Обработка материалов с радиоактивным заражением; устройства для устранения радиоактивного заражения таких материалов – G21F 9/00

Изобретение относится к области кондиционирования жидких радиоактивных отходов методом цементирования, а именно к составу для отверждения жидких радиоактивных отходов, состоящему из портландцемента и природной минеральной добавки. При этом в качестве природной минеральной добавки используют высококремнеземистый природный материал с содержанием диоксида кремния не менее 80% при следующем соотношении компонентов (масс.%): портландцемент 90-95; природная минеральная добавка 5-10. Как правило, в качестве высококремнеземистого природного материала используют диатомит, кварцевую муку, биокремнезем. Изобретение позволяет повысить прочность и надежность фиксации радионуклидов в цементной матрице, а также сократить сроки схватывания цементной матрицы при отверждении жидких борсодержащих радиоактивных отходов. 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 4 табл., 16 пр.

Заявленное изобретение относится к способу подготовки карбидного ОЯТ к экстракционной переработке. Заявленный способ включает подавление действия содержащихся в азотнокислом растворе карбидного топлива комплексообразующих лигандов путем их окисления азотной кислотой в присутствии катализатора, в качестве которого используют поливалентный металл, находящийся в азотнокислом растворе или вводимый в него до или после растворения карбидного ОЯТ, выбранного из ряда: церий, железо, марганец, технеций, ртуть. Далее нагреванием азотнокислого раствора карбидного топлива или проводят такое окисление непосредственно в процессе растворения карбидного топлива в азотной кислоте в присутствии катализатора с последующим растворением в окисленном растворе карбидного топлива оксидного или металлического ОЯТ, или проводят одновременно операции окисления комплексообразующих лигандов и растворения оксидного или металлического ОЯТ в растворе карбидного топлива. В альтернативном решении предлагается проводить аналогичную подготовку карбидного ОЯТ к экстракционной переработке с последующим смешением окисленного раствора карбидного топлива с растворами оксидного или металлического ОЯТ или с прямым введением необходимого количества раствора нитрата циркония или раствора другого многовалентного металла-комплексообразователя. Техническим результатом является устранение необходимости использования сильного окислителя. 2 н. и 11 з.п. ф-лы, 12 пр.

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, в частности к процессам переработки маслосодержащих жидких радиоактивных отходов методом биодеструкции, и может быть использовано на атомных электростанциях и специализированных предприятиях, кондиционирующих радиоактивные отходы низкой и средней активности. В заявленном способе маслосодержащие жидкие радиоактивные отходы перед отверждением в неорганический или полимерный матричный материал подвергают биодеструкции за счет ферментативных процессов подобранными консорциумами микроорганизмов, при этом микроорганизмы окисляют органическую фазу масел до газообразных нерадиоактивных продуктов, сокращая объем маслосодержащих жидких радиоактивных отходов в 2-10 раз, сорбируют радионуклиды и выделяют биогенные ПАВ-эмульгаторы. Технический результат данного изобретения состоит в сокращении объемов маслосодержащих радиоактивных отходов перед включением их в неорганическую или полимерную матрицу, сокращении объемов конечного продукта, подлежащего длительному хранению, а также в предотвращении биодеструкции маслосодержащих жидких радиоактивных отходов в составе компаунда при длительном хранении. 3 з.п. ф-лы, 3 ил.

Заявленное изобретение относится к средствам измерения глубины выгорания отработавших тепловыделяющих сборок реакторов на тепловых нейтронах. На дно бассейна выдержки под водой устанавливают диагностический контейнер. В стенке корпуса выполнена кольцеобразная полость с жидким индикаторным веществом, окруженная слоями полипропилена и слоями стали, а также слоем кадмия. Корпус содержит центральную полость, в которой размещают ОТВС. Контейнер закрывают крышкой, удаляют воду из центральной полости с ОТВС, проводят активацию индикаторного вещества, сливают в лабораторную емкость индикаторное вещество, перемешивают и берут пробу. Затем измеряют среднюю удельную активность индикаторного вещества и определяют интенсивность нейтронного излучения ОТВС и связанную с ней глубину выгорания ОТВС. При этом кольцеобразная полость с жидким индикаторным веществом может состоять из нескольких изолированных друг от друга колец. Далее выявляют глубину выгорания для каждого кольца и составляют профиль выгорания для ОТВС. Техническим результатом является возможность всестороннего охвата индикаторным веществом активной зоны ОТВС, исключение влияния воды на точность измерения, устранение фонового влияния при измерении удельной активности индикаторного вещества, а также повышение точности определения глубины выгорания ОТВС энергетических ректоров на тепловых нейтронах без извлечения ОТВС из воды бассейна выдержки. 2 н. и 7 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к области изоляции радиоактивных отходов, образующихся при переработке облученного топлива атомных электростанций (АЭС), а именно к области иммобилизации трансурановых элементов.

Наиболее эффективно заявляемое изобретение может быть использовано в процессе переработки отработавшего топлива АЭС с целью длительной и надежной изоляции трансурановых элементов и одновременно с сохранением в будущем возможности их извлечения и использования, или для дальнейшей переработки с использованием процесса трансмутации.

Сущность изобретения состоит в том, что оксиды трансурановых элементов смешивают с порошком металлического палладия в соотношении, мас.%: оксидов трансурановых элементов - 30-70, металлический палладий - 70-30, и полученную смесь подвергают прессованию.

В результате получается композиция для долговременного хранения трансурановых элементов, которая включает оксиды трансурановых элементов в металлическом палладии, что обеспечивает высокую химическую устойчивость материала, безопасность хранения на неограниченный период времени и при этом сохраняется возможность извлечения ТПЭ после растворения предложенной композиции в азотной кислоте.

Для получения предложенной композиции предлагается использовать техногенный, ( реакторный ) палладий, являющийся продуктом деления ядерного топлива. 1 з.п. ф-лы, 2 табл.

Изобретение относится к области радиоаналитической химии и может быть использовано для контроля содержания радионуклидов в пресной и морской воде, в моче людей, пострадавших от радиационных инцидентов и в пробах различных технологических растворов. Способ извлечения радионуклидов из водных растворов включает фильтрацию раствора через селективный сорбент, помещенный в капельную камеру устройства, применяемого для внутривенного переливания инфузионных растворов, и приготовление препарата, удобного для гамма-спектрометрического измерения. Техническим результатом является повышение экспрессности метода при сохранении высокой эффективности и уменьшении погрешности измерений и искажения результатов вследствие поглощения фильтрами измеряемого гамма-излучения. 1 з. п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к технологии сорбционного извлечения радионуклидов цезия из водных растворов. Способ извлечения радионуклидов цезия включает фильтрацию водного раствора через селективный сорбент, представляющий собой ферроцианид железа-калия на носителе, десорбцию цезия из сорбента щелочным раствором, содержащим Трилон Б и оксалат калия. Полученный при десорбции элюат далее фильтруют через сорбент, представляющий собой ферроцианид никеля-калия. Технический результат заключается в снижении времени извлечения цезия и минимизации объема получаемого концентрата, содержащего радионуклиды цезия. 1 табл., 2 пр.

Изобретение относится к алюмоборосиликатным стеклам для изоляции радиоактивных жидких эфлюентов средней активности. Предложен качественный и количественный состав алюмосиликатного стекла, стеклообразующая добавка для его получения и способ обработки радиоактивного жидкого эфлюента средней активности с использованием предложенной стеклообразующей добавки, приводящий к получению указанного алюмоборосиликатного стекла. Технический результат - предложен способ изоляции радиоактивных жидких эфлюентов средней активности, получаемых при операциях окончательной остановки заводов по переработке ядерного топлива, позволяющий получить материал, обладающий высокой стойкостью к облучению, отличной механической прочностью и высоким сопротивлением к химическим воздействиям. 3 н. и 15 з.п. ф-лы, 3 пр.

Изобретение относится к атомной технике, а именно к устройству для очистки радиоактивной парогазовой смеси при аварийном выбросе водо-водяного ядерного реактора и может быть использовано при проектировании водо-водяных реакторов нового поколения, а также для модернизации существующих АЭС. Техническим результатом является обеспечение радиационной безопасности и взрывобезопасности в условиях аварийного срабатывания предохранительных клапанов водо-водяного реактора за счет отведения парогазовой смеси за пределы первичной защитной оболочки реактора. Устройство для очистки радиоактивной парогазовой смеси при аварийном выбросе водо-водяного ядерного реактора включает защитную оболочку с размещенными в ней предохранительными клапанами, соединенными трубопроводом с последовательно установленными жалюзийным сепаратором и пароструйным эжектором, расположенными вне защитной оболочки. Сепаратор в верхней части соединен с гидроемкостью, а в нижней части соединен с емкостью для сбора отсепарированной жидкости. Эжектор размещен в бассейне, по периметру которого установлены перфорированные трубы. Гидроемкость и перфорированные трубы соединены с ресиверами. Бассейн снабжен воздушным теплообменником и установленным над ним вытяжным зонтом. Вытяжной зонт соединен с трубой выдержки газов, в которой размещены аэрозольные фильтры. Труба выдержки газов соединена сдувочными линиями с сепаратором и трубопроводом. Гидроемкость и бассейн заполнены щелочным раствором. 3 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к области создания пирохимических технологий переработки облученного ядерного топлива, а именно к способу извлечения редкоземельных элементов из жидкого сплава с цинком. Предлагаемый способ включает погружение сплава в солевой расплав с последующим переводом редкоземельных элементов из жидкого сплава в расплав путем окисления. При этом окисление редкоземельных элементов осуществляют в расплаве хлорида цинка в интервале температур 420-550°С, а в качестве окислителя используют ионы цинка из расплава. Способ обеспечивает большой выход по массе среди продуктов деления. 2 табл., 2 пр.

Изобретение относится к материалам с нейтронопоглощающими свойствами для защиты от нейтронного излучения. Предложен термостойкий нейтронозащитный материал, состоящий из магнийфосфатного связующего (24-33 мас.%) и порошковой части (76-67 мас.%), при этом порошковая часть содержит гидрид титана ТiH₂ (90,3-95,5 мас.%), оксид магния MgO (2,7-4,5 мас.%) и карбид бора В₄С (1,8-5,2 мас.%). Компоненты перемешивают до однородного состояния и заливают в специальную полость, а после отвердевания подвергают термической обработке. Технический результат: полученный материал обладает долговременной механической прочностью, термостойкостью до 300°С, высокой теплопроводностью, температурным коэффициентом линейного расширения, близким к коэффициенту конструкционных сталей, и большой удельной плотностью содержащихся в нем водорода и бора, что обеспечивает высокие коэффициенты ослабления нейтронного излучения. 1 табл.

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при производстве «реакторного» ⁹⁹Мо как генератора ^99mТc биомедицинского назначения, а также при анализе технологических растворов для предварительного выделения Мо или Мо и Zr при экстракционной переработке растворов технологии отработавшего ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС). Описаны варианты способов селективного экстракционного извлечения значительной части молибдена или совместно молибдена и циркония из радиоактивных растворов с получением экстракта. Перерабатываемый радиоактивный раствор обрабатывают экстрагентом, представляющим собой трудно растворимый в водной фазе спирт, в присутствии экстрагируемого комплексообразователя, в качестве которого могут быть использованы гидроксамовые кислоты с числом углеродных атомов 6-12, что обеспечивает достаточно полное извлечение молибдена и циркония в органическую фазу. Из экстракта выделяют молибден или молибден и цирконий в компактном виде сублимацией или реэкстракцией. Технический результат - получение экстракта, очищенного от альфа- и гамма-радиоактивных примесей более чем в 100 раз, и последующее раздельное выделение радионуклидов из экстракта, совмещенное в заключительной стадии процесса с регенерацией экстрагента. 2 н. и 15 з.п. ф-лы, 2 табл., 12 пр.

Изобретение относится к способу отверждения жидких высокоактивных отходов с целью переведения их в компактный материал, пригодный для долговременного и безопасного хранения. Способ заключается в переведении отходов в гелеобразное состояние и характеризуется тем, что в растворы высокоактивных отходов вводят соли циркония, железа и глицерин до концентрации их в растворах соответственно не менее 0,12, 0,6 и 0,23 М/л, выдерживают полученную смесь в течение не менее 2,5 ч с последующим добавлением в смесь раствора однозамещенного фосфата калия в фосфорной кислоте до мольного соотношения компонентов Zr:Fe:K:PO₄=1:3:2:5-8, высушиванием, прокаливанием полученного полимерного геля цирконилфосфата соответственно при 70-90°C и 300-400°С и плавлением полученных гранул при 980-1000°С. 2 з.п. ф-лы, 2 табл., 1 пр.

Изобретение относится к гидрометаллургии урана и может быть использовано для утилизации маточников, образующихся при получении тетрафторида урана из азотнокислых растворов с использованием процессов экстракции, реэкстракции и термообработки соединений урана, получаемых из реэкстрактов с получением диоксида урана и дальнейшей его обработкой хлоридно-фторидными растворами. Способ утилизации оборотных маточных растворов производства тетрафторида урана, включающий их смешение при значениях pH 4,0-5,2 барботажем воздухом до стабилизации значения pH и обработку гидроксидом натрия при значениях pH 10,5-11,0, отделение урансодержащих осадков от растворов с последующим возвратом их на стадию выщелачивания исходных продуктов, отстой сбросных растворов на хвостохранилище и закачку отстоявшейся части растворов в подземные горизонты. Техническим результатом является снижение расхода азотной кислоты, гидроксида натрия и извести, сокращение сброса жидких отходов на хвостохранилище. 2 з. п. ф-лы, 6 табл.

Заявленное изобретение относится к способу сооружения хранилища для радиоактивных отходов. Заявленный способ включает бурение скважины в вечномерзлотных породах, спуск и цементирование обсадной колонны, размещение в скважине контейнеров с радиоактивными отходами, герметизацию верхней части скважины. В заявленном способе обсадную колонну цементируют в интервале от расчетной границы зоны растепления до поверхности, а контейнеры с радиоактивными отходами устанавливают на полую колонну-хвостовик, перфорированную в нижней части, на расстоянии от забоя скважины, где h_om - высота интервала, в пределах которого произойдет оттаивание вечномерзлых пород; m - пористость вечномерзлых пород; R_om - расчетный радиус оттаивания; R_c - внутренний радиус скважины. Техническим результатом является обеспечение более высокой степени надежности захоронения радиоактивных отходов и исключение возможности миграции радионуклидов за пределы хранилища. 3 з. п.ф-лы, 2 ил.

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 средствам дезактивации почв, загрязненных радионуклидами. Заявленный способ дезактивации территории включает засыпку ее чистым грунтом, причем чистый грунт добывается непосредственно на дезактивируемой территории эрлифтами. Технический результат заключается в устранении необходимости земляных работ на удаленных территориях и повышение качества дезактивации. 1 ил.

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а именно к области переработки жидких радиоактивных или химических отходов и их изоляции от окружающей среды, и может быть использовано на стадии вывода АЭС из эксплуатации. В заявленном способе отверждение ЖРО осуществляется путем их смешения с полимерным материалом и последующего высушивания. При этом предусмотрено многократное добавление радиоактивных растворов к отвержденному материалу. Техническим результатом является иммобилизация самых разнообразных по составу растворов без какой либо подготовки и при этом происходит значительное сокращение объема отходов, направляемых на хранение, а также сокращение числа технологических стадий по сравнению с традиционными технологиями и возможность срочной локализации отходов в случае возникновения аварийных ситуаций на объектах атомной и химической промышленности.1 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к области переработки гетерогенных жидких радиоактивных отходов (ЖРО), в частности к переработке отработавших мелкодисперсных абразивных фильтроматериалов, и может быть использовано при переработке отработавшего фильтроперлита (ФП) систем спецводоочисток. Сущность заявленного способа заключается в том, что предусмотрены операции извлечения пульпы фильтроперлита из емкости хранения, удаления избыточной влаги, транспортирования гидротранспортом и цементирования, введения в пульпу перед транспортированием из емкости хранения отработанных ионообменных смол в количестве 10÷75% от объема фильтроперлита при плотности 1÷1,5 г/см³. Техническим результатом является возможность снижения износа оборудования и трубопроводов в процессе осуществления способа переработки радиоактивных отходов фильтроперлита в 80-100 раз, а также снижение износа насосов при транспортировке фильтроперлита и упрощение операции транспортировки пульпы. 2 ил.

Заявленное изобретение относится к способу электрокинетической дезактивации твердой пористой среды. Заявленный способ включает выделение загрязняющих веществ, присутствующих в этой твердой среде, в электролит, имеющий вид в основном неорганического геля, причем это выделение осуществляют путем пропускания электрического тока между двумя электродами, расположенными на поверхности и/или внутри твердой среды При этом контакт между, по меньшей мере, одним из этих электродов и указанной твердой средой обеспечивает слой указанного геля, высыхание геля, содержащего выделенные таким образом загрязняющие вещества до получения ломкого сухого остатка и удаление полученного таким образом сухого остатка указанной твердой среды. Техническим результатом является повышение эффективности дезактивация цементных матричных материалов, в частности, при демонтаже военных или промышленных сооружений, в частности, ядерных установок или для обработки сооружений, которые могли бы быть заражены экотоксичными химическими веществами или радиоактивными веществами, обеззараживании геологических почв, отложений и ила.14 з. п ф-лы, 9ил.

Изобретение относится к способу определения оптимальных параметров растворения оксидов переходных металлов в растворах, содержащих комплексообразующий агент, и может быть использовано в атомной энергетике. В качестве показателей используют объемные коэффициенты распределения радиоактивных изотопов переходных металлов, определяющих состав оксидов, между растворами, содержащими комплексообразующий агент, и сильноосновными анионитами в форме этого комплексообразующего агента (комплекситами) и равновесные величины pH растворов. Радиоактивные изотопы переходных металлов вносят в фиксированные объемы исследуемых растворов, затем вносят в растворы фиксированные объемы комплексита. При этом измеряют исходную и конечную активность растворов. Также измеряют равновесные величины pH растворов. По результатам измерений определяют диапазоны, отвечающие оптимальным параметрам, которые необходимо поддерживать в контурах ЯЭУ непосредственно в процессе растворения оксидов при отмывке и дезактивации контуров ЯЭУ. Техническим результатом является повышение достоверности определения оптимальных параметров растворения оксидов переходных металлов в растворах комплексообразующих агентов и отсутствие необходимости в проведении сложных анализов по определению концентраций катионов металлов в растворах комплексонов. 1 з.п. ф-лы, 2 ил., 1 табл.

Изобретение относится к проблемам охраны окружающей среды, в частности к процессам кондиционирования методом цементирования жидких радиоактивных отходов (ЖРО), включая борсодержащие ЖРО. Кондиционирования жидких радиоактивных отходов проводят цементированием с использованием электромагнитной обработки в вихревом слое с ферромагнитными телами вращения и последующим отверждением продукта. В качестве ферромагнитных тел вращения используют мелкодисперсные или нанодисперсные порошки оксидов железа, которые вносят в исходные жидкие радиоактивные отходы в количестве не менее 5% (масс.). Далее радиоактивные отходы последовательно подвергают электромагнитной обработке в вихревом слое и смешиванию с портландцементом при раствороцементном отношении не менее 0,6. В качестве ферромагнитных тел вращения используют мелкодисперсные или нанодисперсные порошки оксидов железа размером соответственно 30-50 мкм и 30-80 нм, а в качестве жидких радиоактивных отходов используют жидкие борсодержащие радиоактивные отходы с общим солесодержанием до 500 г/дм ³. Электромагнитную обработку проводят в "вихревом слое" не менее 30 секунд. Изобретение позволяет сократить срок отверждения, повысить прочность цементной матрицы и расширить виды отверждаемых ЖРО. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

Заявленное изобретение относится к устройству для удаления осадка МОХ-топлива с катода электролизера и может быть использовано в радиохимическом производстве при получении смешанного оксидного уран-плутониевого топлива (МОХ-топлива), пригодного для снаряжения им тепловыделяющих элементов для ядерных энергетических реакторов на быстрых нейтронах АЭС. Заявленное устройство содержит плиту-основание с размещенным в центре ее переносным цилиндрическим контейнером, снаружи которого установлены направляющие стержни, а на периферии плиты-основания расположены противоположно друг другу устройства для разрушения осадка МОХ-топлива и перпендикулярно им - устройства для подачи в контейнер струй жидкого азота или его паров. При этом контейнер снабжен двустворчатым дном и патрубками для приема струй жидкого азота или его паров. Каждое устройство для подачи жидкого азота или его паров в контейнер выполнено в виде сообщенного с источником жидкого азота или его паров корпуса, снабженного форсунками. Техническим результатом является увеличение производительности процесса регенерации облученного ядерного топлива, сокращение непроизводительных простоев технологических переделов, следующих за осуществлением электрохимического процесса получения МОХ-топлива, а также отсутствие потерь учитываемого МОХ-топлива. 4 ил.

Изобретение относится к складированию радиоактивных отходов. Способ включает выемку котлована, устройство защитного экрана по его бортам и днищу, послойную укладку отходов с уплотнением, перекрытие каждого слоя отходов разделительным изолирующим слоем. При этом защитный экран по бортам и днищу котлована выполняют из цементогрунтового раствора и полимерной пленки, разделительные изолирующие слои выполняют также из цементогрунтового раствора. Цементогрунтовые растворы, применяемые для возведения защитного экрана и разделительных изолирующих слоев, содержат в качестве наполнителя природный минеральный сорбент цеолит. После укладки верхнего разделительного изолирующего слоя производят рекультивацию поверхности подвергшегося закладке котлована. Техническим результатом способа является исключение возможности миграции токсикантов и радионуклидов в грунты, подземные воды и атмосферу из зоны захоронения. 1 ил.

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 переработке жидких радиоактивных отходов, образующихся в процессе переработки ОЯТ. Описан способ переработки технециевых растворов, включающий осаждение технеция из азотнокислых растворов с концентрацией азотной кислоты или нитрат-иона, не превышающей 3 моль/л, концентрированными водными растворами о-фенантролиновых или -бипиридильных комплексов двухвалентных переходных металлов, или смешанными комплексами указанных органических соединений, или смешанными комплексами, содержащими о-фенантролин или -бипиридил с двухосновными аминами. Полученные осадки металлорганических пертехнетатов прокаливают в токе водорода при температуре 600-1200°С как в присутствии легкоплавкого металла или его оксида с температурами плавления 200-800°С, так и без него для получения на их основе устойчивых и пригодных для дальнейшего хранения и переработки матриц. Технический результат - получение технеция в конечной форме, пригодной для дальнейшего хранения и переработки. 4 з.п.ф-лы, 2 табл., 6 пр.

Изобретение относится к атомной промышленности, в частности к средствам для реабилитации окружающей среды при ликвидации бассейнов с радиоактивными донными отложениями. Устройство для очистки бассейна от радиоактивных донных отложений содержит смонтированную на понтоне платформу с опорами и установленную в опорах с возможностью вертикального перемещения раму с приемной камерой, выполненной в виде прямоугольного перевернутого сосуда. В приемную камеру погружены всасывающие патрубки двух пульсационных клапанных погружных насосов, откачивающего и перемешивающего. Приемная камера соединена с компенсирующим сосудом, сообщающимся через фильтр с атмосферой, а через обратный клапан - с бассейном. Нагнетательный трубопровод перемешивающего пульсационного клапанного погружного насоса соединен с системой сопел, размещенных особым образом внутри приемной камеры. Компрессор установлен на берегу и соединен с ресивером, в качестве которого используется часть сосудов понтона, гибким трубопроводом, размещенном на поплавках. Работа насосов обеспечивается воздухораспределительными устройствами, каждое из которых состоит из двух клапанов, один клапан присоединен к ресиверу, а второй через фильтр - к эжектору, установленному на понтоне. Техническим результатом является возможность применения струйного размыва донных отложений и их выдачи пульсационными насосами, обладающими высокой надежностью. 4 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике, к способам обращения с радиоактивными отходами, в частности к способам фиксации пульпы открытых бассейнов-хранилищ радиоактивных отходов путем засыпки грунтом. Способ включает рассечение бассейна разделительными дамбами, достигающими дна бассейна, на участки-полосы, рассечение полос между разделительными дамбами дополнительными поперечными дамбами на ячейки, которые засыпают грунтом последовательно. При этом поперечную дамбу сооружают путем насыпания грунта на лед до просадки льда на глубину, обеспечивающую зазор между дамбой и дном бассейна, через который ячейка по декантату сообщается с незасыпанной частью бассейна. Подо льдом оттесняют декантат из ячейки в акваторию бассейна через зазор между поперечной дамбой и дном бассейна путем насыпания части грунта, предназначенного для засыпки ячейки, на лед ячейки до просадки льда. После оттеснения декантата из ячейки осуществляют изоляцию ячейки от акватории бассейна путем наращивания поперечной дамбы до ее просадки до дна бассейна и засыпают изолированную ячейку остальным грунтом, а вытесненный при засыпке декантат откачивают. 2 з.п. ф-лы.

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.