RU2624270C1 - Способ переработки отходов реакторного графита - Google Patents
Способ переработки отходов реакторного графита Download PDFInfo
- Publication number
- RU2624270C1 RU2624270C1 RU2016106423A RU2016106423A RU2624270C1 RU 2624270 C1 RU2624270 C1 RU 2624270C1 RU 2016106423 A RU2016106423 A RU 2016106423A RU 2016106423 A RU2016106423 A RU 2016106423A RU 2624270 C1 RU2624270 C1 RU 2624270C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- graphite
- reactor
- waste
- surface layer
- processing
- Prior art date
Links
- 229910002804 graphite Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 73
- 239000010439 graphite Substances 0.000 title claims abstract description 73
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 71
- 239000002699 waste material Substances 0.000 title claims description 18
- 238000012545 processing Methods 0.000 title claims description 10
- 238000000034 method Methods 0.000 claims abstract description 29
- 239000002344 surface layer Substances 0.000 claims abstract description 9
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims abstract description 7
- 239000003153 chemical reaction reagent Substances 0.000 claims abstract description 5
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 claims abstract description 5
- 239000000126 substance Substances 0.000 claims abstract description 3
- CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N Carbon dioxide Chemical compound O=C=O CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- OKTJSMMVPCPJKN-NJFSPNSNSA-N Carbon-14 Chemical compound [14C] OKTJSMMVPCPJKN-NJFSPNSNSA-N 0.000 claims description 4
- 239000010410 layer Substances 0.000 claims description 4
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 claims description 2
- 229910002092 carbon dioxide Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 239000001569 carbon dioxide Substances 0.000 claims description 2
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 claims description 2
- 238000003754 machining Methods 0.000 claims description 2
- 238000002203 pretreatment Methods 0.000 claims 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 4
- 230000008569 process Effects 0.000 abstract description 4
- 238000003860 storage Methods 0.000 abstract description 4
- 230000007613 environmental effect Effects 0.000 abstract description 3
- 230000009467 reduction Effects 0.000 abstract description 3
- 230000007774 longterm Effects 0.000 abstract description 2
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 17
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 15
- VTYYLEPIZMXCLO-UHFFFAOYSA-L Calcium carbonate Chemical compound [Ca+2].[O-]C([O-])=O VTYYLEPIZMXCLO-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 10
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 6
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 description 6
- 239000000047 product Substances 0.000 description 6
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 5
- 229910000019 calcium carbonate Inorganic materials 0.000 description 5
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 5
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 5
- 238000002309 gasification Methods 0.000 description 4
- 239000000463 material Substances 0.000 description 4
- 238000000746 purification Methods 0.000 description 4
- 230000004580 weight loss Effects 0.000 description 4
- GWEVSGVZZGPLCZ-UHFFFAOYSA-N Titan oxide Chemical compound O=[Ti]=O GWEVSGVZZGPLCZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N Tritium Chemical compound [3H] YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N 0.000 description 3
- 230000004913 activation Effects 0.000 description 3
- 239000011575 calcium Substances 0.000 description 3
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 3
- 230000009849 deactivation Effects 0.000 description 3
- 239000012634 fragment Substances 0.000 description 3
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 3
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000002910 solid waste Substances 0.000 description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 229910052695 Americium Inorganic materials 0.000 description 2
- MHAJPDPJQMAIIY-UHFFFAOYSA-N Hydrogen peroxide Chemical compound OO MHAJPDPJQMAIIY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 2
- FAPWRFPIFSIZLT-UHFFFAOYSA-M Sodium chloride Chemical compound [Na+].[Cl-] FAPWRFPIFSIZLT-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 2
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 description 2
- LXQXZNRPTYVCNG-UHFFFAOYSA-N americium atom Chemical compound [Am] LXQXZNRPTYVCNG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 2
- 239000012467 final product Substances 0.000 description 2
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 2
- 238000000227 grinding Methods 0.000 description 2
- 239000003607 modifier Substances 0.000 description 2
- 230000001590 oxidative effect Effects 0.000 description 2
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 2
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000003786 synthesis reaction Methods 0.000 description 2
- 229910052722 tritium Inorganic materials 0.000 description 2
- 241000233805 Phoenix Species 0.000 description 1
- WGLPBDUCMAPZCE-UHFFFAOYSA-N Trioxochromium Chemical compound O=[Cr](=O)=O WGLPBDUCMAPZCE-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000002253 acid Substances 0.000 description 1
- 238000011021 bench scale process Methods 0.000 description 1
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 1
- 239000012159 carrier gas Substances 0.000 description 1
- 239000011195 cermet Substances 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 229910000423 chromium oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 1
- 239000012141 concentrate Substances 0.000 description 1
- 239000004035 construction material Substances 0.000 description 1
- 238000005202 decontamination Methods 0.000 description 1
- 230000003588 decontaminative effect Effects 0.000 description 1
- 239000004744 fabric Substances 0.000 description 1
- 238000010304 firing Methods 0.000 description 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 1
- 231100001261 hazardous Toxicity 0.000 description 1
- 238000002955 isolation Methods 0.000 description 1
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 1
- 239000002925 low-level radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 1
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 1
- 239000007800 oxidant agent Substances 0.000 description 1
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 1
- 239000010453 quartz Substances 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 description 1
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 description 1
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 238000011160 research Methods 0.000 description 1
- VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N silicon dioxide Inorganic materials O=[Si]=O VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000011780 sodium chloride Substances 0.000 description 1
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 1
- 239000004408 titanium dioxide Substances 0.000 description 1
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/28—Treating solids
Landscapes
- Carbon And Carbon Compounds (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области охраны окружающей среды и может быть использовано при снятии с эксплуатации реакторов с графитовым замедлителем. Облученный графит перед термообработкой подвергают воздействию реагентов, разрушающих его поверхностный слой, содержащий радиоактивные нуклиды, и удаляют полученный продукт с поверхности графита. Обработанный таким образом облученный графит подвергают термообработке в атмосфере воздуха при температуре 700-800°C в течение 1-2 часов. Изобретение позволяет обеспечить повышение уровня экологической безопасности объектов атомной промышленности и сокращение объемов отходов, требующих долговременного контролируемого хранения. 5 з.п.ф-лы, 1 табл.
Description
Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а именно эксплуатации объектов по переработке радиоактивных материалов, их транспортированию, изоляции, и может быть использовано при снятии с эксплуатации реакторов с графитовым замедлителем.
Реализация данного изобретения может обеспечить повышение уровня экологической безопасности объектов атомной промышленности и сокращение объемов отходов, требующих долговременного контролируемого хранения.
Проблема массового вывода из эксплуатации ядерно- и радиационно-опасных объектов (ЯРОО) является одной из актуальных задач, требующих эффективных и экономически обоснованных решений. На сегодняшний день в РФ уже остановлено и подлежат выводу из эксплуатации более 120 объектов, в том числе энергоблоки АЭС, промышленные уран-графитовые реакторы, исследовательские реакторы, и стенды, и корабли с ядерными энергетическими установками.
По оценкам экспертов в мире было введено в эксплуатацию около 260 энергетических, промышленных и экспериментальных уран-графитовых реакторов. В них находится около 260000 т облученного графита. Это количество будет постоянно расти по мере вывода из эксплуатации реакторов и строительства новых газоохлаждаемых реакторов IV поколения.
В настоящее время в РФ имеется около 27000 т графита в работающих реакторах типа РБМК, 30000 т - в промышленных реакторах и 2500 т - в промышленно-энергетических реакторах (Бушуев А.В., Кожин А.Ф., Зубарев В.Н. и др. Радиоактивное загрязнение отработавшего реакторного графита / Атомная энергия, 2014, т. 117, вып. 3, с. 156-159).
В связи с выводом из эксплуатации встала проблема поиска способа обращения с облученным графитом.
Отметим, что в процессе снятия с эксплуатации генерируется значительное количество новых радиоактивных отходов с более сложным составом по сравнению с отходами, образуемыми при штатной эксплуатации этих установок.
Наибольшую проблему при переработке облученного графита представляют радионуклиды 14С, 3Н, 36Cl, образующиеся в графите в процессе активации примесей, а также 137Cs, 90Sr, 60Со, изотопы плутония, америция и других элементов, попадающих в графит из топлива и конструкционных материалов. (Вклад 14С в активность графита является преобладающим из-за длительного периода полураспада 14С, равного 5760 лет.)
В настоящее время предложены различные способы переработки облученного графита. Эти способы базируются на использовании разнообразных физико-химических процессов, большинство из которых предусматривает сжигание всей массы графита. Однако все они имеют свои недостатки, и их применение не решает всего комплекса проблем, связанных с распространением радиоактивных веществ.
При сжигании всей массы облученного графита можно улавливать CO2 (в том числе 14С) с помощью Са(ОН)2, но при этом из 1 м3 графита (2,2 т) образуется в несколько раз больше карбоната кальция - 18,3 т.
Для решения поставленной задачи в изобретении (Патент RU 2169230, опубл. 27.10.2002, БИ №30) описан способ, включающий измельчение отходов реакторного графита, введение в измельченные отходы порошкообразного алюминия, диоксида титана или оксида хрома и модификатора. Приготовленную смесь помещают в контейнер и поверх смеси располагают слой воспламенительного состава с температурой горения не ниже 2500 К. Термическую обработку смеси проводят в инертной атмосфере, в режиме само распространяющегося высокотемпературного синтеза (СВС) с образованием карбидооксидного материала.
Недостатками способа являются: высокие теплопотери в зоне контакта реагирующей смеси со стенками контейнера. Реакция в этой зоне протекает не полностью, и не весь графит связывается в карбидооксидном материале, из-за чего происходит частичное осыпание графита с поверхности блока. Способ не предназначен для переработки отходов реакторного графита, содержащих фрагменты реакторных конструкций.
Согласно другому способу (Патент Ru 2321907, опубл. 10.04.2008) в смесь измельченных отходов реакторного графита с порошкообразным алюминием, рутиловым концентратом и модификатором дополнительно включают фрагменты реакторных конструкций. Воспламенительный состав размещают по всей высоте цилиндрической полости, расположенной на осевой линии загруженной в контейнер смеси, подлежащей термической обработке. Изобретение позволяет увеличить содержание высокоактивных отходов в конечном продукте, улучшить структуру конечного продукта, предотвратить попадание радионуклидов в окружающую среду.
Недостатками данного способа являются необходимость предварительного измельчения и использование высоких температур (2500°K), что отрицательно сказывается на ресурсе оборудования и усложняет системы газоочистки отходящих потоков газа.
Наиболее близким к заявляемому изобретению является способ (Р Poncet В. Treatment of Irradiated Graphite from French Bugey Reactor / Proc. Intern. Conf. "Waste Management’13", Feb. 24-28, 2013, Phoenix, Arizona, USA, Report 13424, p. 6.), разработанный французской фирмой EDF и шведской фирмой Студсвик.
Обработку графита проводят в паровом реформере BSSR (bench-scale steam reformer), через который пропускают газовую смесь различного состава при температурах до 1300°C над однородными по размеру (от 2380 до 4000 мкм) частицами графита.
Газы пропускают с высокой скоростью до 300 см/мин и более низкой скоростью 60 см/мин в течение различных периодов времени вплоть до 18 часов. Графит размалывают, отсеивают нужную фракцию и 30 г этой фракции помещают в кварцевую трубку.
Выходящие из BSSR газы проходят через конденсор, где улавливаются тритий и пар. Оставшиеся газы направляются в барботеры, где захватываются 14С в форме Na2CО3 и 36Cl в форме NaCl, а также остатки трития в виде воды. Из барботеров газы поступают в термический окислитель (ТО) для того, чтобы окислить до H2O и CO2 оставшиеся 14С и 3Н, то есть включение ТО гарантирует, что 14С и 3Н не выходят за пределы установки.
Эксперимент по газификации графита показал, что при высокой скорости потока газовой смеси (300 см/мин) в течение шести часов скорость газификации графита равна 1,35 г/ч при 1100°C и составе газа 60% пара и 40% кислорода. Это в 8 раз выше скорости газификации 0,16 г/ч для 900°C и 100% пара.
Таким образом приемлемая скорость газификации графита достигается при 1100°C и использовании вместе с паром кислорода (1,35 г/ч).
Эксперименты по очистке графита от радионуклидов проводили его обжиганием при 900-1300°C в течение 6-18 часов с низкой скоростью инертного газа-носителя (60 см/мин) и низкой концентрацией окисляющего газа. Цель эксперимента - удалить летучие радионуклиды с минимальной потерей массы облученного графита до 5%.
Эксперименты показали, что более высокая температура и более длительный по времени обжиг оказались эффективными, и тритий был почти полностью удален, а 14С был извлечен из графита примерно на 80%. Изменение состава газа окисляющего и восстанавливающего привели к минимальной потере массы графита, примерно 3,3%.
Данный способ по своей технической сущности и достигаемому эффекту наиболее близок к заявляемому и выбран в качестве прототипа.
Недостатками данного способа являются:
- необходимость измельчения графита для увеличения скорости горения;
- высокие температуры обработки, что отрицательно сказывается на ресурсе оборудования и усложняет системы газоочистки отходящих потоков газа.
Другим существенным недостатком способа является тот факт, что в случае наличия в смеси с графитом элементов конструкционных материалов использование данного способа не позволяет достичь необходимой степени дезактивации собственно графита и таким образом перевести реакторный графит в категорию средне- и низкоактивных отходов, подлежащих приповерхностному хранению.
Использование дополнительной операции дезактивации перед сжиганием неминуемо приводит к образованию дополнительного объема вторичных отходов (как правило жидких) и, соответственно, росту суммарных затрат на переработку графита.
При этом использование высоких температур на следующей стадии отрицательно сказывается на ресурсе оборудования.
Задача, решаемая предлагаемым изобретением, заключается в максимальном сокращении объема образующихся твердых отходов (собственно графита после обработки) и объема вторичных отходов, содержащих радионуклиды 14С, в виде карбоната кальция.
Использование заявляемого метода дает положительный технический результат и в тех случаях, когда наряду с радионуклидами, образующимися в графите в результате активации примесей (14С, 3Н, 36Cl), присутствуют и нуклиды плутония, америция и других элементов, попадающих в графит из ядерного топлива и конструкционных материалов.
Для достижения такого технического результата в предлагаемом способе проводятся:
- обработка графита реагентами, разрушающими его поверхностный слой, и удаление полученного продукта, содержащего радиоактивные нуклиды, с поверхности графита;
- в качестве реагентов, разрушающих поверхностный слой графита, используют вещества, образующие соединения внедрения графита;
- удаление разрушенного поверхностного слоя путем механической обработки;
- удаление с поверхности реакторного графита 5÷10 мм слоя с иммобилизацией в отдельный продукт содержащегося в нем углерода-14;
- иммобилизация углерода-14 путем сжигания с последующим поглощением образующегося углекислого газа;
- термообработка графита при температуре 700÷800°C.
В отличие от одностадийного процесса сжигания предлагаемый способ обеспечивает условия для последующей обработки графита, при которых в отдельный продукт минимального объема попадает 14С, а процесс сжигания проводится при более низких температурах по сравнению с прототипом.
Иными словами, появляется возможность фракционирования 14С, продуктов деления и трансурановых элементов для раздельной обработки и хранения образующихся отходов.
В числе других задач, решаемых изобретением, отметим упрощение процесса газоочистки, увеличение ресурса оборудования и повышение безопасности обслуживающего персонала при выполнении работ в ходе снятия объекта с эксплуатации.
Способ осуществляют следующим образом.
Облученный графит обрабатывают азотной кислотой (75-100%) или смесью азотной кислоты с перекисью водорода. Полученный продукт (раствор кислоты, содержащий радиоактивные нуклиды) удаляют с поверхности графита. Вместе с раствором происходит удаление не только продуктов деления и трансурановых элементов, содержащихся на поверхности реакторного графита, но также 36Cl, образующегося в поверхностном слое реакторного графита в процессе активации примесей.
Обработанный таким образом облученный графит подвергают обжигу в атмосфере воздуха при температуре 700-800°C в течение 1-2 часов. Потеря массы графита при выборе оптимальных условий составляет не более 5-12% от исходной, что вполне достаточно для полного удаления долгоживущего радионуклида 14С, который в виде CO2 улавливается с помощью Са(ОН)2. При этом масса вторичных отходов (карбоната кальция) снижается в 10-20 раз.
По сравнению с прототипом на стадии предварительной подготовки достигаются дезактивация поверхности облученного графита и удаление фрагментов реакторных конструкций с образованием минимального объема твердых отходов, направляемых на хранение/захоронение.
Таким образом, на следующей стадии сжигания поверхностного слоя графита концентрация радионуклидов в газовой фазе будет снижена в 50 и более раз. Соответственно, и количество вторичных отходов на этой операции существенно снижается. Под вторичными отходами в данном случае имеются в виду растворы из барботеров очистки газовой фазы и твердые отходы - металлокерамические или тканевые фильтры, требующие замены и поступающие на утилизацию.
На операции сжигания потеря массы графита составляет не более 5-10%.
Важным преимуществом заявляемого способа является возможность использования процесса сжигания при более низких температурах. Это приводит к упрощению процессов газоочистки и резкому сокращению объемов вторичных отходов. Снижение температуры способствует и повышению ресурса оборудования, что делает предложенный способ более привлекательным и дешевым по сравнению с теми, которые предлагались ранее.
Вышеизложенное иллюстрируется, но не ограничивается, следующими примерами.
Пример 1
Цилиндрический образец реакторного графита марки ГР-280 диаметром 14 мм и высотой 16 мм был обработан 90% азотной кислотой в течение 5 суток, после чего промыт, высушен и подвергнут термообработке при 750°C в течение 2 часов.
Потеря массы после проведения указанных операций составила 52% от исходной.
Пример 2
Цилиндрический образец реакторного графита марки ГР-280 диаметром 14 мм и высотой 16 мм был обработан кипящей 90%-й азотной кислотой в течение 0,5 часа, после чего промыт, высушен и подвергнут термообработке при 750°C в течение 1 часа.
Потеря массы после проведения указанных операций составила 9% от исходной.
Пример 3
Цилиндрический образец реакторного графита марки ГР-280 диаметром 14 мм и высотой 16 мм был обработан 90% азотной кислотой в течение 5 суток, после чего промыт, высушен и подвергнут термообработке при 750°C в течение 1 часа.
Потеря массы после проведения указанных операций составила 22% от исходной.
Средняя толщина слоя разрушенного графита в приведенных примерах составила 2÷3 мм.
Потеря массы после проведения указанных операций составила 9% от исходной, и при этом становится возможным полное удаление долгоживущего 14С, который в виде CO2 улавливается в виде карбоната кальция с помощью Са(ОН)2. В данном примере масса вторичных отходов (карбоната кальция) снижается примерно в 10 раз. Результаты некоторых других экспериментов представлены в таблице.
Необходимо отметить, что процесс сжигания проводился при температурах более низких по сравнению с прототипом, что способствует повышению ресурса оборудования и делает предложенный способ более привлекательным и дешевым.
Пример 4
Цилиндрический образец реакторного графита марки ГР-280 диаметром 14 мм и высотой 16 мм был подвергнут контакту с модельным раствором, содержащим смесь радионуклидов. После двух суток образец был извлечен из раствора и высушен.
Уровень загрязненности поверхности графита составил 4570 α-частиц/см2/мин и 7200 β-частиц/см2/мин соответственно.
Испытуемый образец был помещен в раствор кипящей 90%-ной азотной кислоты и обрабатывался в течение 1 часа. После этого образец извлекли из раствора, промыли водой и очистили поверхность, убрав отслоившуюся часть толщиной около 2 мм. Образец еще раз промыли водой, высушили на воздухе и замерили удельную активность поверхности.
Уровень загрязненности поверхности графита после проведенной обработки составил менее 50 α-частиц/см2/мин и 120 β-частиц/см2/мин соответственно. Таким образом, был получен коэффициент дезактивации 90 и 60 по α и β нуклидам соответственно.
Claims (6)
1. Способ переработки отходов реакторного графита, включающий его высокотемпературную обработку, отличающийся тем, что перед термообработкой графит подвергают воздействию реагентов, разрушающих его поверхностный слой, содержащий радиоактивные нуклиды, и удаляют полученный продукт с поверхности графита.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве реагентов, разрушающих поверхностный слой графита, используют вещества, образующие соединения внедрения графита.
3. Способ по п. 1 отличающийся тем, что разрушенный поверхностный слой удаляют механической обработкой.
4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что после предварительной обработки с поверхности реакторного графита удаляют слой 5-10 мм и проводят иммобилизацию углерода-14 в отдельный продукт.
5. Способ по п. 4, отличающийся тем, что иммобилизацию углерода-14 проводят путем сжигания с последующим поглощением образующегося углекислого газа.
6. Способ по п. 1, отличающийся тем, что термообработку графита осуществляют при 700-800°С.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2016106423A RU2624270C1 (ru) | 2016-02-24 | 2016-02-24 | Способ переработки отходов реакторного графита |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2016106423A RU2624270C1 (ru) | 2016-02-24 | 2016-02-24 | Способ переработки отходов реакторного графита |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2624270C1 true RU2624270C1 (ru) | 2017-07-03 |
Family
ID=59312385
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2016106423A RU2624270C1 (ru) | 2016-02-24 | 2016-02-24 | Способ переработки отходов реакторного графита |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2624270C1 (ru) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2758058C1 (ru) * | 2021-01-21 | 2021-10-26 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина" | Способ переработки отходов реакторного графита |
| RU2765864C1 (ru) * | 2020-10-09 | 2022-02-03 | Акционерное Общество "Наука И Инновации" | Способ переработки облученного в реакторе АЭС углерода и устройство для его реализации |
| RU2792291C1 (ru) * | 2022-07-26 | 2023-03-21 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский Томский политехнический университет" | Способ очистки реакторного графита от примесей |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2013105729A (ru) * | 2010-07-12 | 2014-08-20 | Форшунгсцентрум Юлих Гмбх | Способ частичной дезактивации радиоактивных отходов |
| US20140350320A1 (en) * | 2011-12-16 | 2014-11-27 | Electricite De France | Processing of chlorine-containing carbon-based radioactive waste |
| RU2574435C2 (ru) * | 2011-10-21 | 2016-02-10 | Электрисите Де Франс | Термическая дезактивация графита восстанавливающими газами |
-
2016
- 2016-02-24 RU RU2016106423A patent/RU2624270C1/ru active
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2013105729A (ru) * | 2010-07-12 | 2014-08-20 | Форшунгсцентрум Юлих Гмбх | Способ частичной дезактивации радиоактивных отходов |
| RU2574435C2 (ru) * | 2011-10-21 | 2016-02-10 | Электрисите Де Франс | Термическая дезактивация графита восстанавливающими газами |
| US20140350320A1 (en) * | 2011-12-16 | 2014-11-27 | Electricite De France | Processing of chlorine-containing carbon-based radioactive waste |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| RU 2574435 C2, 10.02,2016. * |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2765864C1 (ru) * | 2020-10-09 | 2022-02-03 | Акционерное Общество "Наука И Инновации" | Способ переработки облученного в реакторе АЭС углерода и устройство для его реализации |
| RU2758058C1 (ru) * | 2021-01-21 | 2021-10-26 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина" | Способ переработки отходов реакторного графита |
| RU2792291C1 (ru) * | 2022-07-26 | 2023-03-21 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский Томский политехнический университет" | Способ очистки реакторного графита от примесей |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| UA57884C2 (ru) | Способ переработки радиоактивного графита | |
| EP0111839B1 (en) | Method of disposing radioactive ion exchange resin | |
| RU2624270C1 (ru) | Способ переработки отходов реакторного графита | |
| JP7114816B2 (ja) | 全ガラス化温度範囲にわたり放射性核種の高い保持効率を有する、液体で放射性のセシウム放射性核種含有廃棄物のガラス化のための添加剤、それらの調製方法およびそれらの使用 | |
| GB1594370A (en) | Treatment of waste | |
| RU2459299C1 (ru) | Способ переработки облученного ядерного топлива | |
| US9793019B1 (en) | Low temperature chemical processing of graphite-clad nuclear fuels | |
| RU2546981C1 (ru) | Способ обработки облученного реакторного графита | |
| US3120493A (en) | Suppression of ruthenium volatilization in evaporation and calcination of radioactive waste solutions | |
| Mason et al. | Pyrolysis and its potential use in nuclear graphite disposal | |
| Shatalov et al. | Gas-fluoride technology for processing spent oxide fuel | |
| RU2758058C1 (ru) | Способ переработки отходов реакторного графита | |
| RU2622500C2 (ru) | Способ обработки оболочки, содержащей прокаленный гидрид кальция | |
| US3453090A (en) | Method of and apparatus for the treatment of graphite-coated particles for nuclear reactors and the like | |
| Paviet-Hartmann et al. | Treatment of gaseous effluents issued from recycling–A review of the current practices and prospective improvements | |
| EP3123479B1 (en) | Low temperature chemical processing of graphite-clad nuclear fuels | |
| US4793983A (en) | Method of reprocessing boron carbide irradiated with neutrons from trim or shut-down elements from nuclear reactors | |
| RU2591215C1 (ru) | Способ переработки облученного ядерного топлива | |
| US5634982A (en) | Process for decontaminating surfaces of nuclear and fissile materials | |
| Delage et al. | Overview of graphite treatment processes in high temperature reactors | |
| US9147502B2 (en) | Method of recycling spent nuclear fuel | |
| RU2846581C2 (ru) | Способ переработки облученного реакторного графита | |
| Burger et al. | Release of tritium from fuel and collection for storage | |
| Grover | The solidification of high-level radioactive wastes | |
| Tian et al. | Treatment and disposal of the radioactive graphite waste |