RU2116684C1 - Method of deactivating insoluble residue of solid phase of radioactive waste - Google Patents
Method of deactivating insoluble residue of solid phase of radioactive waste Download PDFInfo
- Publication number
- RU2116684C1 RU2116684C1 RU93027749/25A RU93027749A RU2116684C1 RU 2116684 C1 RU2116684 C1 RU 2116684C1 RU 93027749/25 A RU93027749/25 A RU 93027749/25A RU 93027749 A RU93027749 A RU 93027749A RU 2116684 C1 RU2116684 C1 RU 2116684C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- solid phase
- insoluble residue
- radioactive waste
- solution
- deactivating
- Prior art date
Links
- 239000007790 solid phase Substances 0.000 title claims abstract description 39
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 title claims abstract description 16
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 29
- JBKVHLHDHHXQEQ-UHFFFAOYSA-N epsilon-caprolactam Chemical compound O=C1CCCCCN1 JBKVHLHDHHXQEQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 8
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 7
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 claims abstract description 7
- 239000002699 waste material Substances 0.000 claims abstract description 7
- 230000009849 deactivation Effects 0.000 claims abstract description 6
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims description 3
- 238000000926 separation method Methods 0.000 claims description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 6
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 abstract description 2
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 238000005202 decontamination Methods 0.000 description 12
- 230000003588 decontaminative effect Effects 0.000 description 12
- 238000004090 dissolution Methods 0.000 description 7
- KRHYYFGTRYWZRS-UHFFFAOYSA-N Fluorane Chemical compound F KRHYYFGTRYWZRS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 3
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N Nickel Chemical compound [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N Chromium Chemical compound [Cr] VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- PWHULOQIROXLJO-UHFFFAOYSA-N Manganese Chemical compound [Mn] PWHULOQIROXLJO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 229910052804 chromium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011651 chromium Substances 0.000 description 1
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 1
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 1
- -1 fluoride ions Chemical class 0.000 description 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 1
- 239000011521 glass Substances 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-M hydroxide Chemical compound [OH-] XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 1
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 1
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 description 1
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 230000008929 regeneration Effects 0.000 description 1
- 238000011069 regeneration method Methods 0.000 description 1
- RMAQACBXLXPBSY-UHFFFAOYSA-N silicic acid Chemical compound O[Si](O)(O)O RMAQACBXLXPBSY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 235000012239 silicon dioxide Nutrition 0.000 description 1
- 239000002900 solid radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 239000002910 solid waste Substances 0.000 description 1
- 238000007711 solidification Methods 0.000 description 1
- 230000008023 solidification Effects 0.000 description 1
- 238000003756 stirring Methods 0.000 description 1
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 1
- 230000009466 transformation Effects 0.000 description 1
- 238000000844 transformation Methods 0.000 description 1
Images
Landscapes
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области обработки твердых радиоактивных отходов, образующихся при регенерации облученного ядерного топлива, а именно к способам дезактивации твердой фазы радиоактивных отходов. The invention relates to the field of treatment of solid radioactive waste generated during the regeneration of irradiated nuclear fuel, and in particular to methods for decontamination of the solid phase of radioactive waste.
В атомной промышленности и энергетике известен способ дезактивации твердой фазы радиоактивных отходов, предусматривающий их обработку раствором азотной кислоты (см. Шевченко В.Б. Переработка топлива энергетических реакторов. М.: Атомиздат, 1972, с. 145). In the nuclear industry and energy there is a known method of decontamination of the solid phase of radioactive waste, which involves treating it with a solution of nitric acid (see Shevchenko VB. Processing of fuel from power reactors. M: Atomizdat, 1972, p. 145).
К причинам, препятствующим достижению требуемого технического результата при использовании известного способа, относится то, что в известном способе в первом случае - низкая степень дезактивации радиоактивных отходов от α, β, γ -активных нуклидов. The reasons that impede the achievement of the required technical result when using the known method include the fact that in the known method in the first case there is a low degree of deactivation of radioactive waste from α, β, γ-active nuclides.
Наиболее близким способом того же назначения к изобретению по совокупности признаков является способ дезактивации нерастворимого остатка твердой фазы радиоактивных отходов, который включает обработку твердой фазы раствором азотной кислоты с фтористоводородной кислотой, а также последующее разделение раствора и нерастворимого остатка (см. Зимон А.Д. Дезактивация. М.: Атомиздат, 1975, с. 145). В этом способе степень дезактивации твердой фазы увеличивается за счет образования прочных химических соединений фтористоводородной кислоты с компонентами отходов. Этот способ принят за прототип. The closest method for the same purpose to the invention according to a combination of features is a method for deactivating an insoluble residue of a solid phase of radioactive waste, which includes treating a solid phase with a solution of nitric acid and hydrofluoric acid, as well as the subsequent separation of the solution and insoluble residue (see Zimon A.D. Decontamination M.: Atomizdat, 1975, p. 145). In this method, the degree of decontamination of the solid phase is increased due to the formation of strong chemical compounds of hydrofluoric acid with waste components. This method is adopted as a prototype.
К причинам, препятствующим получению указанного ниже технического результата при осуществлении известного способа, принятого за прототип, относится то, что в данном способе не достигается требуемая степень дезактивации твердой фазы радиоактивных отходов от α, β, γ -активных нуклидов, а наличие в отработанном дезактивирующем растворе фтор-ионов значительно усложняет его переработку. The reasons that impede the obtaining of the technical result indicated below when implementing the known method adopted as a prototype include the fact that in this method the required degree of decontamination of the solid phase of radioactive waste from α, β, γ-active nuclides is not achieved, and the presence in the spent deactivating solution fluoride ions greatly complicates its processing.
Задачей, на решение которой направлено изобретение, является обеспечить возможность безопасного хранения и последующего отверждения радиоактивных отходов. The problem to which the invention is directed, is to provide the possibility of safe storage and subsequent solidification of radioactive waste.
Технический результат, который получен при осуществлении изобретения, - повышение степени дезактивации нерастворимого остатка твердой фазы радиоактивных отходов от α, β, γ -активных нуклидов, а также высокая экономичность процесса. The technical result that was obtained during the implementation of the invention is to increase the degree of deactivation of the insoluble residue of the solid phase of radioactive waste from α, β, γ-active nuclides, as well as the high efficiency of the process.
Указанный технический результат достигается тем, что по способу дезактивации твердой фазы радиоактивных отходов, включающему обработку твердой фазы раствором, содержащим азотную кислоту, с последующим разделением отработанного раствора и нерастворимого остатка твердой фазы, раствор для обработки дополнительно содержит отходы производства капролактама и дезактивацию нерастворимого остатка, полученного в результате обработки предыдущей порции твердой фазы, проводят совместно с растворением следующей порции твердой фазы радиоактивных отходов в растворе азотной кислоты и отходов производства капролактама. The specified technical result is achieved by the fact that by the method of decontamination of the solid phase of radioactive waste, including the treatment of the solid phase with a solution containing nitric acid, followed by separation of the spent solution and the insoluble residue of the solid phase, the treatment solution further comprises waste products of caprolactam and decontamination of the insoluble residue obtained as a result of processing the previous portion of the solid phase, the radioactive is carried out together with the dissolution of the next portion of the solid phase waste in a solution of nitric acid and waste products of caprolactam production.
Кроме того, особенность способа заключается в том, что совместную обработку твердой фазы повторяют до накопления фиксированного объема нерастворимого остатка. In addition, a feature of the method lies in the fact that the joint processing of the solid phase is repeated until a fixed volume of insoluble residue is accumulated.
Совмещение операций дезактивации нерастворимого остатка твердой фазы радиоактивных отходов с растворением в исходном растворе следующих порций обеспечивает создание высокого окислительного потенциала, который возникает при взаимодействии компонентов "свежей" порции твердых отходов с компонентами раствора. В этих условиях повышается степень дезактивации твердой фазы, а также уменьшается ее объем. The combination of the operations of decontamination of the insoluble residue of the solid phase of radioactive waste with the dissolution of the following portions in the initial solution ensures the creation of a high oxidation potential that occurs when the components of the "fresh" portion of solid waste interact with the solution components. Under these conditions, the degree of deactivation of the solid phase increases, and its volume also decreases.
Проведенный анализ уровня техники, включающий поиск по патентным и научно-техническим источникам информации, позволил выявить источники, содержащие сведения об аналогах изобретения, а также установить, что заявитель не обнаружил источник, характеризующийся признаками, идентичными всем существенным признакам изобретения. Определение из выявленных аналогов прототипа, как наиболее близкого по совокупности признаков аналога, позволил установить совокупность существенных по отношению к усматриваемому заявителем техническому результату отличительных признаков в заявленном способе. Следовательно, изобретение соответствует критерию "новизна". The analysis of the prior art, including a search by patent and scientific and technical sources of information, allowed to identify sources containing information about analogues of the invention, as well as to establish that the applicant did not find a source characterized by features identical to all the essential features of the invention. The definition of the identified analogues of the prototype, as the closest in the totality of the characteristics of the analogue, allowed us to establish a set of significant distinctive features in relation to the applicant’s perceived technical result in the claimed method. Therefore, the invention meets the criterion of "novelty."
Результаты дополнительного поиска известных решений показали, что данное техническое решение не вытекает для специалиста явным образом из известного уровня техники, поскольку не выявлено влияние предусматриваемых существенными признаками изобретения преобразований на достижение технического результата Это позволяет сделать вывод, что заявленное техническое решение соответствует условию "изобретательский уровень". The results of an additional search for known solutions showed that this technical solution does not follow explicitly from the prior art for a specialist, since the effect of the transformations provided for by the essential features of the invention on the achievement of a technical result is not revealed. This allows us to conclude that the claimed technical solution meets the condition of "inventive step" .
Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретения с получением вышеуказанного технического результата, представлены в таблице, отражающей результаты опытов дезактивации нерастворимого остатка по прототипу и предлагаемому способу. Information confirming the possibility of carrying out the invention with obtaining the above technical result is presented in the table reflecting the results of experiments on the decontamination of the insoluble residue according to the prototype and the proposed method.
Примеры. Examples.
Предлагаемый способ дезактивации нерастворимого остатка твердой фазы радиоактивных отходов реализован в лабораторных условиях на производственных образцах твердой фазы - "застаревших" гидрооксидных радиоактивных отходах. The proposed method for the decontamination of the insoluble residue of the solid phase of radioactive waste is implemented in laboratory conditions on industrial samples of the solid phase - "obsolete" hydroxide radioactive waste.
Состав твердой фазы:
Альфа-активные нуклиды, ГБк/л - 1,12
Бета-активные нуклиды, ГБк/л - 420,5
Гамма-активные нуклиды, ГБк/л - 318,4
Кремниевая кислота, моль/л - 0,16
Марганец (IV), моль/л - 0,05
Никель, моль/л - 0,06
Хром, моль/л - 0,03
Алюминий, моль/л - 0,14
Железо (III), моль/л - 0,07
Для обработки твердой фазы по известному и предлагаемому способам использовали раствор следующего состава:
Азотная кислота, моль/л - 3,5
Фтористоводородная кислота, моль/л - 1,5
В примерах по известному и заявляемому способам использовали порции твердой фазы объемом по 10 мл, причем по предлагаемому способу последовательно обработано пять порций.The composition of the solid phase:
Alpha-active nuclides, GBq / L - 1.12
Beta-active nuclides, GBq / l - 420.5
Gamma-active nuclides, GBq / l - 318.4
Silicic acid, mol / L - 0.16
Manganese (IV), mol / L - 0.05
Nickel, mol / L - 0.06
Chromium, mol / L - 0.03
Aluminum, mol / L - 0.14
Iron (III), mol / L - 0.07
To process the solid phase according to the known and proposed methods used a solution of the following composition:
Nitric acid, mol / L - 3.5
Hydrofluoric acid, mol / L - 1.5
In the examples according to the known and claimed methods used portions of the solid phase in a volume of 10 ml, and according to the proposed method, five portions are sequentially processed.
Дезактивацию нерастворившегося остатка предыдущей порции твердой фазы по предлагаемому способу проводили совместно с растворением следующей порции твердой фазы в исходном растворе, объем которого во всех случаях перед обработкой составлял 50 мл. Температура исходного раствора при обработке образцов твердой фазы соответствовала комнатной и составляла 21 ± 2oC. Время контакта раствора с образцами твердой фазы при перемешивании сжатым воздухом во всех опытах составляла 4 ч. Эксперименты проводили в мерных стеклянных цилиндрах.The decontamination of the insoluble residue of a previous portion of the solid phase according to the proposed method was carried out together with the dissolution of the next portion of the solid phase in the initial solution, the volume of which in all cases was 50 ml before treatment. The temperature of the initial solution during the processing of samples of the solid phase corresponded to room temperature and was 21 ± 2 o C. The contact time of the solution with samples of the solid phase under stirring with compressed air was 4 hours in all experiments. The experiments were carried out in volumetric glass cylinders.
Результаты экспериментов, представленные в таблице, наглядно показывают то, что остаточная удельная α, β, γ -активность нуклидов нерастворившегося остатка по прототипу составляет соответственно 369,2 МБк/л; 168,9 ГБк/л и 44,8 ГБк/л, тогда как по предлагаемому способу остаточная удельная α, β, γ -активность нуклидов нерастворившегося остатка составляет соответственно 194,7 МБк/л; 67,6 ГБк/л и 16,1 ГБк/л. The experimental results presented in the table clearly show that the residual specific α, β, γ-activity of the nuclides of the insoluble residue according to the prototype is 369.2 MBq / l, respectively; 168.9 GBq / l and 44.8 GBq / l, while according to the proposed method, the residual specific α, β, γ-activity of the nuclides of the insoluble residue is 194.7 MBq / l, respectively; 67.6 GBq / L and 16.1 GBq / L.
Таким образом, удельная активность твердой фазы, дезактивированной по предлагаемому способу, ниже удельной активности твердой фазы, дезактивированной по описанному прототипом способу, в среднем по α-активным нуклидам в 2,03 раза, по β-активным нуклидам в 2,5 раза и по γ-активным нуклидам в 1,8 раза. Очевидно также, что с увеличением числа циклов дезактивации совместно с растворением степень дезактивации твердой фазы будет возрастать. Thus, the specific activity of the solid phase deactivated by the proposed method is lower than the specific activity of the solid phase deactivated by the method described by the prototype, on average, by α-active nuclides by 2.03 times, by β-active nuclides by 2.5 times and by γ-active nuclides 1.8 times. It is also obvious that with an increase in the number of decontamination cycles, together with dissolution, the degree of deactivation of the solid phase will increase.
Кроме того, из таблицы видно, что по предлагаемому способу достигается более высокая степень растворения твердой фазы радиоактивных отходов. Так, степень растворения твердой фазы по прототипу составила 81,0%, а средний показатель степени растворения пяти порций по предлагаемому способу составил 92,6%. In addition, the table shows that the proposed method achieves a higher degree of dissolution of the solid phase of the radioactive waste. So, the degree of dissolution of the solid phase of the prototype was 81.0%, and the average degree of dissolution of five portions by the proposed method was 92.6%.
Claims (2)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU93027749/25A RU2116684C1 (en) | 1993-05-18 | 1993-05-18 | Method of deactivating insoluble residue of solid phase of radioactive waste |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU93027749/25A RU2116684C1 (en) | 1993-05-18 | 1993-05-18 | Method of deactivating insoluble residue of solid phase of radioactive waste |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU93027749A RU93027749A (en) | 1995-06-27 |
| RU2116684C1 true RU2116684C1 (en) | 1998-07-27 |
Family
ID=20142046
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU93027749/25A RU2116684C1 (en) | 1993-05-18 | 1993-05-18 | Method of deactivating insoluble residue of solid phase of radioactive waste |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2116684C1 (en) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2218620C2 (en) * | 2002-01-14 | 2003-12-10 | Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им. В.И. Ленина | Method for recovering heterogeneous radioactive wastes |
| RU2230381C2 (en) * | 2002-07-08 | 2004-06-10 | Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им. В.И. Ленина | Method for handling liquid radioactive wastes |
| RU2289636C2 (en) * | 2004-10-26 | 2006-12-20 | Государственное унитарное предприятие Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" | Process for separating ruthenium from insoluble residues after processing irradiated nuclear fuel |
| RU2632498C2 (en) * | 2016-02-02 | 2017-10-05 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") | Method for extracting metals of platinum group from sediments after clarifying acid dissolution product of voloxidised spent nuclear fuel |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4313845A (en) * | 1979-11-28 | 1982-02-02 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | System for chemically digesting low level radioactive, solid waste material |
-
1993
- 1993-05-18 RU RU93027749/25A patent/RU2116684C1/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4313845A (en) * | 1979-11-28 | 1982-02-02 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | System for chemically digesting low level radioactive, solid waste material |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Зимон А.Д. Дезактивация, Моск ва, Атомиздат, 1975, с.45. * |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2218620C2 (en) * | 2002-01-14 | 2003-12-10 | Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им. В.И. Ленина | Method for recovering heterogeneous radioactive wastes |
| RU2230381C2 (en) * | 2002-07-08 | 2004-06-10 | Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им. В.И. Ленина | Method for handling liquid radioactive wastes |
| RU2289636C2 (en) * | 2004-10-26 | 2006-12-20 | Государственное унитарное предприятие Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" | Process for separating ruthenium from insoluble residues after processing irradiated nuclear fuel |
| RU2632498C2 (en) * | 2016-02-02 | 2017-10-05 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") | Method for extracting metals of platinum group from sediments after clarifying acid dissolution product of voloxidised spent nuclear fuel |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR20030067476A (en) | Inorganic sorbent for molybdenum-99 extraction from irradiated uranium solutions and its method of use | |
| RU2116684C1 (en) | Method of deactivating insoluble residue of solid phase of radioactive waste | |
| JPH0153440B2 (en) | ||
| EP0789831B1 (en) | Decontamination process | |
| JPS6037000A (en) | Method for neutralizing iron scrap and/or steel scrap contaminated by radiation and use to storage vessel of iron and steel obtained through said method | |
| RU93038611A (en) | METHOD FOR TREATING HIGHLY ACTIVE NITROGEN-REFINATES FROM NPP FUEL REGENERATION | |
| EP0475635A1 (en) | Method for removing cesium from aqueous solutions of high nitric acid concentration | |
| GB2390219A (en) | Method for decontaminating solid iodine filters | |
| Akita et al. | Column sorption and separation of divalent metals by a macromolecular resin containing organophosphorus acids | |
| JPH05220467A (en) | Method for separating radioactive nuclide in radioactive waste liquid and method for separating useful or toxic elements in industrial waste liquid | |
| RU2083010C1 (en) | Method for dissolving solid phase of radioactive waste | |
| RU2111562C1 (en) | Method for recovering oxalate mother liquors of transuranium elements | |
| US3852407A (en) | Method for removing alkyl iodides from air by mercuric nitrate solution | |
| RU2102808C1 (en) | Radiostrontium production process | |
| US5686052A (en) | Process for the treatment of nuclear targets and/or fuels based on metallic aluminium by tetramethylammonium hydroxide solutions | |
| CA2134264C (en) | Process for production of molybdenum-99 and management of waste therefrom | |
| RU2106708C1 (en) | Molybdenum fission radionuclide manufacturing process | |
| US3463635A (en) | Recovery of mercury from nuclear fuel reprocessing wastes | |
| EP0456382B1 (en) | A method for the removal of radioisotope cations from an aqueous environment using modified clinoptilolite | |
| RU2062517C1 (en) | Method for reducing mass of spent ion-exchange resins | |
| RU2102803C1 (en) | Method for cleaning solutions from radionuclides | |
| JPS62176913A (en) | Process for separation and recovery of cesium from treating liquid containing sodium salt | |
| RU2124768C1 (en) | Method for decontaminating solid phase of heterogeneous radioactive wastes | |
| RU2106032C1 (en) | Carbon isotope production process | |
| JP2590494B2 (en) | Rare earth element precipitation recovery method |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20050519 |