среды, простота установки и надежность ее работы. 2 н. и 10 з.п. ф-лы, 1 ил., 2 пр.

Изобретение относится к способам переработки жидких радиоактивных отходов. Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих радионуклиды в ионной и коллоидной формах и балластные компоненты минеральной и органической природы в растворенном и взвешенном состояниях, заключается в том, что органические компоненты жидких радиоактивных отходов окисляют путем подачи озона в поток отходов, предварительно отфильтрованный на сетчатом фильтрующем материале, озонирование производят озоном с концентрацией более 0.2 г/л, в тракте подачи озона из генератора озона в камеру смешения создают разрежение меньше 1/3 величины обратной концентрации озона. При этом сечение газового тракта подачи озона выбирают меньше отношения скорости потока газа с озоном к концентрации озона примерно в 5000 раз. Поток озонируемых жидких радиоактивных отходов - ЖРО - направляют навстречу потоку озона в пузырях, камеру смешения разделяют сеткой на две секции, в нижнюю из которых подают озон из эжектора замкнутым потоком ЖРО, взятым из этой же секции, затем отделяют сеткой и поднимают во второй секции навстречу потоку ЖРО, при этом поток ЖРО направляют последовательно через две и более камеры, в последней из которых количество озона подбирают из расчета не менее 1/3 произведения: концентрации озона, расхода ЖРО и стехиометрического коэффициента его реакции с органикой в ЖРО, замкнутый поток жидких радиоактивных отходов с озоном подают из эжектора в нижнюю секцию камеры смешения по касательной к ее периметру. Изобретение позволяет уменьшить объем радиоактивного концентрата за счет увеличения коэффициента использования озона. 1 ил., 1 пр.

Изобретение относится к технологии переработки отработанного ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС). Способ переработки ОЯТ АЭС включает экстракцию U, Pu, Np, Тc и Zr разбавленным трибутилфосфатом, выведение Мо в рафинат и реэкстракцию Zr в отдельный раствор слабой азотной кислоты с отмывкой экстрагентом от актинидов. Экстракцию проводят при числе ступеней не более 8 из раствора, содержащего 350-900 г/л U и 1,5-3,5 моль/л HNO₃, при насыщении экстракта ураном на 75-90% емкости и содержании в рафинате 0,3-1,2 моль/л HNO₃, с введением в зону экстракции U раствора комплексообразователя молибдена, после чего выведенные потоки рафината и реэкстракта Zr раздельно упаривают с общей регенерацией азотной кислоты. Кубовые растворы направляют на отверждение высокоактивных технологических отходов (ВАО). Изобретение позволяет предотвратить образование осадков молибдата циркония и нитрата бария на операциях экстракции, улучшить экологические показатели производства. 3 з.п. ф-лы, 2 ил., 2 пр., 3 табл.

Изобретение относится к технологии обезвреживания отработанных радиоактивных ионообменных смол, образующихся в процессе эксплуатации атомных энергетических объектов. Техническим результатом изобретения является максимально возможное уменьшение объема и массы радиоактивных ионообменных смол, упрощение технологии и конструкции оборудования, уменьшение токсичности и количества вредных газовых выбросов в окружающую среду, снижение энергетических затрат. Согласно изобретению термохимическую обработку смол проводят в сернокислой среде при исходной концентрации серной кислоты в реакционной зоне от 400 до 1700 г/л в три стадии при температурах 100-150°С, 150-250°С и 250-340°С и атмосферном давлении в аппарате, в условиях свободного доступа воздуха в реакционную зону, при постоянном или периодическом перемешивании продукта в аппарате. 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 радиохимической технологии, в частности, к способам регенерации азотной кислоты из хвостовых растворов переработки облученного ядерного топлива с очисткой ее в ходе ректификации от примесей более летучих кислот. Способ регенерации азотной кислоты из хвостовых растворов переработки облученного ядерного топлива включает проведение выпарки и ректификации с подачей водной флегмы на верхнюю тарелку ректификационной колонны, вывод перетока флегмы в куб колонны, подачу воды для абсорбции азотной кислоты с выводом регенерированной азотной кислоты с тарелки над кубом колонны и ввод дополнительного потока воды в куб колонны. При этом вывод перетока флегмы в куб колонны осуществляют с одной из тарелок, расположенной ниже ввода питающего парового потока в виде вторичного пара от упаривания исходного раствора азотной кислоты с примесями летучих кислот, включающих уксусную, плавиковую и соляную кислоты, ввод воды на абсорбцию азотной кислоты осуществляют на одну тарелку ниже вывода перетока флегмы в куб колонны, а примеси летучих кислот выводят с дистиллятом. Улучшению очистки от примесей способствует поддержание концентрации азотной кислоты в дистилляте в пределах 0,03-0,1 моль/л, а также в регенерируемой азотной кислоте - от 10 до 13 моль/л. Способ позволяет регенерировать азотную кислоту с очисткой от уксусной, плавиковой и/или соляной кислот. 1 з.п. ф-лы, 1 табл., 5 ил.

Способ переработки радиоактивной ионообменной смолы, включающий термическую обработку ионообменной смолы в обогреваемом аппарате и отверждение неразложившейся органической основы ионообменной смолы, осуществляют в глифталевом растворе при исходном объемном соотношении влажных ионообменных смол к глифталевому раствору от 1:0,05 до 1:1. При термической обработке при температуре 105-145°С проводят обезвоживание смолы и ее пропитку глифталевым раствором до прекращения испарения воды, затем при температуре 145-180°С проводят отгонку избыточного глицерина до достижения оптимального для синтеза глифталевой смолы соотношения глицерина и фталевого ангидрида. Отогнанный конденсат глицерина возвращают в цикл переработки следующей порции ионообменной смолы, после чего при температуре 180-225°С проводят синтез глифталевой смолы. Уменьшается объем конечных радиоактивных продуктов, подлежащих захоронению, улучшается экологическая обстановка при их переработке и длительном хранении, снижаются энергозатраты, упрощается технологический процесс переработки радиоактивных сорбентов. 4 з.п. ф-лы, 2 табл.

Группа изобретений относится к области переработки жидких радиоактивных отходов, а именно к способам концентрирования, сушки и отверждения солевого концентрата. Способ переработки жидких радиоактивных отходов заключается в концентрировании отходов упариванием при температуре 105-150°С путем подачи жидких радиоактивных отходов в глицерин при их соотношении в зоне упаривания 1:9-1:1. В процессе концентрирования жидких радиоактивных отходов получен солевой глицериновый концентрат. Этот концентрат подвергают термической обработке при температуре 150°-200°С. Образовавшийся при этом конденсат глицерина возвращают в цикл переработки жидких радиоактивных отходов. Полученный после отгонки глицерина пористый безводный солевой продукт отверждают путем ввода в него порциями связующего до образования однородного монолитного блока. После ввода каждой порции связующего продукт охлаждают до температуры 85°-95°С. Ввод последующей порции связующего осуществляют после нагрева продукта до температуры 105-150°С. Группа изобретений направлена на упрощение технологий обезвреживания жидких радиоактивных отходов, на снижение количества глицерина, используемого при концентрировании отходов, на улучшение экологической обстановки в местах длительного хранения радиоактивных отходов. 2 н. и 1 з.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретение относится к области обращения с отработавшим ядерным топливом. Сущность изобретения: способ упаривания высокоактивного рафината от переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций, содержащего молибден, цирконий и другие продукты деления, заключается в том, что упаривание рафината осуществляют в присутствии в кубовом растворе щавелевой кислоты и при концентрации циркония в нем менее 5 г/л. Преимущества изобретения заключаются в его безопасности и экономичности. 1 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к технологии обращения с жидкими радиоактивными отходами ядерного топливно-энергетического цикла и может быть использовано в процессе переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Способ включает предварительное концентрирование, озонирование, микрофильтрацию кубового остатка с разделением на фракции пермеата и концентрата и ионоселективную очистку пермеата ионоселективным сорбентом, причем микрофильтрацию проводят, по меньшей мере, в две стадии, пермеат каждой предыдущей стадии микрофильтрации направляют на микрофильтрацию в качестве исходного раствора для последующей стадии микрофильтрации, а на заключительной стадии микрофильтрации пермеат от микрофильтрации направляют на утилизацию, концентрат, полученный на каждой последующей стадии микрофильтрации, смешивают с исходным раствором для предыдущей стадии микрофильтрации, а концентрат, полученный на первой стадии микрофильтрации, направляют на кондиционирование и захоронение, ионоселективный сорбент добавляют в пермеат предыдущей стадии микрофильтрации перед окончательной стадией микрофильтрации. Задача изобретения - сокращение объема радиоактивных отходов за счет глубокой очистки ЖРО с высоким солесодержанием от радионуклидов и выделение последних в компактной форме труднорастворимых соединений, при соответствующем повышении коэффициента очистки солей, выделяющихся на стадии обработки кубового остатка, снижение и оптимизация расхода, взаимодействующих с исходным раствором, а также с получаемыми в дальнейшем пермеатом и концентратом.

Изобретение относится к области охраны окружающей среды. Сущность изобретения: способ повышения эффективности локализации загрязненных радиоактивными веществами пористых поверхностей, включающий нанесение на загрязненные радиоактивными веществами пористые поверхности пленкообразующих веществ. Подлежащие локализации загрязненные радиоактивными веществами пористые поверхности перед нанесением пленкообразующих веществ смачивают водой или раствором поверхностно-активного вещества для увеличения толщины локализующей пленки. Преимущества изобретения заключаются в повышении эффективности локализации радиоактивных загрязнений. 2 табл.

Изобретение относится к области переработки жидких радиоактивных отходов. Сущность изобретения: устройство для обезвреживания жидких радиоактивных отходов низкого и среднего уровня радиоактивности содержит вертикально расположенную испарительную емкость, помещенную внутри кольцевого бака. Испарительная емкость имеет в средней части нагреватель, а в верхней части - жалюзийные отбойники и патрубок отвода конденсата. Испарительная емкость выполнена в виде закрытой воронки узкой частью книзу, дном которой служит сменный стакан с сорбентом, помещенный в объем второго нагревателя. Кольцевой бак, имеющий патрубок подвода перерабатываемых растворов, соединен с испарительной емкостью трубопроводом с обратным клапаном. Преимущество изобретения заключается в повышении степени очистки воды. 1 ил.