RU2363060C2 - Method of irradiated beryllium processing - Google Patents
Method of irradiated beryllium processing Download PDFInfo
- Publication number
- RU2363060C2 RU2363060C2 RU2007137136/06A RU2007137136A RU2363060C2 RU 2363060 C2 RU2363060 C2 RU 2363060C2 RU 2007137136/06 A RU2007137136/06 A RU 2007137136/06A RU 2007137136 A RU2007137136 A RU 2007137136A RU 2363060 C2 RU2363060 C2 RU 2363060C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- beryllium
- irradiated
- products
- tritium
- solution
- Prior art date
Links
- ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N beryllium atom Chemical compound [Be] ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 70
- 229910052790 beryllium Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 61
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 25
- 238000012545 processing Methods 0.000 title claims description 11
- YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N Tritium Chemical compound [3H] YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N 0.000 claims abstract description 30
- 229910052722 tritium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 30
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 claims abstract description 18
- VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-N Hydrochloric acid Chemical compound Cl VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 16
- VHUUQVKOLVNVRT-UHFFFAOYSA-N Ammonium hydroxide Chemical compound [NH4+].[OH-] VHUUQVKOLVNVRT-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 6
- 239000002253 acid Substances 0.000 claims abstract description 6
- 235000011114 ammonium hydroxide Nutrition 0.000 claims abstract description 6
- 239000002344 surface layer Substances 0.000 claims abstract description 6
- 239000011358 absorbing material Substances 0.000 claims abstract description 5
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 claims abstract description 5
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 claims abstract 2
- 239000003518 caustics Substances 0.000 claims abstract 2
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 claims abstract 2
- 239000011734 sodium Substances 0.000 claims abstract 2
- HEMHJVSKTPXQMS-UHFFFAOYSA-M Sodium hydroxide Chemical compound [OH-].[Na+] HEMHJVSKTPXQMS-UHFFFAOYSA-M 0.000 claims description 21
- 239000000047 product Substances 0.000 claims description 18
- 239000012535 impurity Substances 0.000 claims description 14
- 239000002244 precipitate Substances 0.000 claims description 14
- 239000012634 fragment Substances 0.000 claims description 13
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims description 12
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims description 12
- 238000000137 annealing Methods 0.000 claims description 10
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 claims description 10
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 claims description 10
- FRWYFWZENXDZMU-UHFFFAOYSA-N 2-iodoquinoline Chemical compound C1=CC=CC2=NC(I)=CC=C21 FRWYFWZENXDZMU-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 9
- LTPBRCUWZOMYOC-UHFFFAOYSA-N beryllium oxide Inorganic materials O=[Be] LTPBRCUWZOMYOC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 9
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 7
- 230000006378 damage Effects 0.000 claims description 7
- 238000005530 etching Methods 0.000 claims description 7
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 claims description 7
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 claims description 7
- 238000011109 contamination Methods 0.000 claims description 6
- QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-N ammonia Natural products N QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 5
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- RTAQQCXQSZGOHL-UHFFFAOYSA-N Titanium Chemical compound [Ti] RTAQQCXQSZGOHL-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 229910052735 hafnium Inorganic materials 0.000 claims description 4
- VBJZVLUMGGDVMO-UHFFFAOYSA-N hafnium atom Chemical compound [Hf] VBJZVLUMGGDVMO-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 claims description 4
- 229910052719 titanium Inorganic materials 0.000 claims description 4
- 239000010936 titanium Substances 0.000 claims description 4
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims description 4
- NLXLAEXVIDQMFP-UHFFFAOYSA-N Ammonium chloride Substances [NH4+].[Cl-] NLXLAEXVIDQMFP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- XQBXQQNSKADUDV-UHFFFAOYSA-N lanthanum;nitric acid Chemical compound [La].O[N+]([O-])=O XQBXQQNSKADUDV-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 6
- FYDKNKUEBJQCCN-UHFFFAOYSA-N lanthanum(3+);trinitrate Chemical compound [La+3].[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O FYDKNKUEBJQCCN-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 6
- 239000002699 waste material Substances 0.000 abstract description 5
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 3
- 238000009933 burial Methods 0.000 abstract description 2
- 230000002378 acidificating effect Effects 0.000 abstract 1
- 230000000740 bleeding effect Effects 0.000 abstract 1
- 238000005025 nuclear technology Methods 0.000 abstract 1
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 13
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 13
- 239000002927 high level radioactive waste Substances 0.000 description 9
- XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N Argon Chemical compound [Ar] XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 238000004090 dissolution Methods 0.000 description 5
- 239000000843 powder Substances 0.000 description 5
- 239000002925 low-level radioactive waste Substances 0.000 description 4
- 239000000463 material Substances 0.000 description 4
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 4
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 4
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 description 4
- 229910052786 argon Inorganic materials 0.000 description 3
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 3
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 3
- 239000013049 sediment Substances 0.000 description 3
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 2
- 238000001354 calcination Methods 0.000 description 2
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 description 2
- 238000005265 energy consumption Methods 0.000 description 2
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 2
- 238000001914 filtration Methods 0.000 description 2
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 2
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 2
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 2
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 2
- 230000035945 sensitivity Effects 0.000 description 2
- 238000004611 spectroscopical analysis Methods 0.000 description 2
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 2
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 2
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N Molybdenum Chemical compound [Mo] ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 150000007513 acids Chemical class 0.000 description 1
- 230000002730 additional effect Effects 0.000 description 1
- 239000007864 aqueous solution Substances 0.000 description 1
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 1
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 1
- 239000006227 byproduct Substances 0.000 description 1
- 230000015556 catabolic process Effects 0.000 description 1
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 238000012937 correction Methods 0.000 description 1
- 238000005336 cracking Methods 0.000 description 1
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 description 1
- 238000006731 degradation reaction Methods 0.000 description 1
- 230000008021 deposition Effects 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 230000007613 environmental effect Effects 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- 239000011888 foil Substances 0.000 description 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 1
- 239000001307 helium Substances 0.000 description 1
- 229910052734 helium Inorganic materials 0.000 description 1
- SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N helium atom Chemical compound [He] SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 1
- 230000000155 isotopic effect Effects 0.000 description 1
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 1
- 239000010857 liquid radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 239000010808 liquid waste Substances 0.000 description 1
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 1
- 229910052987 metal hydride Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000004681 metal hydrides Chemical class 0.000 description 1
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 description 1
- 229910052750 molybdenum Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011733 molybdenum Substances 0.000 description 1
- 238000005086 pumping Methods 0.000 description 1
- 239000003247 radioactive fallout Substances 0.000 description 1
- 238000011160 research Methods 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 1
- 238000004381 surface treatment Methods 0.000 description 1
Landscapes
- ing And Chemical Polishing (AREA)
- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при утилизации и захоронении облученных изделий из бериллия, применяемых в качестве отражателя и замедлителя нейтронов ядерных реакторов, а также компонентов бланкета и других элементов термоядерного реактора.The invention relates to nuclear engineering and can be used in the disposal and disposal of irradiated beryllium products used as a reflector and moderator of neutrons in nuclear reactors, as well as blanket components and other elements of a thermonuclear reactor.
Изделия из бериллия в виде массивных блоков отражателя или замедлителя нейтронов ядерных реакторов исчерпывают свой эксплуатационный ресурс в реакторе вследствие деградации механических свойств бериллия, что проявляется в охрупчивании, образовании трещин и частичном разрушении блоков. После исчерпания ресурса блок выгружается из реактора и перемещается в хранилище высокоактивных отходов. Однако хранилище высокоактивных отходов, в основном предназначенное для захоронения облученных тепловыделяющих сборок с ядерным топливом, имеет ограниченный объем и высокую стоимость захоронения. Поэтому целесообразнее производить захоронение облученных бериллиевых блоков в хранилище низкоактивных отходов, что значительно дешевле и безопаснее с точки зрения сохранения нормальной экологической обстановки в районе хранилища радиоактивных отходов.Products made of beryllium in the form of massive blocks of a reflector or neutron moderator of nuclear reactors exhaust their operational life in the reactor due to the degradation of the mechanical properties of beryllium, which is manifested in embrittlement, cracking and partial destruction of the blocks. After the resource is exhausted, the unit is unloaded from the reactor and transferred to the high-level waste storage. However, a high-level waste repository, mainly intended for the disposal of irradiated fuel assemblies with nuclear fuel, has a limited volume and high cost of disposal. Therefore, it is more expedient to bury the irradiated beryllium blocks in a low-level waste storage, which is much cheaper and safer from the point of view of maintaining a normal environmental situation in the area of the radioactive waste storage.
В настоящее время известен способ переработки облученного бериллия, который заключается в извлечении облученного бериллия или изделий из него из ядерного реактора и перемещении их в хранилище высокоактивных отходов [Гольцев В.П., Серняев Г.А., Чечеткина З.И. Радиационное материаловедение бериллия. Минск: Наука и техника, 1977, с.23-26].Currently, there is a known method of processing irradiated beryllium, which consists in extracting irradiated beryllium or products from it from a nuclear reactor and moving them to a high-level waste storage [Goltsev VP, Sernyaev GA, Chechetkina Z.I. Radiation materials science of beryllium. Minsk: Science and Technology, 1977, p.23-26].
Данный способ имеет основной недостаток, заключающийся в сохранении высокого уровня радиоактивности облученного бериллия или изделий из него и, соответственно, высокой стоимости захоронения облученного бериллия в хранилище высокоактивных отходов.This method has the main disadvantage of maintaining a high level of radioactivity of irradiated beryllium or articles thereof and, accordingly, the high cost of disposing of irradiated beryllium in a high-level waste storage facility.
Техническим эффектом заявляемого способа является снижение объема высокоактивных отходов, что позволяет снизить стоимость и повысить безопасность при последующем хранении.The technical effect of the proposed method is to reduce the volume of high-level waste, which allows to reduce the cost and increase safety during subsequent storage.
Предлагаемый способ переработки облученного бериллия включает извлечение облученного бериллия или изделия из него из ядерного реактора, при необходимости разделку изделия из облученного бериллия на фрагменты, удаление поверхностного загрязнения радионуклидами на глубину коррозионного повреждения, преимущественно путем стравливания поверхностного слоя в кислоте или смеси кислот, преимущественно в растворе соляной кислоты на глубину до 100 микрометров. Затем для удаления трития производят отжиг в среде инертного газа, преимущественно аргона, с содержанием кислорода или в вакууме в присутствии водородопоглощающих материалов. В качестве водородопоглощающих материалов используют металлические геттеры, преимущественно цирконий, титан, гафний. Отжиг производят преимущественно при температуре 300-1200°С в течение 0,1-10 часов, при этом при меньшей температуре выбирают большие значения времени, а при большей температуре выбирают меньшие значения времени из указанных интервалов. После чего растворяют бериллий в соляной кислоте и добавляют азотнокислый лантан до концентрации 0,5-2 мг/л и едкий натрий, при избытке едкого натрия. Удаляют осажденные радиоактивные примеси, затем вводят азотную кислоту до закисления раствора, предпочтительно до уровня кислотности раствора рН 1, и вводят водный раствор аммиака до полного выделения осадка. Отделяют осадок и при необходимости нагревают осадок до получения окиси бериллия.The proposed method for processing irradiated beryllium involves removing irradiated beryllium or an article from it from a nuclear reactor, optionally cutting the product from irradiated beryllium into fragments, removing surface contamination with radionuclides to the depth of corrosion damage, mainly by etching the surface layer in an acid or acid mixture, mainly in solution hydrochloric acid to a depth of 100 micrometers. Then, to remove tritium, annealing is performed in an inert gas, mainly argon, with oxygen content or in vacuum in the presence of hydrogen-absorbing materials. As getter materials, metal getters are used, mainly zirconium, titanium, hafnium. Annealing is carried out mainly at a temperature of 300-1200 ° C for 0.1-10 hours, while at a lower temperature, large time values are selected, and at a higher temperature, lower time values are selected from these intervals. After that, beryllium is dissolved in hydrochloric acid and lanthanum nitrate is added to a concentration of 0.5-2 mg / l and sodium hydroxide, with an excess of sodium hydroxide. The precipitated radioactive impurities are removed, then nitric acid is added until the solution is acidified, preferably to a pH of 1, and aqueous ammonia is introduced until the precipitate is completely separated. The precipitate is separated and, if necessary, the precipitate is heated to obtain beryllium oxide.
Извлечение облученного изделия из бериллия из ядерного реактора производят дистанционно с помощью специального оборудования в виде перегрузочной машины. Часто после окончания эксплуатации в реакторе массивные бериллиевые блоки имеют развитую сеть трещин или видимые разрушения, поэтому необходимы особые меры предосторожности при манипуляциях с ними. При необходимости, в том случае если величина образовавшихся фрагментов велика, для последующей работы с ними дальнейшую разделку изделий из бериллия на фрагменты производят в защитных камерах на станках с дистанционным управлением. Разделку на фрагменты производят для обеспечения удобства проведения последующих операций с более компактным материалом, а также для увеличения поверхности контакта и, соответственно, эффективности последующей химической обработки облученного бериллия.Removing the irradiated product from beryllium from a nuclear reactor is carried out remotely using special equipment in the form of a reloading machine. Often, after the end of operation in a reactor, massive beryllium blocks have a developed network of cracks or visible fractures, therefore, special precautions are required when handling them. If necessary, in the event that the size of the fragments formed is large, for subsequent work with them, further cutting of beryllium products into fragments is carried out in protective chambers on machines with remote control. Cutting into fragments is carried out to ensure the convenience of subsequent operations with a more compact material, as well as to increase the contact surface and, accordingly, the effectiveness of the subsequent chemical treatment of irradiated beryllium.
В процессе эксплуатации изделия из бериллия в ядерном реакторе происходит его омывание водой - теплоносителем первого контура. В водяном теплоносителе присутствует некоторое количество радиоактивных примесей - это продукты деления ядерного топлива, продукты коррозии элементов активной зоны и т.п. Бериллий при температуре воды 50-100°С подвержен коррозии, которая к тому же несколько усиливается под облучением. Характер коррозии бериллия заключается в образовании локальных зон повреждения, расположенных в местах выхода на поверхность многочисленных включений карбооксидов, имеющихся уже в исходном состоянии бериллия. Эти зоны обладают рыхлой структурой, поэтому способны задерживать в себе находящиеся в водяном теплоносителе радиоактивные примеси. Для того чтобы провести дезактивацию фрагментов от поверхностных загрязнений радионуклидами, необходимо полностью удалить поверхностный слой с коррозионными зонами повреждения, содержащими радионуклиды. Наиболее эффективный способ удаления поверхностного слоя состоит в его стравливании в кислоте или смеси кислот. Экспериментально установлено, что наиболее эффективно происходит стравливание в водном растворе соляной кислоты. Глубина стравливания определяется величиной зон коррозионного повреждения, размер которых может достигать в отдельных случаях 100 микрометров. Поэтому необходима поверхностная обработка, то есть стравливание облученных бериллиевых фрагментов, на глубину до 100 мкм, в результате чего достигается полное удаление поверхностного загрязнения радионуклидами.During operation of a beryllium product in a nuclear reactor, it is washed with water, the primary coolant. A certain amount of radioactive impurities is present in the water coolant - these are fission products of nuclear fuel, products of corrosion of core elements, etc. Beryllium at a water temperature of 50-100 ° C is susceptible to corrosion, which also increases somewhat under irradiation. The nature of beryllium corrosion consists in the formation of local damage zones located at the places where numerous inclusions of carboxides, already present in the initial state of beryllium, come to the surface. These zones have a loose structure; therefore, they are capable of retaining radioactive impurities located in the water coolant. In order to decontaminate fragments from surface contamination with radionuclides, it is necessary to completely remove the surface layer with corrosion damage zones containing radionuclides. The most effective way to remove the surface layer is to etch it in an acid or mixture of acids. It was experimentally established that the most effective etching occurs in an aqueous solution of hydrochloric acid. The depth of etching is determined by the magnitude of the zones of corrosion damage, the size of which can reach up to 100 micrometers in some cases. Therefore, surface treatment, that is, etching of irradiated beryllium fragments, to a depth of 100 μm is necessary, as a result of which complete removal of surface contamination by radionuclides is achieved.
Эксплуатация изделий из бериллия в ядерном реакторе сопровождается их интенсивным нейтронным облучением. В результате ядерных реакций нейтронов с атомами бериллия и присутствующими в нем металлическими примесями происходит образование радиоактивных изотопов, в частности газообразного трития, а также некоторых радиоактивных металлов. Эти радиоактивные изотопы, образующиеся во всем объеме изделия из бериллия при нахождении в реакторе, вносят основной вклад в величину наведенной радиоактивности бериллия.The operation of beryllium products in a nuclear reactor is accompanied by intense neutron irradiation. As a result of nuclear reactions of neutrons with beryllium atoms and the metal impurities present in it, the formation of radioactive isotopes, in particular gaseous tritium, as well as some radioactive metals. These radioactive isotopes, formed in the entire volume of the product from beryllium while in the reactor, make the main contribution to the magnitude of the induced radioactivity of beryllium.
Для удаления трития производят отжиг при температуре 300-1200°С в течение 0,1-10 часов, при этом при меньшей температуре выбирают большие значения времени, а при большей температуре выбирают меньшие значения времени из указанных интервалов, что объясняется необходимостью полного прохождения процесса удаления трития из всего объема облученного бериллия, поскольку при сравнительно меньшей температуре скорость диффузии трития ниже, чем при более высокой. Чем больше размер отжигаемых фрагментов облученного бериллия, тем должна быть выше температура нагрева и дольше время выдержки при данной температуре. Эти взаимосвязи размера фрагментов бериллия, температуры и длительности отжига были установлены экспериментально, поэтому для каждой партии фрагментов параметры отжига подбираются индивидуально экспериментальным путем, но при этом параметры всегда лежат в указанных пределах. Ниже 300°С накопленный тритий не выделяется из бериллия, поскольку при этих температурах низка его диффузионная подвижность, и он остается в зернах материала в растворенном состоянии. При температурах выше 1200°С из облученного бериллия выделяется весь накопленный тритий и более высокие температуры увеличивают энергозатраты, не создавая дополнительного эффекта, т.е. нецелесообразны.To remove tritium, annealing is carried out at a temperature of 300-1200 ° C for 0.1-10 hours, while at a lower temperature, large time values are selected, and at a higher temperature, lower time values are selected from these intervals, which is explained by the need for a complete removal process tritium from the entire volume of irradiated beryllium, since at a relatively lower temperature the diffusion rate of tritium is lower than at a higher one. The larger the size of the annealed fragments of irradiated beryllium, the higher the heating temperature and the longer the exposure time at a given temperature. These interrelations of the size of beryllium fragments, temperature, and annealing duration were established experimentally; therefore, for each batch of fragments, the annealing parameters are selected individually experimentally, but the parameters always lie within the indicated limits. Below 300 ° С, the accumulated tritium is not released from beryllium, because at these temperatures its diffusion mobility is low, and it remains in the grains of the material in a dissolved state. At temperatures above 1200 ° C, all accumulated tritium is released from irradiated beryllium and higher temperatures increase energy consumption without creating an additional effect, i.e. impractical.
Нагрев облученного бериллия в вакууме производят в присутствии водородопоглощающих материалов, которыми являются, например, металлические геттеры. В качестве геттеров используются губка, проволока, фольга или другого вида и формы изделия из циркония, титана, гафния или другого металла, склонного к поглощению водорода, что позволяет перевести газообразный тритий в твердые гидриды металлов, находящиеся внутри геттера. Емкость металлических геттеров для поглощения трития очень велика, при этом объем самого геттера по сравнению с объемом бериллиевых фрагментов незначителен, т.е. незначителен объем высокоактивных отходов, подлежащих захоронению.The irradiated beryllium is heated in vacuum in the presence of hydrogen-absorbing materials, which, for example, are metal getters. As getters, a sponge, wire, foil or other type and form of a product made of zirconium, titanium, hafnium or another metal prone to absorb hydrogen is used, which allows the transfer of gaseous tritium into solid metal hydrides inside the getter. The capacity of metal getters for the absorption of tritium is very large, while the volume of the getter itself is insignificant compared to the volume of beryllium fragments, i.e. the volume of highly active waste to be disposed of is insignificant.
Отжиг облученного бериллия может быть также проведен в среде инертного газа, преимущественно аргона, с содержанием кислорода, достаточного для полного перевода трития в тритиевую воду. Необходимое количество кислорода определяется в каждом случае экспериментально с учетом соотношения трития и кислорода в молекуле тритиевой воды. В дальнейшем образовавшаяся тритиевая вода аккумулируется в емкости с радиоактивными жидкими отходами с последующим захоронением. Объем жидких радиоактивных отходов, содержащих тритиевую воду, также имеет сравнительно меньший объем, чем объем фрагментов облученного бериллия, при этом в процессе захоронения происходит значительное растворение радиоактивной воды обычной, чем достигается максимальное снижение ее удельной активности.Annealing of irradiated beryllium can also be carried out in an inert gas, mainly argon, with an oxygen content sufficient to completely transfer tritium to tritium water. The required amount of oxygen is determined in each case experimentally, taking into account the ratio of tritium and oxygen in the molecule of tritium water. Subsequently, the resulting tritium water is accumulated in containers with radioactive liquid waste with subsequent disposal. The volume of liquid radioactive waste containing tritium water also has a relatively smaller volume than the volume of fragments of irradiated beryllium, while during the burial process there is a significant dissolution of ordinary radioactive water, thereby achieving a maximum decrease in its specific activity.
Описанная выше операция отжига позволяет полностью удалить из облученного бериллия накопленный радиоактивный тритий, поглотить его либо геттером, либо связать в виде тритиевой воды, то есть исключить его появление в последующих этапах переработки.The annealing operation described above allows one to completely remove accumulated radioactive tritium from irradiated beryllium, absorb it either with a getter, or bind it in the form of tritium water, i.e., eliminate its occurrence in the subsequent stages of processing.
Последующее растворение бериллия в соляной кислоте и добавление азотнокислого лантана до концентрации 0,5-2 мг/л при избытке едкого натрия приводит к полному растворению бериллия с одновременным выпадением нерастворимого осадка, содержащего посторонние, в том числе радиоактивные, примеси. Указанное соотношение азотнокислого лантана и едкого натрия является наиболее оптимальным с точки зрения эффективности процесса растворения бериллия и осаждения радиоактивных примесей. При количестве азотнокислого лантана менее 0,5 мг/л процесс осаждения примесей проходит не полностью, часть примесей остается в растворе, при количестве его 2 мг/л осаждение завершилось полностью, поэтому дальнейшее увеличение содержания является нецелесообразным. Удаление осажденных радиоактивных примесей проводят преимущественно фильтрацией раствора с улавливанием радиоактивных примесей в виде удаляемого осадка. Радиоактивный осадок собирается в отдельную емкость и помещается в хранилище высокоактивных отходов в компактном виде. Полученный раствор, содержащий бериллий, является низкоактивным.The subsequent dissolution of beryllium in hydrochloric acid and the addition of lanthanum nitrate to a concentration of 0.5-2 mg / L with an excess of sodium hydroxide leads to the complete dissolution of beryllium with the simultaneous precipitation of an insoluble precipitate containing extraneous, including radioactive, impurities. The indicated ratio of lanthanum nitrate and sodium hydroxide is the most optimal in terms of the efficiency of the process of dissolution of beryllium and the deposition of radioactive impurities. When the amount of lanthanum nitrate is less than 0.5 mg / l, the process of precipitation of impurities is not complete, part of the impurities remains in solution, when its amount is 2 mg / l, the precipitation is completed completely, therefore, a further increase in the content is impractical. The removal of precipitated radioactive impurities is carried out mainly by filtration of the solution with the capture of radioactive impurities in the form of a removed sediment. The radioactive fallout is collected in a separate container and placed in a high-level waste storage facility in a compact form. The resulting beryllium containing solution is low active.
Далее вводят в раствор азотную кислоту до закисления раствора. Оптимальным является уровень кислотности раствора рН 1, что обеспечивает повышение эффективности прохождения последующей операции экстракции бериллия. Затем добавляют водный раствор аммиака до полного выделения осадка, содержащего бериллий. После фильтрации раствора и отделения осадка при необходимости проводят нагрев осадка, преимущественно путем прокаливания на воздухе при температуре 800-900°С в течение 1-3 часов с получением окиси бериллия в виде порошка. Интервалы температуры и длительности прокаливания выбраны экспериментально исходя из критерия максимальной эффективности процесса. При меньшей температуре и длительности реакция проходит не полностью и не вся окись бериллия образуется из осадка. При превышении указанных температурно-временных пределов происходит ненужная трата энергоресурсов, поскольку вся окись бериллия уже образовалась и дальнейшие энергозатраты не требуются.Next, nitric acid is introduced into the solution until the solution is acidified. The optimum is the acidity level of a solution of pH 1, which provides an increase in the efficiency of passing the subsequent beryllium extraction operation. An aqueous ammonia solution is then added until a precipitate containing beryllium is completely isolated. After filtering the solution and separating the precipitate, if necessary, the precipitate is heated, mainly by calcining in air at a temperature of 800-900 ° C for 1-3 hours to obtain beryllium oxide in the form of a powder. The intervals of temperature and duration of calcination are selected experimentally based on the criterion of maximum process efficiency. At a lower temperature and duration, the reaction is incomplete and not all beryllium oxide is formed from the precipitate. When these temperature-time limits are exceeded, an unnecessary waste of energy occurs, since all beryllium oxide has already been formed and further energy consumption is not required.
Таким образом, способ обеспечивает эффективную переработку облученных в ядерном реакторе изделий из бериллия с высокой удельной активностью до низко активной порошкообразной окиси бериллия. Побочными радиоактивными продуктами этой переработки, подлежащими захоронению в виде радиоактивных отходов, являются геттер с аккумулированным тритием или жидкая тритиевая вода, а также осадок радиоактивных металлических примесей. Все эти продукты переработки облученного бериллия занимают значительно меньший объем сравнительно с объемом переработанных фрагментов бериллия, чем достигается существенная экономия места в хранилище радиоактивных отходов. В частности, в хранилище высокоактивных отходов может быть помещен геттер с аккумулированным тритием и осадок металлических радиоактивных примесей, остальные продукты переработки могут размещаться в хранилище низкоактивных отходов.Thus, the method provides an efficient processing of beryllium articles irradiated in a nuclear reactor with a high specific activity to a low-active beryllium oxide powder. By-products of this processing that are to be disposed of in the form of radioactive waste are getter with accumulated tritium or liquid tritium water, as well as a deposit of radioactive metal impurities. All of these processed products of irradiated beryllium occupy a significantly smaller volume compared to the volume of processed beryllium fragments, which results in significant savings in storage space for radioactive waste. In particular, a getter with accumulated tritium and a precipitate of metal radioactive impurities can be placed in the storage of high-level waste, and other processing products can be placed in the storage of low-level waste.
Заявляемый способ реализован следующим образом.The inventive method is implemented as follows.
Пример 1.Example 1
Данный способ был использован для переработки бериллиевой передней пластины первого ряда отражателя, отработавшей свой ресурс в исследовательском реакторе СМ. Пластина имеет форму прямоугольного параллелепипеда с размерами 500×209×26 мм, имеющего сложные вырезы по граням. Отработавшая в реакторе пластина имела сеть сквозных трещин, расположенных в центральной части, где был максимальный нейтронный поток и, соответственно, произошло максимальное радиационное повреждение бериллия. После извлечения из активной зоны реактора пластина была перемещена в защитную камеру, где на отрезном станке была разрезана на фрагменты с габаритами примерно 50×105×20 мм. Подготовленные фрагменты были помещены в емкость с раствором 10%-ной соляной кислоты, где было проведено стравливание поверхностного слоя фрагментов на глубину 50-60 мкм. Данная глубина травления была выбрана после проведения исследований бериллия из этого изделия и определения глубины очагов коррозии, которая составила 20-55 мкм. После травления были проведены промывка бериллиевых фрагментов проточной водой и последующая сушка в потоке горячего воздуха. В результате наведенная активность радионуклидов, снимаемых с поверхности бериллиевых фрагментов мазком влажным тампоном, снижалась до естественного фона. Далее фрагменты бериллия размещали в емкость из молибдена, содержащую металлическую стружку геттеров: циркония и титана. Возможно использование в качестве геттера компактного гафния. Емкость герметично закрывали и помещали в вакуумную печь для удаления трития. После откачивания камеры печи до вакуума 10-4 Тор и нагрева до 900°С произвели выдержку в течение 6 ч. После остывания печи бериллий извлекли из емкости и поместили в стальной контейнер. Определение содержания трития в отожженном бериллии спектрометрическим методом показало, что тритий не фиксируется при чувствительности метода до 10-6 ат.%. Далее фрагменты бериллия порциями по четыре фрагмента загружали в емкость, изготовленную из коррозионно-стойкой нержавеющей стали. В емкость была залита соляная кислота 70%-ной концентрации, в результате чего произошло полное растворение бериллия. Затем в емкость добавляли азотнокислый лантан до концентрации 1,2 мг/л и едкий натрий, при избытке едкого натрия. В результате произошло выпадение осадка. В дальнейшем полученный раствор через систему фильтров был перекачен во вторую емкость, также выполненную из коррозионно-стойкой нержавеющей стали. Оставшийся осадок был слит в емкость для последующего захоронения в качестве радиоактивных отходов. Корректировку оставшегося раствора, содержащего бериллий, во второй емкости проводили добавлением азотной кислоты до рН 1, после чего добавляли водный раствор аммиака до выпадения осадка. Полученный раствор пропустили через систему фильтров, в результате чего в емкости остался осадок, содержащий бериллий. Осадок был перегружен в керамический тигель, который помещался в печь. Была проведена операция прокаливания на воздухе при температуре 830°С в течение 2 ч. В результате был получен порошок окиси бериллия темно-серого цвета. По результатам анализов химического и изотопного состава было показано, что порошок действительно является окисью бериллия. Радиоактивность полученного порошка окиси бериллия была на уровне категории низкоактивных отходов.This method was used to process the beryllium front plate of the first row of the reflector, which spent its life in the SM research reactor. The plate has the shape of a rectangular parallelepiped with dimensions of 500 × 209 × 26 mm, having complex cuts along the edges. The plate used in the reactor had a network of through cracks located in the central part, where there was a maximum neutron flux and, accordingly, the maximum radiation damage to beryllium occurred. After extraction from the reactor core, the plate was moved to a protective chamber, where it was cut into fragments with dimensions of approximately 50 × 105 × 20 mm on a cutting machine. The prepared fragments were placed in a container with a solution of 10% hydrochloric acid, where the surface layer of the fragments was etched to a depth of 50-60 μm. This etching depth was selected after conducting studies of beryllium from this product and determining the depth of the centers of corrosion, which amounted to 20-55 microns. After etching, beryllium fragments were washed with running water and then dried in a stream of hot air. As a result, the induced activity of radionuclides removed from the surface of beryllium fragments by a swab with a wet swab decreased to a natural background. Next, beryllium fragments were placed in a molybdenum container containing metal shavings of getters: zirconium and titanium. It is possible to use compact hafnium as a getter. The container was sealed and placed in a vacuum oven to remove tritium. After pumping the furnace chamber to a vacuum of 10 -4 Torr and heating to 900 ° C, it was held for 6 hours. After cooling the furnace, beryllium was removed from the tank and placed in a steel container. Determination of the tritium content in annealed beryllium by a spectrometric method showed that tritium is not fixed at a sensitivity of the method up to 10 -6 at.%. Next, beryllium fragments in four fragments were loaded into a container made of corrosion-resistant stainless steel. Hydrochloric acid of 70% concentration was poured into the container, resulting in complete dissolution of beryllium. Then, lanthanum nitrate was added to the container to a concentration of 1.2 mg / L and sodium hydroxide, with an excess of sodium hydroxide. As a result, precipitation occurred. Subsequently, the resulting solution through the filter system was pumped into a second container, also made of corrosion-resistant stainless steel. The remaining sediment was discharged into a container for subsequent disposal as radioactive waste. Correction of the remaining solution containing beryllium in the second tank was carried out by adding nitric acid to pH 1, after which aqueous ammonia was added until a precipitate formed. The resulting solution was passed through a filter system, as a result of which a sediment containing beryllium remained in the vessel. The precipitate was loaded into a ceramic crucible, which was placed in an oven. The operation was calcined in air at a temperature of 830 ° C for 2 hours. As a result, a powder of beryllium oxide of a dark gray color was obtained. According to the results of analyzes of the chemical and isotopic composition, it was shown that the powder is indeed beryllium oxide. The radioactivity of the beryllium oxide powder obtained was at the level of the low-level waste category.
Пример 2.Example 2
После удаления поверхностного загрязнения (по примеру 1) проводили отжиг в среде инертного газа (аргона либо гелия). Содержание кислорода в смеси при этом составляло 0,8%. В результате реакции кислорода с тритием образовалась тритиевая вода в виде пара с удельной активностью, достигающей величины 30 Бк/л. Нагрев печи производили до температуры 800°С, выдерживали при этой температуре 8 ч. В итоге измерение количества трития в отожженном бериллии спектрометрическим методом показало, что тритий не фиксируется при чувствительности метода до 10-6 ат.%. Последующую переработку вели по примеру 1.After removal of surface contamination (according to Example 1), annealing in an inert gas medium (argon or helium) was performed. The oxygen content in the mixture was 0.8%. As a result of the reaction of oxygen with tritium, tritium water was formed in the form of steam with a specific activity reaching 30 Bq / L. The furnace was heated to a temperature of 800 ° C, kept at this temperature for 8 hours. As a result, the measurement of the amount of tritium in annealed beryllium by a spectrometric method showed that tritium was not detected when the sensitivity of the method was up to 10 -6 at.%. Subsequent processing was carried out according to example 1.
Захоронение отходов, полученных после переработки облученной бериллиевой пластины первого ряда отражателя реактора СМ, было проведено в хранилищах низко- и высокоактивных отходов. При этом экономия занимаемого объема в хранилище высокоактивных отходов по сравнению с захоронением полномасштабной передней пластины отражателя составляет несколько сот раз, поскольку захоронению подлежат только осадок металлических радиоактивных примесей и металлический геттер с аккумулированным тритием.The waste obtained after processing the irradiated beryllium plate of the first row of the reflector of the SM reactor was disposed of in low- and high-level waste repositories. At the same time, the amount of space saved in the high-level waste storage compared with the disposal of a full-scale front reflector plate is several hundred times, since only the deposit of metal radioactive impurities and a metal getter with accumulated tritium are to be buried.
Таким образом, заявляемый способ переработки облученного бериллия позволяет снизить количество высокоактивных отходов, что обеспечивает снижение стоимости и повышение безопасности при последующем хранении.Thus, the inventive method of processing irradiated beryllium can reduce the amount of highly active waste, which reduces cost and improves safety during subsequent storage.
Claims (8)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2007137136/06A RU2363060C2 (en) | 2007-10-08 | 2007-10-08 | Method of irradiated beryllium processing |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2007137136/06A RU2363060C2 (en) | 2007-10-08 | 2007-10-08 | Method of irradiated beryllium processing |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2007137136A RU2007137136A (en) | 2009-04-20 |
| RU2363060C2 true RU2363060C2 (en) | 2009-07-27 |
Family
ID=41017244
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2007137136/06A RU2363060C2 (en) | 2007-10-08 | 2007-10-08 | Method of irradiated beryllium processing |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2363060C2 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2534023C1 (en) * | 2013-05-06 | 2014-11-27 | Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Method of cleaning irradiated beryllium from radioactive impurities |
| RU2567020C2 (en) * | 2011-04-21 | 2015-10-27 | Коммиссариа А Л'Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив | Detretiation device and method |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2123214C1 (en) * | 1997-12-03 | 1998-12-10 | Московское государственное предприятие - объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды | Method for recovery of solid radioactive wastes |
| RU2142172C1 (en) * | 1994-12-22 | 1999-11-27 | Брэдтек Лимитед | Radioactive material decontamination process |
-
2007
- 2007-10-08 RU RU2007137136/06A patent/RU2363060C2/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2142172C1 (en) * | 1994-12-22 | 1999-11-27 | Брэдтек Лимитед | Radioactive material decontamination process |
| RU2123214C1 (en) * | 1997-12-03 | 1998-12-10 | Московское государственное предприятие - объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды | Method for recovery of solid radioactive wastes |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| ГОЛЬЦЕВ В.П. и др. Радиационное материаловедение бериллия. - Минск: Наука и жизнь, 1997, с.23-26. * |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2567020C2 (en) * | 2011-04-21 | 2015-10-27 | Коммиссариа А Л'Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив | Detretiation device and method |
| RU2534023C1 (en) * | 2013-05-06 | 2014-11-27 | Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Method of cleaning irradiated beryllium from radioactive impurities |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2007137136A (en) | 2009-04-20 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| GB2587072A (en) | Large-scale preparation method for highly stable cesium removal adsorbent, product thereof and use thereof | |
| US8636966B2 (en) | Compositions and methods for treating nuclear fuel | |
| RU2363060C2 (en) | Method of irradiated beryllium processing | |
| Masson et al. | Block-type HTGR spent fuel processing: CEA investigation program and initial results | |
| JP2633000B2 (en) | How to treat highly radioactive waste | |
| JPS58106492A (en) | Method of separating structural graphite from nuclear fuel in nuclear fuel element | |
| JP4777564B2 (en) | Method for treating incinerator ash containing uranium | |
| JP3945757B2 (en) | Method for separating and recovering radionuclide carbon 14 adsorbed on graphite structural material | |
| RU2624270C1 (en) | Processing of reactor graphite waste material | |
| RU2123732C1 (en) | Method for recovering sodium coolant of nuclear reactor | |
| KR102469051B1 (en) | Chlorination-decontamination method for radioactive concrete waste | |
| RU2156732C1 (en) | Method of irradiated boron carbide processing | |
| RU2253916C1 (en) | Mode of processing irradiated nuclear fuel | |
| CN102436859B (en) | Transformation method for neodymium peracid solution | |
| Bray et al. | Development of the CEPOD process for dissolving plutonium oxide and leaching plutonium from scrap or wastes | |
| RU2569998C2 (en) | Method of treating metallic radioactive wastes formed when processing nuclear fuel of pressurised water reactors and rbmk reactors | |
| FR2998409A1 (en) | METHOD AND APPARATUS FOR TREATING RADIOACTIVE MATERIAL | |
| RU2788675C1 (en) | Method for decontamination of spent ion-exchange resins of the nuclear fuel cycle contaminated with hematite | |
| RU2534023C1 (en) | Method of cleaning irradiated beryllium from radioactive impurities | |
| RU2152651C1 (en) | Reactor zirconium cleaning and decontamination method | |
| RU2772669C1 (en) | Method for extracting actinides from spent high-efficiency particulate air filters | |
| RU2263161C1 (en) | Method of obtaining samples of deposit products from surface of zirconium fuel element jackets for performing quantitative analysis | |
| Connolly et al. | DOE EM Sponsored Research on Long-Term Dry Storage of Aluminum Clad SNF | |
| JPH085792A (en) | Method for removing uo2 contaminant from alloy of zirconium radical | |
| CN118448081A (en) | A spent fuel reprocessing method based on carbonate medium |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20111009 |