Обработка материалов с радиоактивным заражением, устройства для устранения радиоактивного заражения таких материалов: .обработка твердых радиоактивных отходов – G21F 9/28

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.

Изобретение относится к области атомной промышленности и может быть использовано для дезактивации внутренних и наружных поверхностей оборудования. В заявленном изобретении дезактивируемое оборудование помещают в дезактивирующий раствор и воздействуют на него ультразвуковыми колебаниями, при этом колебания возбуждают во всем объеме оборудования путем обеспечения жесткого акустического контакта поверхности оборудования с акустическими ультразвуковыми излучателями, причем колебания возбуждают в виде импульсов с частотой заполнения, соответствующей резонансной частоте нагруженных на оборудование излучателей. При этом устройство для осуществления заявленного способа содержит емкость с дезактивирующим раствором, размещенные в емкости опоры для установки дезактивируемого оборудования, электрический генератор, к выходу которого подключены акустические ультразвуковые излучатели, частично погруженные в раствор, излучатели снабжены волноводами-концентраторами и закреплены с тыльной стороны в технологической прижимной крышке, обеспечивающей за счет весовой нагрузки жесткий акустический контакт волноводов-концентраторов с поверхностью оборудования. Техническим результатом является обеспечение возможности дезактивация объектов, содержащих внутренние полости. 2 н. п. ф-лы, 1 ил.

Группа изобретений относится к методам захоронения долгоживущих радионуклидов, в том числе изотопов трансурановых элементов. Заявленный способ включает погружение, по меньшей мере, одной тепловыделяющей капсулы в скважину, образованную в геологических формациях. В полости капсулы с герметичной оболочкой находится теплопроводящая матрица, насыщенная радионуклидами. При этом средняя плотность капсулы с радиоактивными отходами (РАО) превышает плотность геологических пород, расположенных под капсулой. Температура плавления тугоплавкого материала, из которого выполнена герметичная оболочка капсулы, превышает температуру плавления геологических пород, расположенных под капсулой. Количественный состав смеси радионуклидов в полости оболочки выбирают из условия: мощность объемного тепловыделения РАО должна превышать тепловую мощность, необходимую для расплавления геологических пород, расположенных под капсулой. Содержание высокоактивного изотопа в смеси радионуклидов, заполняющих капсулу, выбирают из условия: q_min 1,2 Вт/см³, где q_min, - минимальная плотность мощности объемного тепловыделения смеси радионуклидов в течение 10 лет после погружения капсулы. Техническим результатом является обеспечение возможности захоронения с относительно высокой скоростью всего спектра РАО, включая долгоживущие радионуклиды, а также безвозвратное растворение радионуклидов. 2 н. и 18 з.п. ф-лы, 2 табл., 1 ил.

Изобретение относится к области дезактивации твердых радиоактивных отходов, переработки жидких радиоактивных отходов и фиксации радиоактивных элементов в устойчивой твердой среде. С помощью суспензии с влажностью не менее 50%, содержащей глину, абразивный компонент до 20% от массы глины, диатомит до 25% от массы глины и фосфорную кислоту в количестве (20-25)%) от массы глины, производят дезактивацию внутренних поверхностей труб. Изобретение позволяет упростить дезактивацию. 1 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и технологии, к дезактивации различных материалов, загрязненных радионуклидами. В заявленном способе дезактивацию проводят в две стадии: на первой стадии в разогретую до 110°C камеру дезактивации с загрязненными материалами подают пар, активированный химическими реагентами, на второй стадии охлаждают камеру дезактивации и проводят обработку дезактивируемого материала растворами органических растворителей и комплексообразователей в среде сжиженных газов или низкокипящих растворителей. Способ может включать использование последовательно нескольких циклов обработки, чередуя первую и вторую стадии. Технический результат изобретения заключается в повышении эффективности дезактивации, увеличении коэффициентов очистки в 4-30 раз по сравнению с одностадийным способом дезактивации в сверхкритических флюидах, в уменьшении рабочего давления, объема жидких радиоактивных отходов и сокращении времени дезактивации в 1,5 раза. 2 з.п. ф-лы, 1 ил., 6 табл.

Изобретение относится к области переработки отходов радиохимической промышленности и, в частности, к способам утилизации фильтрующих материалов. Способ переработки отработавших фильтров на основе ткани Петрянова включает их контактирование с органической жидкостью, растворяющей материал фильтра, отделение твердых частиц аэрозолей, накопившихся на фильтре, от образовавшегося раствора ткани Петрянова, осаждение материала фильтра с последующим его отделением от раствора и регенерацию растворителя. В качестве накопленных твердых аэрозолей фильтр содержит вещества, возвращаемые в промышленный оборот. В качестве органических жидкостей, растворяющих материал фильтра, предпочтительно используют бутилцеллозольв, хлористый метилен, ксилолы. В качестве осадителя материала фильтра применяют жидкости, неограниченно смешивающиеся с растворителем и не растворяющие фильтрующий материал, предпочтительно используют воду, спирты, насыщенные углеводороды. Регенерацию растворителя осуществляют перегонкой при пониженном давлении. Технический результат: обеспечение беспылевой разборки фильтров, многократное уменьшение объема отходов, подлежащих захоронению. 4 з.п. ф-лы, 6 пр.

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к выводу из эксплуатации выработавших свой ресурс объектов использования атомной энергии и захоронения твердых и отвержденных радиоактивных отходов. Отходы складируют в хранилище, пустоты в хранилище засыпают кварцевым песком, а затем снаружи на хранилище возводят укрытие курганного типа из различных материалов, при этом в качестве хранилища используют здание реактора, отходы и строительные конструкции складируют в помещениях здания, песок снаружи здания и внутри здания подают одновременно, снаружи до образования естественного угла откоса, а внутри, начиная с нижнего этажа, до заполнения всех пустот в каждом помещении, причем во все помещения каждого этажа песок также подают одновременно, по крайней мере, двумя струями с радиальной скоростью до касания с каждой стеной каждого помещения, при этом струи вращают в одной и той же горизонтальной плоскости у потолка в центре каждого помещения. Изобретение позволяет получить радиационно безопасный объект бессрочного захоронения при значительном снижении трудо- и материальных затрат, а также полностью восстановить экологию района размещения объекта. 4 ил.

Изобретение относится к области охраны окружающей среды и к области переработки твердых отходов, загрязненных радионуклидами. Способ переработки твердых радиоактивных отходов включает предварительный подогрев перерабатываемых отходов в подогревателе теплом отходящих из плавильной камеры газов с температурой 1600-1750°С, загрузку отходов в плавильную камеру герметичным устройством через отверстие в боковой стенке камеры со скоростью 0,8-1,1 тонн в час на 1 м² поверхности жидкого расплава, плавление отходов ведут непрерывно в топливокислородной гарнисажной плавильной камере, отходящие газы из которой направляют в подогреватель, в процессе переработки отходов поддерживают постоянный уровень жидкого металла в футерованной металлической ванне камеры, слив «грязного» радиоактивного шлака из плавильной камеры осуществляют на плавильном участке после накопления на поверхности металлического расплава слоя шлака высотой 250-400 мм, а разливку полученного в плавильной камере металла производят на участке, отделенном от плавильного участка глухой перегородкой. Изобретение позволяет повысить производительность способа, уменьшить испарения летучих радионуклидов. 10 з.п. ф-лы, 1 табл., 1 ил.

Изобретение относится к области атомной промышленности и энергетики. Переработка ТРО происходит путем их расплавления в печи постоянного тока. Под действием высокой температуры, сил гравитации и действия электрического поля осуществляется перераспределение радионуклидов по физико-химическим свойствам в конечных компонентах переработки. Изобретение позволяет сократить объем ТРО до 50 раз. 3 ил.

Изобретение относится к способам химической дезактивации металлов с радиоактивным загрязнением. Способ дезактивации поверхностно загрязненных изделий из металлических сплавов или их фрагментов заключается в нанесении реагента, содержащего калий, натрий и серу, последующем нагреве поверхности, ее охлаждении и очистке от образовавшейся окалины. Перед нанесением реагента поверхность орошают водой, при этом реагент используют в виде порошка, в котором по меньшей мере 80% частиц имеют размер менее 1 мкм. Наноразмерные частицы порошка реагента (по меньшей мере 80%) преимущественно имеют размер до 100 нм. Изобретение позволяет повысить эффективность процесса дезактивации поверхностно загрязненных радионуклидами изделий из металлических сплавов, уменьшить время дезактивации и сократить количество радиоактивных отходов. 1 з.п. ф-лы, 1 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 переработке отработанного ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС). Способ обращения с осадками на основе молибдена при переработке ОЯТ АЭС предусматривает осаждение молибдена в виде нестехиометрического молибдата циркония при нагревании азотнокислого исходного раствора, отличающийся тем, что осадок, самопроизвольно выпавший или осажденный при нагревании при температуре 95-130°С исходного раствора, содержащего 100-900 г/л U и 1,0-3,5 моль/л HNO₃, отделяют от него и обрабатывают раствором разрушаемого комплексообразователя, который затем разлагают, после чего осаждают молибден повторно при повышенной температуре и регулируемой кислотности раствора, вводя несолеобразующий окислительно-восстановительный реагент, а маточный раствор возвращают в процесс. В качестве комплексообразователей молибдена используют лиганды, способные к саморазложению без остатка в азотнокислых растворах, в частности перекиси водорода или карбонаты одновалентных катионов. В качестве восстановителя используют гидразиннитрат или U (IV) в присутствии гидразина, а в качестве окислителя - окислы азота или небольшие количества Мn (VII) или Сr (VI). Изобретение позволяет исключить потери плутония с осадками молибдата циркония. 6 з.п. ф-лы, 4 пр.

Изобретение относится к охране окружающей среды, в частности реабилитации радиоактивно загрязненных территорий. Способ определения объема радиоактивного грунта заключается в определении границ радиоактивно загрязненной территории, построении триангуляционных моделей верхней и нижней ограничивающих искомый объем поверхностей, построении трехмерной модели искомого объема и расчет объема. В качестве верхней ограничивающей поверхности используют триангуляционную модель рельефа поверхности радиоактивно загрязненной территории, составленной на основе геодезического исследования. В качестве нижней ограничивающей поверхности используют триангуляционную модель условной поверхности, определяемой глубиной загрязнения грунта, в качестве которой принимают мощность грунта над твердыми геологическими породами, определенную путем георадарного исследования или определяют путем дозиметрического контроля скважин, пробуренных на радиоактивно загрязненной территории. Изобретение позволяет повысить точность определения объема радиоактивного грунта, что в свою очередь приведет к снижению расхода обеззараживающих веществ, а также позволит выбирать оптимальные варианты выемки грунта. 3 ил.

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, реабилитации территорий, загрязненных техногенными радиоактивными изотопами. Способ реагентной дезактивации песчаных грунтов от радионуклидов цезия включает обработку грунтов водным раствором, содержащим дезактивирующие реагенты, в качестве которых используют серную кислоту с концентрацией 2-4 М при соотношении жидкой и твердой фаз 0,5/1-1/1 в автоклаве при температуре 100-140°С, с последующим отделением водного раствора с дезактивирующими реагентами от очищенного грунта, после чего осуществляют извлечение радионуклидов цезия из отделенного водного раствора с дезактивирующими реагентами путем подачи в вышеупомянутый раствор ферроцианида щелочных металлов или аммония до концентрации 6·10^-4 ÷7·10^-2 М с образованием осадка. Обработку мелкодисперсной фракции в автоклаве проводят при соотношении жидкой и твердой фаз 2/1-3/1. Декантацией часть реагентного раствора (1/2 при соотношении жидкой и твердой фаз 2/1 и 2/3 при соотношении жидкой и твердой фаз 3/1) переводится в осадитель, в котором проводят извлечение радионуклидов цезия. Реагентный раствор переводят обратно в автоклав, тщательно перемешивают с оставшимся в автоклаве реагентным раствором и мелкодисперсной фракцией, операцию проводят 2-3 раза. В реагентный раствор добавляют серную кислоту до исходных концентраций и проводят повторный этап реагентной обработки при тех же параметрах. Проводят определение удельной активности цезия в мелкодисперсной фракции, если уровень загрязнения соответствует санитарным нормам, реагентная обработка прекращается. Изобретение позволяет увеличить коэффициент дезактивации грунтов для их очистки до уровня санитарных норм. 1 пр., 1 табл.

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано для дезактивации радиоактивно загрязненного оборудования и конструкционных элементов на атомных электрических станциях (АЭС), промышленных и медицинских предприятиях, в научных и учебных учреждениях, деятельность которых связана с радиоактивными материалами. Способ химической дезактивации радиоактивных материалов включает поверхностную обработку материалов водным раствором химических реагентов. В качестве водного раствора химических реагентов используют раствор, содержащий в своей основе гидроокись натрия, гидроокись калия, фосфорноватистокислый кальций, канифоль сосновую и воду в следующем соотношении компонентов масс (мас.%): гидроокись натрия - 4,14-4,16, гидроокись калия - 1,15-1,17, фосфорноватистокислый кальций - 0,16-0,18, канифоль сосновая - 0,87-0,89, вода - до 100. Изобретение позволяет разработать более простой, эффективный и экологически чистый способ химической дезактивации радиоактивных загрязненных материалов с использованием экологически безопасного состава химических реагентов. 3 табл.

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а именно к устройствам для удаления радиоактивного загрязнения с металлических поверхностей. Установка содержит катодное устройство в виде сетки, расположенной между листом резины и сеткой из гибкого коррозионно-стойкого непроводящего электрический ток материала; поверхность листа резины перекрывает поверхность сетки из коррозионно-стойкого токопроводящего материала и поверхность сетки, а поверхность сетки перекрывает поверхность сетки из коррозионно-стойкого токопроводящего материала; штуцер для вакуумирования катодного устройства, удаления шлама и электролита, основанием которого является фланец из нержавеющей стали, прикрепленный механически, один штуцер для подачи электролита из емкости для электролита, основанием которого является фланец из нержавеющей стали, прикрепленный механически, а сетка из гибкого коррозионно-стойкого непроводящего электрический ток материала, например капрона, прикреплена к сетке из коррозионно-стойкого токопроводящего материала. Изобретение позволяет дезактивировать изогнутые поверхности. 2 ил., 1 табл.

Изобретение относится к химической технологии, конкретно - к технологии переработки отработавшего ядерного топлива. Способ включает противоточную обработку уран-плутониевого экстракта водным раствором восстановителя, восстанавливающего плутоний до слабоэкстрагируемого состояния Pu (III), проводимую в две последовательные стадии. Первую из них проводят при соотношении потоков органической и водной фаз, O:B от 25 до 50, и образующийся при этом плутонийсодержащий водный раствор выводят из экстракционного цикла, а вторую проводят при О:В от 7 до 15, в образующемся при этом водном растворе разрушают избыток восстановителя и окисляют Pu (III) до Pu (IV), после чего раствор возвращают в экстракционный цикл в зону, предшествующую первой стадии разделения. Технический результат - повышение содержания плутония в потоке, выводимом из экстракционного цикла на дальнейшую переработку, и снижение содержания плутония в урановом продукте. 4 з.п. ф-лы, 2 ил., 4 табл.

Группа изобретений относится к гелю для очистки поверхностей, в частности, для удаления радиоактивных загрязнений с поверхности, а также к удаляемому вакуумом гелю, после дезактивации поверхности. Гель для очистки поверхностей, состоящий из коллоидного раствора, имеющий следующий состав: неорганический модификатор вязкости в количестве 5-25 мас.% от общей массы геля; ПАВ в количестве менее 0,1 мас.%, предпочтительно, в количестве от 0,01 до менее 0,1 мас.% от общей массы геля; неорганическая кислота или основание с концентрацией 0,5-7 моль на литр геля; необязательно окислитель со стандартным окислительно-восстановительным потенциалом Е _о более 1,4 В в сильнокислой среде или восстановленной форме этого окислителя с концентрацией 0,05-1 моль на литр геля; вода-остальное; причем указанный гель после полного высыхания в течение 2-72 часов при температуре 10-30°С и относительной влажности 20-70% представляет собой твердый сухой остаток. Имеются также способ дезактивации поверхностей и применение геля. Группа изобретений позволяет улучшить известный гель для очистки поверхностей и способы его применения, в частности, для того чтобы улучшить контроль над вязкостью и скоростью высыхания геля, над его распылением и т.д. 3 н. и 19 з.п. ф-лы, 5 ил., 6 пр., 1 табл.

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а именно к устройствам для удаления радиоактивного загрязнения с металлических поверхностей, и может найти применение для дезактивации поверхностей отходов свинца, углеродистых и нержавеющих сталей, образующихся при ремонте и демонтаже оборудования радиохимических лабораторий и производств. Техническим результатом является повышение безопасности процесса дезактивации для обслуживающего персонала и окружающей среды и повышение эффективности дезактивации. Установка содержит катодное устройство, выполненное из коррозионностойкого токопроводящего материала, например нержавеющей стали, в виде прямоугольного герметичного полого корпуса, основанием которого является прямоугольный фланец из нержавеющей стали, с внешней стороны которого герметично закреплена резиновая прокладка, в корпусе расположен, по крайней мере, один штуцер для подачи электролита из емкости для электролита и штуцер для вакуумирования полости прямоугольного герметичного полого корпуса катодного устройства, удаления шлама и электролита; токоподводы с отрицательным и положительным полюсами источника тока; емкость для электролита; насос, который является вакуумным; сборник электролита, служащий для накопления и возврата электролита в емкость для электролита, который представляет собой герметичную емкость из нержавеющей стали, оснащенную в нижней части шаровым краном для слива шлама и уровнемером; брызгоотделитель, выполненный в виде герметичной емкости из нержавеющей стали, в верхней части которого установлен вакуумметр, причем все элементы установки смонтированы на подвижной платформе. 2 ил., 1 табл.

Изобретение относится к неорганической химии, в частности к способу получения азотнокислых солей урана и актинидов. Способ получения нитратов актинидов включает обработку актинидов или их соединений тетраоксидом азота в присутствии воды. Подачу тетраоксида азота в реакционный сосуд осуществляют в смеси с воздухом или кислородом и процесс проводят при нормальном давлении и температуре от 25°С до 95°С. Изобретение обеспечивает простой удобный перевод соединений актинидов в нитраты, позволяющий увеличить степень использования окислов азота, то есть сократить сброс их в атмосферу. 2 з.п. ф-лы, 3 табл., 3 пр.

Изобретение относится к атомной промышленности, к способам обращения с радиоактивными отходами (РАО), в частности к способам переработки РАО с помощью технологий, предусматривающих их термообработку. Способ фиксации радиоактивных изотопов цезия при термообработке РАО включает приготовление шихты, содержащей графит, включая изотоп ¹⁴С, диоксид титана, термитную смесь, а также до 25 мас.% РАО. Шихту перемешивают, загружают ее в герметичный реактор или в контейнер, сверху основного слоя шихты помещают дополнительный слой из природного изотопа циркония толщиной 1/6 толщины основного слоя шихты или из оксида природных изотопов кремния, титана, алюминия и железа толщиной от 1/5 до 1/3 толщины основного слоя шихты, проводят термообработку шихты. Технический результат - возможность осуществления высокотемпературной термообработки многокомпонентных смесей, содержащих высокоактивные РАО, включая графитсодержащие РАО, с полной фиксацией цезия, испаряющегося в процессе термообработки смеси. 2 н.п. ф-лы.

Изобретение относится к области разделения ионов металлов и их изотопов под воздействием электромагнитного поля в диссоциированных растворах и может быть использовано при переработке отработавшего ядерного топлива и руд, содержащих редкоземельные элементы, для очистки промышленных и бытовых стоков. Используют метод индуцированного селективного дрейфа катионных аквакомплексов в растворах солей под действием асимметричных электрических полей. Поля формируют изолированными от раствора потенциальным и заземленным электродами, при этом достигается разделение катионов редкоземельных элементов. При воздействии поля в интервале частот 1,6-7 кГц с напряженностью Е⁺=14,3 В/см и отношении амплитуд напряженности поля в отрицательном и положительном полупериодах (коэффициенте асимметрии) А^-/А⁺=0,66 в результате разделения наблюдается обогащение у потенциального электрода аквакомплексов церия в водном растворе смеси солей Се(NО₃)₃ и Y(NО₃)₃ . Технический результат - повышение эффективности разделения сольватированных ионов в растворах. 1 з.п. ф-лы, 1 табл., 2 ил.

Изобретение относится к способу удаления радиоактивного загрязнения. Способ дезактивации, очистки твердого органического субстрата, загрязненного твердыми радиоактивными дисперсными неорганическими загрязняющими веществами, в котором субстрат приводится в контакт с экстракционной средой, лишенной воды, содержащей плотный сжатый CO₂; негалогенированное поверхностно-активное вещество, выбранное из блок-сополимеров полиэтиленоксида РЕО и полипропиленоксида РРО, таких как двухблочные сополимеры (ЕО)_х-(РО)_у, трехблочные сополимеры (ЕО)_х-(РО)_у-(EO)_х и трехблочные сополимеры (РО)_х-(ЕО)_у-(РО)_х , где х и у представляют целые числа от 2 до 80, причем х отличается от у, и полиди(от 1 до 6 С)алкилсилоксаны, такие как полидиметилсилоксан (PDMS); комплексообразующий реагент, выбранный из трибутилфосфата (ТВР), краун-эфиров, трибутилфосфин оксида, трифенилфосфин оксида; и три(н-октил)фосфин оксида; и субстрат и/или экстракционная среда одновременно с операцией контакта подвергаются механическому воздействию. Изобретение позволяет получить удовлетворительную дезактивацию субстратов и предотвращать повторное загрязнение. 27 з.п. ф-лы, 5 ил., 4 табл.

Изобретение может быть использовано при переработке отходов сублиматного производства. Твердые уранфторсодержащие отходы обрабатывают серной кислотой с получением сульфатно-фторидного раствора. В полученный раствор вводят сульфат алюминия в соотношении Аl:F=1:6 и направляют на сорбционную очистку от Мо и W на сорбенте на основе оксида титана с содержанием 5% мольн. оксида циркония, а затем подвергают экстракционной очистке от примесей. Изобретение позволяет получать урансодержащий материал высокой чистоты. 4 з.п. ф-лы, 3 табл.

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, загрязненных техногенными радиоактивными изотопами, а именно к способу реагентной дезактивации песчаных грунтов от радионуклидов цезия, который включает обработку песчаных грунтов водным раствором, содержащим дезактивирующие реагенты, в качестве которых используют минеральную серную кислоту с концентрацией 2-4 М, при соотношении жидкой и твердой фаз 0,5/1-1/1 в автоклаве при температуре 100-140°С. При этом очищенный грунт разделяют на песчаную и мелкодисперсную фракцию, песчаную фракцию повторно подвергают реагентной обработке 0,5-2 М раствором серной кислоты при температуре 80-95°С, а мелкодисперсную фракцию подвергают обработке в автоклаве 2-3 М раствором серной кислоты при соотношении жидкой и твердой фаз 0,5/1-1/1, при температуре 100-140°С, после чего осуществляют извлечение радионуклидов цезия из отделенного водного раствора с дезактивирующими реагентами путем подачи в вышеупомянутый раствор ферроцианидов щелочных металлов или аммония до концентрации 6·10^-4-7·10^-2 с образованием осадка, содержащего радионуклиды цезия, который направляют на захоронение. 1 табл.

Изобретение относится к области дезактивации твердых радиоактивных отходов, переработки жидких радиоактивных отходов и фиксации радиоактивных элементов в устойчивой твердой среде. Техническим результатом изобретения является повышение эффективности дезактивации. Согласно изобретению способ дезактивации оборудования от поверхностных радиоактивных загрязнений путем воздействия ультразвука на дезактивируемую поверхность через дезактивирующий раствор, представляющий собой суспензию глины в воде с добавлением абразивного компонента и фосфорной кислоты, которая, реагируя с оксидами алюминия, содержащимися в глине, а также и с оксидами других металлов, в том числе и с оксидами металлов, удаляемых с дезактивируемой поверхности, переводит суспензию в твердое состояние фосфатной керамики, фиксируя в себе загрязнения. 1 ил.

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, реабилитации территорий, загрязненных радионуклидами среднего и низкого уровня удельной активности. Способ включает начальное разрушение почвенных агрегатов, поверхностного илистого слоя, покрывающего зерна песка и гальку, с последующим механическим разделением исходного грунта на гальку (3-100 мм) и пульпу, содержащую частицы размером (<3 мм). Гальку после разделения и отмывки выводят из технологического цикла, пульпу водногравитационной сепарацией разделяют на песчаную фракцию (>0,1 мм) и мелкодисперсную фракцию (<0,1 мм), которую после сгущения и обезвоживания направляют в хранилище радиоактивных отходов. Песчаную фракцию промывают водой, обезвоживают и подвергают реагентной обработке 0,5-1 М раствором серной кислоты в автоклаве при температуре 100-140°С, при соотношении жидкой и твердой фаз 0,5/1-1/1, по окончании которой реагентный раствор отделяют, а грунт промывают водой. Смешивают отделенный реагентный раствор и промывные воды грунта, осаждают радионуклиды, осадок направляют в хранилище радиоактивных отходов, а песчаную фракцию после реагентной обработки и промывки водой разделяют на мелкодисперсную (<0,1 мм) и песчаную (>0,1 мм) фракции. Мелкодисперсную фракцию после сгущения и обезвоживания направляют в хранилище радиоактивных отходов, а песчаную возвращают на место отбора. Технический результат - снижение количества реагента, требуемого для проведения дезактивации, при сохранении величины коэффициента дезактивации. 2 табл.

Заявляемое изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в технологических схемах переработки ОЯТ. Сущность изобретения: концентрирование продуктов деления проводят путем упаривания азотнокислых растворов от экстракционной переработки с кратностью упаривания до получения в кубовом растворе концентрации азотной кислоты до 8 моль/л с последующей выдачей кубового остатка на растворение ОЯТ. Техническим результатом изобретения является упрощение технологического процесса и его аппаратурное оформление, снижение агрессивности технологической среды с точки зрения коррозионного воздействия на конструкционные материалы оборудования, снижение концентрации продуктов коррозии в ВАО, а также исключение процессов двойного упаривания, что повышает экономичность технологического процесса. 2 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к области защиты окружающей среды, конкретно к дезактивации почв, грунтов, песка, ионообменных смол, шлаков и других твердых сыпучих отходов, загрязненных радионуклидами, и может применяться на АЭС, радиохимических производствах, в зонах техногенных катастроф и аварийных разливов ЖРО. Сущность изобретения: коллоидно-устойчивый наноразмерный сорбент для дезактивации твердых сыпучих материалов, представляет собой продукт взаимодействия взятых в эквивалентном количестве катионов из группы переходных металлов и гексацианоферрат-анионов, являющихся прекурсорами формируемого сорбента, в среде стабильного карбоксилсодержащего полимерного коллоида. В качестве стабильного карбоксилсодержащего полимерного коллоида используют полиакриловую кислоту, ее растворимые сополимеры и эмульсию сополимеров акриловой кислоты с размером частиц не более 500 нм. Отделение наночастиц сорбентов с локализованными радионуклидами осуществляется путем осаждения катионными флокулянтами, что позволяет значительно снизить объем вторичных радиоактивных отходов, образующихся при дезактивации. Техническим результатом изобретения является достижение максимальной степени дезактивации материалов при одновременном сокращении времени и трудозатрат на дезактивацию радиационно-загрязненных материалов 2 н. и 8 з.п. ф-лы, 1 табл., 5 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к методам обращения с радиоактивными отходами, и может быть использовано при демонтаже кессонов с размещенными в них дефектными отработавшими тепловыделяющими сборками (ОТВС), находящимися в хранилищах судов атомно-технологического обслуживания (АТО). Сущность изобретения: в защитной пробке загрузочного кессонного отверстия в поворотной плите, установленной на баке хранилища, выполняют отверстие, через которое, поворачивая плиту и поочередно совмещая это отверстие со всеми кессонами, в полость каждого кессона заливают до верхнего уровня топливной части выше всех расположенной в кессоне ОТВС модифицированную эпоксиакриловую композицию МЭАК следующего состава, мас.%: эпоксидная смола 54÷57, акриловая кислота 36÷38, пластификатор дибутилфталат или трибутилфосфат 5÷10 и выдерживают на время отверждения композиции. Затем в поворотной плите соосно упомянутому загрузочному отверстию растачивают отверстие, диаметр которого больше наружного диаметра кессона, и через полученное отверстие отгибают вовнутрь все выступающие за габаритный диаметр кессона подвесные части ОТВС. После этого устанавливают поверх каждого кессона технологическую крышку-опалубку, прижав ее упорным винтом к трубной доске бака, причем крышка-опалубка содержит закладную арматуру, грузовой грибок и патрубок. Затем заливают во все кессоны через соответствующий патрубок бетон-консервант до полного заполнения их внутренних объемов и крышек-опалубок и выполняют технологическую выдержку в течение 28 суток. После омоналичивания бетона поочередно удаляют кессоны из хранилища, для чего, застропив кессон и выполнив под ним соответствующее отверстие в корпусной конструкции хранилища судна, вырезают кессон из трубной доски и днища бака, после чего перегружают его с помощью перегрузочной упаковки, выполненной в виде перевернутого стакана, имеющего в днище отверстие для прохода строповочного троса, в транспортный радиационно-защитный контейнер, который передают на длительное хранение. В частном случае предлагаемого способа демонтаж кессонов выполняют после удаления из хранилища пеналов с ОТВС. Техническим результатом изобретения является надежная и экономически недорогая технология демонтажа кессонов с дефектными ОТВС из хранилищ утилизируемых судов АТО, обеспечивающая ядерную безопасность и достаточную радиационную безопасность, и их последующее длительное хранение. 1 з.п.ф-лы, 4 ил.