способ переработки металлических отходов, содержащих радионуклиды

Формула изобретения

1. Способ переработки металлических отходов, содержащих радионуклиды, включающий плавление отходов на воздухе с добавлением рафинирующих флюсов с температурой ликвидуса ниже точки плавления металлических отходов, наведении и удалении шлака и разливке металла, отличающийся тем, что в качестве рафинирующих флюсов используют технологический шлак от кальциетермического восстановления тетрафторида урана, с соотношением оксида и фторида кальция, мол.% (20 - 80) : (80 - 20).

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что расплав продувают воздухом или инертным газом.

Описание изобретения к патенту

Заявляемое изобретение относится к пирометаллургической переработке твердых отходов, преимущественно лома нержавеющей стали, загрязненных радионуклидами, преимущественно ураном и торием, и может быть использовано при утилизации загрязненного оборудования и его узлов, а также прочих металлических отходов, требующих обработки с целью удаления радиоактивных загрязнений.

Из уровня техники известен ряд технологий, обеспечивающих переработку твердых металлических отходов. Отходы, например, без предварительной обработки складируют в контейнеры, помещают туда же титан или цирконий в качестве геттера излучений, контейнер герметизируют, а затем прессуют с целью уменьшения объема. Спрессованные таким образом контейнеры помещают в стальную емкость, крышку которой герметизируют, например, сваркой [1]. Также известен механический способ очистки загрязненных деталей путем обработки их вращающимися металлическими щетками, последующего сбора и захоронения радиоактивных частиц [2] . Загрязненные металлические поверхности дезактивируют локальным частичным оплавлением под слоем воды с помощью плазмотрона, образовавшиеся застывшие капли металла отделяют и подвергают захоронению [3].

Известны гидрометаллургические способы обработки загрязненных радионуклидами металлических поверхностей. Например, стальные детали предлагается многократно протравливать окислительными или восстановительными растворами [4,5] . Электрохимические способы предполагают обработку загрязненных металлических деталей растворами с наложением электрического тока, причем обеспечивают циркуляцию растворов с пропусканием их через фильтр, в котором происходит отделение радиоактивных частиц [6,7].

Пирометаллургические способы переработки загрязненных радионуклидами металлических отходов предполагают их компактирование переплавкой [8], либо в нерасплавленном виде совместно с более легкоплавкими неметаллическими отходами [9] . Также известно окисление (озоление) загрязненных металлов при повышенных температурах с последующим захоронением продуктов окисления [10,11]. Описанные способы не позволяют вторично использовать обрабатываемые металлы. Близкие же к заявляемому способы, основанные на переплавке металлических отходов с переводом радионуклидов в стабильные, легко подвергаемые захоронению шлаки [12-15], позволяют вторично вовлечь в оборот загрязненные металлы.

Наиболее близким к заявляемому является способ утилизации металлических отходов из сплавов на основе меди, загрязненных радионуклидами [16]. Способ заключается в плавлении отходов на воздухе с добавлением рафинирующих флюсов с температурой ликвидуса ниже точки плавления металлических отходов, в частности на основе полифосфатов щелочных металлов, наведении и удалении шлака и разливке металла. Использование способа для переработки отходов на основе нержавеющих сталей ограничивается тем, что температура плавления нержавеющих сталей существенно выше температуры плавления сплавов на основе меди, и вследствие этого шлаковый расплав в значительной мере перегревается, частично разлагается и теряет рафинирующую способность.

Задачей настоящего изобретения является переработка загрязненных радионуклидами металлических отходов на основе нержавеющих сталей.

Поставленная задача реализуется за счет того, что в известном способе, включающем плавление отходов на воздухе с добавлением рафинирующих флюсов с температурой ликвидуса ниже точки плавления металлических отходов, наведении и удалении шлака и разливке металла, в качестве рафинирующих флюсов используют смесь оксида и фторида кальция, взятых в соотношении, мол.%: (20-80): (80-20). С целью интенсификации процесса окисления радиоактивных загрязнений на основе урана и тория расплавленную ванну продувают воздухом или инертным газом. В качестве флюсовой смеси может быть использован технологический шлак кальциетермического восстановления тетрафторида урана [17, с. 366-368].

Сущность заявляемого способа заключается в следующем. Отходы нержавеющей стали, загрязненные радионуклидами, расплавляют, например, в электропечи, совместно с флюсовой смесью оксида и фторида кальция и выдерживают, периодически перемешивая, например, воздухом. Расплав выдерживают в печи при температуре, обеспечивающей оптимальное разделение фаз, в частности, 20-80 мин, и затем раздельно сливают шлак и дезактивированный металл. Шлак может быть подвергнут переработке с целью извлечения радионуклидов [17, с.377-379].

Способ иллюстрируется следующими примерами выполнения. Навеску отходов стали марки Х18Н10Т с начальным уровнем радиоактивности 185 Бк/г в количестве 5 кг расплавляли в лабораторной электропечи совместно со смесью оксида и фторида кальция. После расплавления ванну периодически перемешивали сжатым воздухом, выдерживали и отбирали пробы шлака и металла. Уровень радиоактивности проб измеряли по стандартной методике на установке ДКПБ-20 [18]. Результаты опытов представлены в таблице.

Результаты экспериментов показывают осуществимость заявляемого способа и решение поставленной задачи.

ЛИТЕРАТУРА

1. Заявка Японии N 62-39960, МПК G 21 f 9/30, опубл. 26.08.87 г.

2. Заявка ФРГ N 3332881, МПК G 21 f 9/28, опубл. 28.03.85 г.

3. Заявка Японии N 63-33116, МПК G 21 f 9/28, опубл. 04.07.88 г.

4. Заявка ФРГ N 2714245, МПК G 21 f 9/28, опубл. 02.08.79 г.

5. Заявка ФРГ N 3413868, МПК G 21 f 9/28, опубл. 17.10.85 г.

6. Заявка ФРГ N 3343396, МПК G 21 f 9/30, опубл. 05.06.85 г.

7. Заявка ФРГ N 3507334, МПК G 21 f 9/28, опубл. 28.11.85 г.

8. Заявка Японии N 63-19090, МПК G 21 f 9/30, опубл. 21.04.88 г.

9. Заявка Японии N 2-60280, МПК G 21 f 9/30, опубл. 14.12.90 г.

10. Заявка Великобритании N 1566156, МПК G 21 f 9/32, опубл. 30.04.80.

11. Заявка ФРГ N 3341748, МПК G 21 f 9/32, опубл. 30.05.85 г.

12. Патент США N 4591454, МПК G 21 f 9/34, опубл. 27.05.86 г.

13. Заявка ФРГ N 3318377, МПК G 21 f 9/30, опубл. 22.11.84 г.

14. Заявка Японии N 1-36919, МПК G 21 f 9/30, опубл. 03.08.89 г.

15. Заявка Японии N 2-42432, МПК G 21 f 9/30, опубл. 21.09.90 г.

16. Патент РФ N 2004608, МПК G 21 f 9/28, опубл. 15.12.93 г., БИ N 45-46.

17. М.П.Галкин и др. Технология урана. М.: "Атомиздат", 1964.

18. Методика выполнения измерений состава и активности радионуклидов в пробах вещества. Екатеринбург, 1996. Свидетельство об аттестации N 307/96 от 24.06.96 г.