устройство для дезактивации твердых радиоактивных веществ

Формула изобретения

1. Устройство для дезактивации твердых радиоактивных веществ, например нефтяных шламов с повышенной радиоактивностью, включающее емкость прямоугольной или цилиндрической формы, средство для загрузки радиоактивных веществ в устройство, отверстия для подачи газообразных и жидких дезактивирующих растворов, отличающееся тем, что устройство содержит внутренний автономный контейнер прямоугольной или цилиндрической формы, в который загружается радиоактивное вещество, выполненный с возможностью извлечения из емкости устройства, при этом внутренний автономный контейнер снабжен в нижней части средством для подачи пара и дезактивирующих растворов, выполненным в виде горизонтальных и вертикальных полых трубок с отверстиями с возможностью размещения радиоактивного материала между вертикальными трубками, а нижняя часть устройства выполнена в виде конуса, насаживающегося на устройство для подачи пара и дезактивирующих веществ, причем внутренний автономный контейнер выполнен самораскрывающимся, с отверстиями, расположенными на его образующей и верхней крышке, при этом отверстия выбираются в зависимости от гранулометрического состава радиоактивного вещества, а емкость содержит герметичные пеналы на верхней образующей устройства и герметичную крышку с отверстием, при этом герметичная крышка выполнена полой с возможностью заполнения теплоизолятором или теплоносителем, а отверстие на герметичной крышке снабжено клапаном, соединенным с гидрозатвором, а стенки емкости выполнены полыми с возможностью заполнения их теплоизолятором или теплоносителем.

2. Устройство по п.1, отличающееся тем, что в качестве теплоизолятора используют воздух, а в качестве теплоносителя - воду.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области дезактивации радиоактивных веществ и может найти применение при дезактивации твердых радиоактивных отходов низкого уровня радиоактивности, например шламов пластовых вод месторождений углеводородов.

Известна установка для переработки радиоактивных сточных вод [1]. Она включает выпарной агрегат, дегазатор, механический, катионитовый и анионитовый фильтры, емкость для сбора кубового осадка, сепаратор, отстойник, фильтры доочистки нефтепродуктов и радиохимических примесей, емкость для сбора нефтепродуктов.

Основным недостатком предложенного устройства является его невозможность использования для дезактивации радиоактивных нефтешламов. Другим существенным недостатком известной установки являются высокие затраты энергии на выпаривание радиоактивных сточных вод, необходимость использования дорогостоящих катионитового и анионитового фильтров.

Известен также фильтр-контейнер для переработки жидких радиоактивных сред [2]. Он содержит корпус с выходным и входным рабочими участками, заполненными селективными к радионуклидам сорбентами. Дополнительная биозащита выполнена в виде металлической дроби.

Недостатком предложенного фильтра-контейнера является то, что он не предназначен для дезактивации радиоактивных шламов пластовых вод месторождений углеводородов. Использование для этих целей сорбентов приведет к возрастанию стоимости дезактивации и необходимости захоронения сорбентов с радионуклидами. Кроме того, работоспособность сорбентов в радиоактивной жидкости существенно снижается при ее загрязнении углеводородами.

Наиболее близким к предлагаемому по технической сущности является емкость для хранения жидких радиоактивных отходов ядерного реактора [3]. Емкость содержит бак с крышкой, трубопровод подвода радиоактивной среды, сообщенный с нижней частью емкости. Емкость содержит также трубы подвода и отвода газа для уменьшения выхода радиоактивных продуктов во внешнюю среду, емкость снабжена установленными по ее высоте конусообразными разделительными перегородкам. Перегородки ориентированы центральной частью вверх, вертикальная труба отвода газа связана клапанами и гидрозатвором соответственно с верхней и нижней частями. Внутри трубы отвода газа размещен перфорированный трубопровод подвода радиоактивной среды. Каждая секция подключена через клапаны к трубе отвода газа.

Данное устройство, взятое нами в качестве прототипа, имеет следующие недостатки.

1. Устройство не позволяет дезактивировать твердые радиоактивные отходы.

2. В устройстве не предусмотрена обработка радиоактивных растворов дезактивирующими реагентами.

3. Устройство не позволяет отделять углеводороды от остальной части радиоактивных отходов.

Задачей предлагаемого изобретения является создание устройства для дезактивация твердых радиоактивных веществ, в частности нефтяных шламов.

Поставленная задача в устройстве для дезактивации твердых радиоактивных веществ, например нефтяных шламов с повышенной радиоактивностью, включающем емкость прямоугольной или цилиндрической формы, средство для загрузки радиоактивных веществ в устройство, отверстия для подачи газообразных и жидких дезактивирующих реагентов, решается тем, что устройство содержит автономный внутренний контейнер прямоугольной или цилиндрической формы, в который загружается радиоактивное вещество, выполненный с возможностью извлечения из емкости, при этом внутренний контейнер снабжен в нижней части средством для подачи пара и дезактивирующих растворов, выполненным в виде горизонтальных и вертикальных полых трубок с отверстиями, причем радиоактивный материал может размещаться между вертикальными трубками, а нижняя часть устройства выполнена в виде конуса, насаживающегося на устройство для подачи пара и дезактивирующих растворов, причем внутренний автономный контейнер выполнен самораскрывающимся с отверстиями, расположенными на его образующей и верхней крышке, при этом отверстия выбираются в зависимости от гранулометрического состава радиоактивного вещества, а устройство содержит герметичные пеналы на верхней образующей устройства и герметичную крышку с отверстием, при этом герметичная крышка выполнена полой с возможностью заполнения теплоизолятором или теплоносителем, а отверстие на герметичной крышке снабжено клапаном, соединенным с гидрозатвором, а стенки емкости выполнены полыми с возможностью заполнения теплоизолятором или теплоносителем.

Поставленная задача решается также тем, что в качестве теплоизолятора используют воздух, а в качестве теплоносителя - воду.

Существенными отличительными признаками заявленного изобретения являются:

устройство содержит внутренний автономный контейнер прямоугольной или цилиндрической формы, в который загружается радиоактивное вещество, выполненный с возможностью извлечения из внешнего устройства;

при этом внутренний контейнер снабжен в нижней части средством для подачи пара и дезактивирующих растворов, выполненным в виде горизонтальных и вертикальных полых трубок с отверстиями с возможностью размещения радиоактивного материала между вертикальными трубками;

нижняя часть устройства выполнена в виде конуса, насаживающегося на устройство для подачи пара и дезактивирующих растворов;

внутренний контейнер выполнен самораскрывающимся с отверстиями, расположенными на его образующих и верхней крышке, при этом размеры отверстий выбираются в зависимости от гранулометрического состава радиоактивного вещества;

устройство содержит герметичные пеналы в верхней его части и герметичную крышку с отверстием, при этом герметичная крышка выполнена полой с возможностью заполнения теплоизолятором или теплоносителем, а отверстие на герметичной крышке снабжено клапаном, соединенным с гидрозатвором;

стенки устройства выполнены полыми с возможностью заполнения теплоизолятором или теплоносителем;

в качестве теплоизолятора используют воздух, а в качестве теплоносителя - воду.

Вышеприведенные существенные отличительные признаки нам неизвестны из патентной и научно-технической информации и в связи с этим являются “новыми”.

Перечисленные существенные признаки являются неочевидными для среднего специалиста в данной области техники и поэтому соответствуют критерию изобретательский уровень.

Изобретение может быть легко внедрено при дезактивации радиоактивных почв и нефтяных шламов. Устройство для дезактивации нефтяных шламов изготовлено и внедрено на предприятии ООО “Севергазпром”. Поэтому считаем, что заявленное устройство соответствует критерию “промышленная применимость”.

Заявленное нами устройство поясняется с помощью чертежей, на которых показан общий вид внешнего и внутреннего контейнеров.

Общий вид устройства приведен на фиг.1. и фиг.2. На фиг.1 приведен разрез устройства. На фиг.2 приведен разрез внутреннего автономного контейнера. Устройство выполнено герметичным. Устройство представляет собой емкость 1 цилиндрической или прямоугольной формы. В нижней части емкости расположены отверстия 2 с направляющими для подачи пара и реагентов (на фиг. не показано). В верхней части устройство содержит герметичную полую крышку 3. Крышка емкости 1 содержит клапан 4 и соединена с водяным затвором (на фиг. не показано). Боковая поверхность емкости 1 содержит краны 5 для подачи и слива радиоактивного раствора и жидких углеводородов. Боковые стенки 6 емкости 1 также выполнены полыми. В верхней части емкости 1 расположены герметичные пеналы 7.

На фиг.2 приведен разрез внутреннего автономного контейнера, выполненного и размещаемого во внутренней части емкости 1. Он состоит из корпуса 8 с устройством для самораскрывания 9, в корпусе 8 выполнены перфорированные отверстиям 10 размером от 0,3 до 3 см для свободного проникновения пара или дезактивирующего раствора к радиоактивному шламу. В нижней части внутренний автономный контейнер содержит средство для подачи пара (на чертеже не показано). Оно представляет собой систему перфорированных трубок 11, соединенных с парогенератором (на чертеже не показан). Нижняя часть устройства выполнена в виде конуса 12, на который насаживается средство для подачи пара и дезактивирующих растворов, выполненное в виде конуса (на чертеже не показано).

Устройство работает следующим образом. Корпус внутреннего автономного контейнера 8, заполненный радиоактивным шламом, устанавливается в емкость прямоугольной или цилиндрической формы устройства 1. В нижнюю часть самораскрывающегося контейнера через систему перфорированных трубок 11 подается горячий пар под давлением. Пар разрыхляет радиоактивный шлам, конденсируется за счет разности температур пара и конструкционных материалов. Происходит взмучивание шлама. Пар и горячая вода промывают радиоактивный шлам и удаляют из него радиоактивные вещества. Углеводороды - парафиноподобные вещества и нефть, содержащиеся в шламе, под действием горячей воды и пара удаляются из него и всплывают над твердым шламом. По мере достижения кранов для слива парафина (на фиг. не показано) они удаляются из внутреннего автономного контейнера и внешней емкости устройства через краны 5. Для улучшения растворения радиоактивных веществ в горячей воде к ней добавляется 5-20%-ный раствор соляной кислоты. После обработки шлама раствором соляной кислоты технологический раствор выдерживают несколько часов до его остывания, после оседания взвешенного шлама технологический раствор сливают и направляют на фильтрацию. Клапан 4 на крышке служит для поддержания избыточного давления, чтобы пар с соляной кислотой и радон могли преодолеть давление воды в гидрозатворе (на фиг. не показано). Радон и кислый пар растворяются в наполнителе гидрозатвора и не попадают в окружающую среду. Полые стенки 6 устройства позволяют уменьшить или увеличить скорость остывания технологического раствора. Герметичные пеналы 7 предотвращает разлив радиоактивной жидкости в окружающую среду.

Пример. С помощью предложенного устройства дезактивировано около 100 т радиоактивных шламов со средней удельной активностью 12 кБк/кг. Во внутренний автономный контейнер (см. фиг.2) засыпалось около 1 м³ нефтешлама. В нижнюю часть устройства фиг.1 подавался перегретый пар, содержащий до 50% концентрированной соляной кислоты (36%). После подачи пара с кислотой в течение трех часов внешняя емкость наполнялась горячей водой, содержащий растворенный радий. Содержащийся в нефтешламе парафин сливался через отверстия, расположенные в стенках внутреннего автономного контейнера 10. Для уменьшения скорости остывания дезактивирующего раствора в устройстве его полые стенки заполнялись горячей водой, полученной в результате конденсации перегретого пара. После выдерживания в горячем состоянии в течение 2-3 ч, дезактивирующий раствор сливался. При необходимости (для достижения заданной степени дезактивации) операция повторялась. Перед разгрузкой горячего шлама из внутреннего автономного самораскрывающегося контейнера стенки внешнего устройства заполнялись проточной холодной водой, что обеспечивало остывание дезактивированного шлама до температуры менее 60 в течение 1 ч. В результате переработки средняя удельная активность уменьшилась в 10 раз и составила около 1,2 кБк/кг.

Источники информации

1. Патент РФ 1165180, G 21 F 9/12. Установка для переработки радиоактивных сточных вод (аналог).

2. Заявка РФ от 05.03.1998 №9810390/12, G 21 F 9/12, 5/00. Фильтр-контейнер для переработки жидких радиоактивных сред (аналог).

3. Патент РФ №1153720, G 21 F 9/22. Емкость для хранения жидких радиоактивных отходов (прототип).