СПОСОБ РАСТВОРЕНИЯ ТВЕРДОЙ ФАЗЫ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ Российский патент 1997 года по МПК G21F9/28 

Изобретение относится к обработке радиоактивных отходов, образующихся при регенерации облученного ядерного топлива, а именно к способам растворения твердой фазы радиоактивных отходов.

Известны способы растворения твердой фазы радиоактивных отходов в растворе азотной кислоты (Переработка топлива энергетических реакторов./ Под ред. В.Б. Шевченко. М. Атомиздат, 1972, с.158) и растворе пероксида водорода (Патент Италии N 1060028, кл. G 21 F 9/28, 10.07.92).

Недостатками известных способов являются малые степени растворения твердой фазы и извлечения альфа-, бета- и гамма-активных нуклидов.

Указанные недостатки частично исключаются в известном способе растворения твердой фазы радиоактивных отходов (Зимон А.Д. Дезактивация. М. Атомиздат, 1975, с. 145). Твердую фазу в известном способе обрабатывают раствором, содержащим 3,5 моль/л азотной кислоты и 1,5 моль/л фтористоводородной кислоты.

Недостатком способа является недостаточно высокая степень извлечения альфа-, бета- и гамма-активных нуклидов из твердой фазы радиоактивных отходов.

Цель изобретения повышение степени извлечения альфа-, бета- и гамма-активных нуклидов из твердой фазы радиоактивных отходов.

Цель достигается тем, что в известном способе, включающем обработку твердой фазы раствором азотной кислоты, в раствор вводят отходы производства капролактама.

Эффект способа обусловлен введением в раствор азотной кислоты отходов производства капролактама, содержащих широкий спектр органических кислот различного строения и обеспечивающих явление синергического эффекта, что соответствует критерию "изобретательский уровень".

Пример.

В лабораторных условиях проводили испытания известного и предлагаемого способов растворения твердой фазы радиоактивных отходов. При выполнении примеров использовали производственные образцы твердой фазы "застаревших" гидроксидных радиоактивных отходов.

Состав твердой фазы:
Альфа-активные нуклиды, ГБк/л 0,7
Бета-активные нуклиды, ГБк/л 340,0
Гамма-активные нуклиды, ГБк/л 294,5
Кремний, моль/л 0,12
Железо, моль/л 0,05
Марганец, моль/л 0,03
Никель, моль/л 0,08
Хром, моль/л 0,04
Алюминий, моль/л 0,12
Для обработки твердой фазы по известному способу использовали растворы состава, моль/л:
Азотная кислота 3,5
Фтористоводородная кислота 1,5
Обработку твердой фазы по предлагаемому способу проводили растворами состава:
Азотная кислота, моль/л 0,25
Отходы производства капролактама, об. 10-60
Состав отходов производства капролактама, мас.

Щавелевая кислота 0,07-2,17
Малоновая и янтарная кислоты 0,04-8,28
Глутаровая кислота 0,07-12,14
Адипиновая кислота 0,04-17,59
Муравьиная и уксусная кислоты 0,2-1,5
Пропионовая кислота 0,8-4,0
Масляная кислота До 0,03
Валериановая кислота 0,002-0,008
Капроновая кислота 0,014-0,11
Каприловая кислота 0,006-0,347
Каприновая кислота До 0,01
В примерах по известному и предлагаемому способам использовали порции твердой фазы объемом по 10 мл. Объем растворов перед обработкой составлял по 50 мл. Температура растворов при обработке образцов твердой фазы составляла 18±2^oC. Длительность контакта растворов с образцами твердой фазы при перемешивании составляли 4 ч. Выполнение примеров осуществляли в мерных стеклянных цилиндрах.

Результаты, представленные в таблице, показывают, что при растворении твердой фазы радиоактивных отходов по известному способу степень извлечения альфа-, бета-, и гамма-активных нуклидов составляет соответственно 29,0, 32,1, 42,6% По предлагаемому способу при обработке твердой фазы степень извлечения альфа-, бета- и гамма-активных нуклидов составляет соответственно 91,1-95,6, 91,6-96,7, 94,0-99,4%
Таким образом, степень извлечения нуклидов по предлагаемому способу выше показателей известного способа в среднем по альфа-активным в 3,2 раза, по бета-активным в 3,0 раза и по гамма-активным нуклидам в 2,3 раза.

Кроме того, по предлагаемому способу достигается более высокая степень растворения фазы радиоактивных отходов.

Предлагаемый способ применим для извлечения нуклидов из любого типа образцов твердой фазы радиоактивных отходов, образующихся при регенерации облученного ядерного топлива. Обеспечивает высокую экономичность процесса извлечения нуклидов за счет применения отходов производства капролактама и снижения удельного объема радиоактивных отходов.

Извлечение основного количества нуклидов обеспечивает возможность безопасного хранения и последующего отверждения данного типа радиоактивных отходов.

Использование: обработка радиоактивных отходов, образующихся при регенерации облученного ядерного топлива, а именно растворение твердой фазы радиоактивных отходов. Сущность: способ растворения твердой фазы радиоактивных отходов заключается в обработке отходов смесью раствора азотной кислоты с отходами производства капролактама. Отходы капролактама представляют собой смесь органических кислот. Достигаемый технический результат - высокая степень извлечения α, -β- и γ-активных радионуклидов из отходов. 1 табл.

Способ растворения твердой фазы радиоактивных отходов, включающий обработку раствором азотной кислоты, отличающийся тем, что в раствор азотной кислоты вводят отходы производства капролактама.