RU1831879C - Method for utilization of wastes of ferrous alloys contaminated with radionuclides and unit for its embodiment - Google Patents

Method for utilization of wastes of ferrous alloys contaminated with radionuclides and unit for its embodiment

Info

Publication number
RU1831879C
RU1831879C SU925046627A SU5046627A RU1831879C RU 1831879 C RU1831879 C RU 1831879C SU 925046627 A SU925046627 A SU 925046627A SU 5046627 A SU5046627 A SU 5046627A RU 1831879 C RU1831879 C RU 1831879C
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
metal
waste
radionuclides
melting
wastes
Prior art date
Application number
SU925046627A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
А.Т. Нестер
А.А. Паранин
Original Assignee
А.Т. Нестер
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by А.Т. Нестер filed Critical А.Т. Нестер
Priority to SU925046627A priority Critical patent/RU1831879C/en
Application granted granted Critical
Publication of RU1831879C publication Critical patent/RU1831879C/en

Links

Images

Classifications

    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02P—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES IN THE PRODUCTION OR PROCESSING OF GOODS
    • Y02P10/00—Technologies related to metal processing
    • Y02P10/20—Recycling

Abstract

FIELD: metallurgy. SUBSTANCE: method for utilization of wastes of ferrous alloys contaminated with radionuclides includes stages of preparation, control of radioactive contamination, melting in induction furnace in controlled zone with slag formation and removal and casting, and stage of radiation decontamination prior to melting when radioactive contamination of wastes exceeds admissible values. In this case, control of radioactive contamination is effected by method of comparison of metal activity with activity of distributed source of radium 226 being in equilibrium with daughter products by measuring gamma radiation exposure rate. Metal wastes are melted in the air with addition of refining fluxes having liquidus temperature below the metal melting point without metal deoxidation in furnace crucible. Radioactive decontamination is carried out with the use of methods ensuring deep cleaning from radionuclides with high affinity for metal. Unit for utilization of wastes of ferrous alloys contaminated with radionuclides has device for flux preparation, metal charging device, induction melting furnace, device for metal casting, system for exhaust ventilation and gas cleaning, device for radiometric control, unit for deep cleaning of wastes from radionuclides having high affinity for metal and device for arrangement of lot of wastes prior to melting in furnace. EFFECT: higher efficiency. 12 cl, 3 dwg, 5 tbl

Description

Изобретение относится к металлургии, конкретнее к переработке металлических отходов, загрязненных радионуклидами, путем их переплавки в плавильных агрегатах, например в индукционных печах. The invention relates to metallurgy, and more particularly to the processing of metal waste contaminated with radionuclides by remelting them in smelting units, for example in induction furnaces.

Установка для утилизации металлических отходов содержит устройство для контроля радиоактивной загрязненности отходов, устройство для приготовления шлака, устройство загрузки металла, индукционную плавильную печь, систему вентиляции и газоочистки и устройство для разливки металла в изложницы. Installation for the disposal of metal waste contains a device for monitoring radioactive contamination of waste, a device for preparing slag, a metal loading device, an induction melting furnace, a ventilation and gas purification system, and a device for casting metal into molds.

Недостатками прототипа является недостаточная эффективность очистки металла от радионуклидов, низкая степень использования переплавленного металла в промышленности и невозможность обеспечения гарантированной экологической безопасности при дальнейшем его использовании, а также сложность процесса контроля радиоактивной загрязненности отходов. The disadvantages of the prototype are the lack of efficiency of metal purification from radionuclides, the low degree of use of molten metal in industry and the inability to ensure guaranteed environmental safety with its further use, as well as the complexity of the process of monitoring radioactive contamination of waste.

Технический результат группы изобретений заключается в повышении степени очистки металла от радионуклидов, в увеличении выхода годного для повторного использования металла, обеспечении гарантированной экологической безопасности при дальнейшем обращении с ним, упрощении и снижении затрат на контроля радиоактивной загрязненности при сохранении высокой надежности. Этот результат достигается тем, что в способе утилизации отходов из черных сплавов, загрязненных радионуклидами, включающем стадии разделки, контроля радиоактивной загрязненности, плавления в индукционной печи в контролируемой зоне с наведением и удалением шлака и разливкой металла в изложницы, и стадию дезактивации перед плавлением при превышении допустимого уровня загрязненности отходов. Согласно изобретению контроль радиоактивной загрязненности отходов и слитков проводят методом сравнения активности металла с активностью протяженного источника радия-226 в равновесии с дочерними продуктами путем измерения мощности экспозиционной дозы гамма-излучения. Плавление металлических отходов ведут на воздухе с добавлением рафинирующих флюсов, имеющих температуру ликвидуса ниже точки плавления металла без раскисления металла в тигле печи, а дезактивацию отходов проводят с применением методов, обеспечивающих глубокую очистку от радионуклидов с высоким сродством к металлу. Допустимый уровень радиоактивной загрязненности отходов перед плавкой для суммы радионуклидов, имеющих высокое сродство к металлу, таких как кобальт-60, сурьма-125, рутений-106 составляет 1,0Е-8 г-экв. радия/кг. The technical result of the group of inventions is to increase the degree of purification of metal from radionuclides, to increase the yield of recyclable metal, to ensure guaranteed environmental safety when handling it further, to simplify and reduce the cost of controlling radioactive contamination while maintaining high reliability. This result is achieved by the fact that in the method of disposing of waste from ferrous alloys contaminated with radionuclides, including the stages of cutting, control of radioactive contamination, melting in an induction furnace in a controlled area with guidance and removal of slag and casting metal into the molds, and the stage of deactivation before melting when exceeded permissible level of waste contamination. According to the invention, the radioactive contamination of waste and ingots is controlled by comparing the activity of a metal with the activity of an extended source of radium-226 in equilibrium with its daughter products by measuring the exposure rate of gamma radiation. Metal waste is melted in air with the addition of refining fluxes having a liquidus temperature below the melting point of the metal without deoxidizing the metal in the crucible of the furnace, and the waste is decontaminated using methods that provide deep cleaning of radionuclides with high affinity for metal. The permissible level of radioactive contamination of waste before smelting for the sum of radionuclides having a high affinity for metal, such as cobalt-60, antimony-125, ruthenium-106 is 1.0E-8 g-equiv. radium / kg.

Контроль радиоактивной загрязненности отходов перед плавкой проводят путем измерения мощности дозы (Р) вплотную от поверхности контейнера размерами не менее 0,6 х 0,6 х 0,6 м и плотностью загрузки металла не менее 1 т/куб.м. которая не должна превышать значения, рассчитанного по формуле, мР/ч:
Pрасч=

Figure 00000001
где i 1-n, а n количество радионуклидов, присутствующих в составе загрязнения;
f доля i-го радионуклида в общей активности;
Коi коэффициент очистки металла от i-го радионуклида в процессе переплавки.Monitoring of radioactive contamination of waste before melting is carried out by measuring the dose rate (P) close to the surface of the container with dimensions of at least 0.6 x 0.6 x 0.6 m and a metal loading density of at least 1 t / m3. which should not exceed the value calculated by the formula, mR / h:
P calc =
Figure 00000001
where i 1-n, and n is the number of radionuclides present in the pollution;
f the share of the i-th radionuclide in total activity;
K oi is the coefficient of metal purification from the i-th radionuclide during remelting.

Контроль радиоактивной загрязненности слитков, направляемых на неограниченное использование, проводят путем измерения мощности экспозиционной дозы гамма-излучения на поверхности каждого слитка и для слитка, минимальный линейный размер которого больше 0,5 м, эта величина не должна превышать 0,02 мР/ч. Глубокую очистку отходов из нержавеющих сталей от радионуклидов, имеющих высокое сродство к металлу, проводят с использованием метода жидкостной дезактивации, включающей обработку отходов в кислом растворе, содержащем восстановленные формы серы с последующим окислительным удалением шлама, образовавшегося на поверхности металла в процессе обработки. The radioactive contamination of ingots sent for unlimited use is controlled by measuring the exposure dose rate of gamma radiation on the surface of each ingot and for an ingot, the minimum linear size of which is more than 0.5 m, this value should not exceed 0.02 mR / h. Deep cleaning of waste from stainless steels from radionuclides having a high affinity for metal is carried out using the liquid decontamination method, including the treatment of waste in an acidic solution containing reduced forms of sulfur, followed by oxidative removal of sludge formed on the metal surface during processing.

Глубокую очистку отходов из углеродистых сталей от радионуклидов, имеющих высокое сродство к металлу, проводят с использованием метода жидкостной дезактивации, включающем обработку отходов в кислом растворе, содержащем неорганический ингибитор травления, с последующим удалением травильного шлама с поверхности металла в кислом окислительном растворе и (или) в воде путем наложения гидроакустического поля. Deep cleaning of waste from carbon steels from radionuclides having a high affinity for metal is carried out using the liquid decontamination method, which includes the treatment of waste in an acidic solution containing an inorganic etching inhibitor, followed by removal of the etching sludge from the metal surface in an acidic oxidizing solution and (or) in water by applying a sonar field.

Установка для утилизации отходов из черных сплавов, содержащая устройство для приготовления флюса, устройство для загрузки металла, индукционную плавильную печь, устройство для разливки металла в изложницы, систему вытяжной вентиляции и газоочистки и устройство для радиометрического контроля, согласно изобретению дополнительно содержит узел глубокой очистки отходов от радионуклидов, имеющих высокое сродство к металлу и устройство для компоновки отходов перед плавлением в печи. An installation for recycling ferrous alloys containing a device for preparing a flux, a device for loading metal, an induction melting furnace, a device for casting metal into molds, an exhaust ventilation and gas purification system, and a device for radiometric monitoring, according to the invention further comprises a waste deep cleaning unit for radionuclides having high affinity for metal and a device for disposing of waste prior to melting in an oven.

Узел глубокой очистки отходов от радионуклидов, имеющих высокое сродство к металлу, состоит из ванны дезактивации с устройством для наложения электромагнитного поля повышенной чистоты, системы хранения растворов, системы транспортировки растворов, системы вентиляции емкостей и газоочистки, системы приготовления растворов, системы удаления шлама с устройством наложения гидроакустического поля, системы выделения и переработки вторичных радиоактивных отходов. Ванна дезактивации изготовлена из проницаемого для высокочастотного электромагнитного поля материала, а устройство для его наложения подключено к источнику напряжения повышенной частоты, питающему индукционную плавильную печь. The deep waste purification unit for radionuclides having a high affinity for metal consists of a decontamination bath with a device for applying an electromagnetic field of high purity, a solution storage system, a solution transportation system, a tank ventilation and gas purification system, a solution preparation system, a sludge removal system with an application device sonar fields, systems for the allocation and processing of secondary radioactive waste. The decontamination bath is made of a material that is permeable to a high-frequency electromagnetic field, and the device for applying it is connected to a voltage source of increased frequency supplying the induction melting furnace.

Система выделения и переработки вторичных радиоактивных отходов содержит устройство для совместной переработки вторичных отходов от узла глубокой очистки и переплавки металлических отходов. The system for the allocation and processing of secondary radioactive waste contains a device for the joint processing of secondary waste from the site of deep cleaning and remelting of metal waste.

Устройство для радиометрического контроля содержит коллимированные датчики гамма-излучения, плоский экран, поглощающий гамма-излучения и расположенный между ними механизм для определения массы контейнера с отходами и перемещение его относительно датчиков. The device for radiometric control contains collimated gamma radiation sensors, a flat screen that absorbs gamma radiation and a mechanism located between them for determining the mass of the waste container and moving it relative to the sensors.

Именно заявленные, согласно способу утилизации, стадии контроля радиоактивной загрязненности, переплавки и дезактивации отходов и установка для его осуществления обеспечивают получение пригодного для неограниченного использования металла с гарантированной экологической безопасностью при дальнейшем обращении с ним, упрощение и снижение затрат на контроль радиоактивной загрязненности при сохранении его высокой надежности и, тем самым, достижение технического результата изобретения. Общая схема утилизации отходов из черных сплавов, загрязненных радионуклидами, по предложенному способу представлена на фиг. 1. Из представленной схемы видно, что стадия контроля радиоактивной загрязненности отходов (прямыми методами). It is the declared, according to the method of disposal, stages of control of radioactive contamination, remelting and decontamination of waste and an installation for its implementation to ensure that metal is suitable for unlimited use with guaranteed environmental safety during its further handling, simplification and reduction of costs of controlling radioactive contamination while maintaining its high reliability and, thereby, the achievement of the technical result of the invention. The general scheme for the disposal of waste from ferrous alloys contaminated with radionuclides according to the proposed method is presented in FIG. 1. From the presented scheme it is seen that the stage of control of radioactive contamination of waste (by direct methods).

Как уже отмечалось, способ утилизации отходов, выбранный за прототип, обладает тем недостатком, что контроль загрязненности металла достаточно трудоемок, требует больших затрат и не всегда практически возможен. В самом деле, определение загрязненности отходов в единицах удельной активности отходов требует детального измерения каждого образца металлических отходов, особенно при неравномерной загрязненности отходов по поверхности их. Наличие труднодоступных внутренних частей отходов, резьбовых соединений, сварных швов практически не позволяет определить удельную активность данного типа отходов (прямыми методами). As already noted, the method of waste disposal selected for the prototype has the disadvantage that controlling metal contamination is rather laborious, expensive and not always practically possible. In fact, the determination of waste contamination in units of specific activity of waste requires a detailed measurement of each sample of metal waste, especially with uneven contamination of the waste over their surface. The presence of inaccessible internal parts of the waste, threaded joints, welds practically does not allow to determine the specific activity of this type of waste (direct methods).

В предлагаемом способе переработки отходов контроля загрязненности отходов основывается на контроле удельного гамма-эквивалента отходов от партии отходов по мощности дозы гамма-излучения. Для достаточно протяженного источника удельный гамма-эквивалент однозначно связан с помощью дозы гамма-излучения и не зависит от радионуклидного состава загрязнения отходов (для гамма-излучающих нуклидов). Удельный гамма-эквивалент отходов при известном радионуклидном составе отходов позволяет легко перейти к удельной загрязненности отходов в единицах Бк/г. Контроль загрязненности отходов осуществляется путем контроля мощности экспозиционной дозы гамма-излучения на поверхности партии отходов, проходящей поэтапно дезактивацию и переплавку, что значительно упрощает контроль и, тем более, снижает затраты на него по сравнению с прототипом. In the proposed method for processing waste, the monitoring of waste pollution is based on the control of the specific gamma equivalent of waste from a batch of waste by the dose rate of gamma radiation. For a sufficiently extended source, the specific gamma equivalent is uniquely associated with the dose of gamma radiation and does not depend on the radionuclide composition of waste pollution (for gamma emitting nuclides). The specific gamma equivalent of the waste with the known radionuclide composition of the waste makes it easy to switch to the specific pollution of the waste in units of Bq / g. The control of waste contamination is carried out by controlling the power of the exposure dose of gamma radiation on the surface of the waste batch, which is undergoing stage-by-stage decontamination and re-melting, which greatly simplifies control and, moreover, reduces its costs compared to the prototype.

Способ переработки отходов, выбранный за прототип, не позволяет получить металл, пригодный для неограниченного использования в случае загрязнения металлического лома радионуклидами, имеющими высокое сродство к металлу (кобальт-60, сурьма 125, рутений-106). Так, при загрязненности отходов 73 Бк/г данными радионуклидами, согласно прототипу, можно проводить переплавку отходов. Так как данные радионуклиды остаются в металле в процессе переплавки без разбавления чистым ломом получить металл для неограниченности использования невозможно. The waste recycling method chosen for the prototype does not allow obtaining a metal suitable for unlimited use in the event of contamination of scrap metal with radionuclides having high affinity for metal (cobalt-60, antimony 125, ruthenium-106). So, with contamination of waste 73 Bq / g of these radionuclides, according to the prototype, it is possible to re-waste. Since these radionuclides remain in the metal during remelting without dilution with pure scrap, it is impossible to obtain metal for unlimited use.

Предлагаемый способ переработки отходов устраняет данный недостаток тем, что при наличии данных радионуклидов загрязненного отходов не должна превышать допустимой для неограниченного использования, т.е. проводится предварительная их дезактивация до допустимого уровня загрязненности металла, в данном случае это 1.ОЕ(-8) г/экв.радия/кг (0,02 мР/ч на поверхности слитков, в пересчете на кобальт-60 0,3 Бк/г). The proposed method for processing waste eliminates this drawback by the fact that in the presence of these radionuclides of contaminated waste should not exceed the permissible for unlimited use, i.e. their preliminary decontamination is carried out to an acceptable level of metal contamination, in this case 1.OE (-8) g / equiv.radium / kg (0.02 mR / h on the surface of the ingots, in terms of cobalt-60 0.3 Bq / d).

В прототипе подлежат переработке только радиоактивные отходы с удельной активностью менее 74 Бк/г каждого образца лома, что существенно ограничивает возможности данного способа. Контроль загрязненности партии отходов, загруженных в контейнер, размерами не менее 0,6 х 0,6 х 0,6 м перед дезактивацией и переплавкой позволяет существенно увеличить возможности способа утилизации отходов. Во-первых, контролируется усредненное содержание радиоактивных веществ для данной партии отходов (отдельные части могут быть и выше усредненного значения). Во-вторых, контроль не определенного значения загрязненности, а расчетного значения, определяемого по формуле Pрасч= 0,02/

Figure 00000002
(fi/Koi) позволяет расширить диапазон по исходной загрязненности отходов. В изобретении принимается следующее ограничение на исходную загрязненность металла: мощность дозы гамма-излучения от отходов не должна превышать 200 мР/ч, что определяет в первую очередь возможности транспортирования их в соответствии с правилами ПБТРВ-73 (транспортная категория III, разрешающая перевозить отходы не специализированным транспортом). Следует заметить, что под III транспортную категорию попадает более 90% всех металлических отходов ядерно-топливного цикла. При уровне мощности дозы гамма-излучения от партии отходов до 200 мР/ч, удельная активность отходов может достигать следующих величин: кобальт-60 6.ОЕ2 Бк/г, цезий-137 2,4Е3 Бк/г, цезий-134 8,ОЕ2 Бк/г, рутений-106 6,6ЕЗ Бк/г, сурьма-125 3,2ЕЗ Бк/г. В случае превышения загрязненности отходов выше указанных величин они отправляются на предварительную дезактивацию или захоронение.In the prototype, only radioactive waste with a specific activity of less than 74 Bq / g of each scrap sample is subject to processing, which significantly limits the capabilities of this method. Contamination control of a batch of waste loaded into a container with dimensions of at least 0.6 x 0.6 x 0.6 m before decontamination and re-melting can significantly increase the possibilities of the waste disposal method. Firstly, the average content of radioactive substances for a given batch of waste is controlled (individual parts may be higher than the average value). Secondly, the control is not a certain value of contamination, but the calculated value, determined by the formula P calc = 0.02 /
Figure 00000002
(f i / K oi ) allows you to expand the range of the initial pollution of the waste. The invention accepts the following restriction on the initial metal contamination: the dose rate of gamma radiation from waste should not exceed 200 mR / h, which determines, first of all, the possibility of transporting them in accordance with the rules of the ПБТРВ-73 (transport category III, allowing the transportation of non-specialized waste transport). It should be noted that under the III transport category more than 90% of all metal waste from the nuclear fuel cycle falls. When the gamma radiation dose rate from the waste lot is up to 200 mR / h, the specific activity of the waste can reach the following values: cobalt-60 6.OE2 Bq / g, cesium-137 2.4E3 Bq / g, cesium-134 8, OE2 Bq / g, ruthenium-106 6.6EZ Bq / g, antimony-125 3.2EZ Bq / g. In case of excess pollution of waste above the specified values, they are sent for preliminary decontamination or disposal.

В прототипе неограниченное использование металла возможно при загрязненности менее 0,1 Бк/г, контроль осуществляется методом определения удельной активности проб металла. Следует заметить, что допустимое содержание радиоактивных веществ в металле для неограниченного использования определяется для конкретных условий и в разных странах отличается друг от друга. Во Франции это значение составляет для кобальта-60 1,1 Бк/г, для цезия 137 5,9 Бк/г, для цезия-137 3-5 Бк/г; в СССР НКРЗ МЗ СССР рекомендует значение для неограниченного использования 1.ОЕ(-8)-го экв.радия/кг, или в пересчете на кобальт-60 0,3 Бк/г, для цезия-137 1,2 Бк/г, цезия-134 0,4 Бк/г, рутения-106 3,3 Бк/г, сурьмы-125 1,6 Бк/г. In the prototype, unlimited use of metal is possible with contamination of less than 0.1 Bq / g, control is carried out by determining the specific activity of metal samples. It should be noted that the permissible content of radioactive substances in a metal for unlimited use is determined for specific conditions and differs from one another in different countries. In France, this value for cobalt-60 is 1.1 Bq / g, for cesium 137 5.9 Bq / g, for cesium-137 3-5 Bq / g; in the USSR, the NKRZ of the Ministry of Health of the USSR recommends the value for unlimited use of 1.OE (-8) th equivalent of radium / kg, or in terms of cobalt-60 0.3 Bq / g, for cesium-137 1.2 Bq / g, cesium-134 0.4 Bq / g, ruthenium-106 3.3 Bq / g, antimony-125 1.6 Bq / g.

Для слитков металлов минимальных размеров более 30 см мощность дозы гамма-излучения однозначно связано с его загрязненностью, так при загрязненности 1. ОЕ(-8) г-экв. радия/кг мощность дозы гамма-излучения составит 0,02 мР/ч. Контролируя данную величину дозиметрическим прибором, можно достаточно надежно и без высоких затрат по сравнению с прототипом контролировать металл, предназначенный для неограниченного использования. For metal ingots with a minimum size of more than 30 cm, the dose rate of gamma radiation is uniquely associated with its contamination, so if it is contaminated 1. OE (-8) g-equiv. radium / kg gamma dose rate will be 0.02 mR / h. By controlling this value with a dosimetric device, it is possible to control metal intended for unlimited use rather reliably and without high costs compared to the prototype.

В предлагаемом способе не требуется проводить контроль содержания отдельных радионуклидов, таких как стронций-90 (бета-излучатели), плутоний-240 (альфа-излучатели), которые при переплавке практически переходят в шлак и, следовательно, металл для неорганического использования не будет содержать данные радиоактивные вещества. In the proposed method, it is not necessary to control the content of individual radionuclides, such as strontium-90 (beta emitters), plutonium-240 (alpha emitters), which, when remelted, practically turn into slag and, therefore, the metal for inorganic use will not contain data radioactive substances.

Согласно предлагаемому способу РМО перед переплавкой подвергают дезактивации с применением методов, обеспечивающих глубокую очистку отходов от радионуклидов, имеющих высокое сродство к металлу, таких как кобальт-60, сурьма-125, рутений-106. В качестве таких методов предлагается использовать метод жидкостной дезактивации, заключающейся в обработке для отходов нержавеющей стали в кислом растворе, содержащем восстановленные формы серы, с последующим окислительным удалением шлама, образовавшегося на поверхности металла в процессе обработки, а для отходов из углеродистой стали в кислом растворе, содержащем неорганический ингибитор травления, с последующим удалением травильного шлама с поверхности металла в кислом окислительном растворе и (или) в воде путем наложения гидроакустического поля. Результаты дезактивации натурных образцов по предлагаемому способу приведены в табл. 1 и 2. В табл. 1 приведены результаты дезактивации натурных образцов из нержавеющей стали. В табл. 2 приведены результаты дезактивации натурных образцов из углеродистой стали. Из представленных результатов видно, что предлагаемые по данному способу методы и режимы дезактивации с использованием при обработке из нержавеющей стали кислого раствора, содержащего восстановленные формы серы, с последующим окислительным удалением шлама, а при обработке углеродистой стали кислого раствора, содержащего неорганический ингибитор травления, с последующим удалением травильного шлама с поверхности металла в кислом окислительном и (или) в воде путем наложения гидроакустического поля, обеспечивают очистку отходов от радионуклидов кобальта-60, сурьмы-125 и рутения-106, имеющих высокое сродство к металлу, до уровней, позволяющих получить после переплавки металл, пригодный для неограниченного использования. According to the proposed method, RMA is subjected to decontamination before remelting using methods that provide deep cleaning of waste from radionuclides having high affinity for metal, such as cobalt-60, antimony-125, ruthenium-106. As such methods, it is proposed to use the liquid decontamination method, which consists in treating stainless steel waste in an acidic solution containing reduced forms of sulfur, followed by oxidative removal of sludge formed on the metal surface during processing, and for carbon steel waste in an acidic solution, containing an inorganic etching inhibitor, followed by removal of the etching sludge from the metal surface in an acidic oxidizing solution and (or) in water by applying a hydro usticheskogo field. The results of the decontamination of field samples by the proposed method are given in table. 1 and 2. In the table. 1 shows the results of the decontamination of full-scale stainless steel samples. In the table. 2 shows the results of decontamination of full-scale carbon steel samples. From the presented results it is seen that the methods and modes of decontamination proposed by this method using an acid solution containing reduced forms of sulfur when processing stainless steel, followed by oxidative removal of sludge, and when treating carbon steel with an acid solution containing an inorganic etching inhibitor, followed by by removing etching sludge from the metal surface in acidic oxidizing and (or) in water by applying a hydroacoustic field, provide waste treatment from cobalt-60, antimony-125, and ruthenium-106 onuclides, which have high affinity for metal, to levels that make it possible to obtain a metal suitable for unlimited use after remelting.

При проведении переплавки по предлагаемому способу на воздухе с добавлением рафинирующих флюсов происходит интенсивное окисление и переход в шлак всех радионуклидов, имеющих высокое сродство к кислороду. Так, при переплавке стали коэффициент распределения радионуклидов, равный отношению удельного содержания радионуклидов в шлаке к удельному содержанию радионуклидов в металле и характеризующий их поведение в процессе переплавки, составляет для стронция-90 (0,3-2,1) ОЕ+5, для циркония-95, урана и трансурановых элементов (1,1-3,8) ОЕ+3, радия-226 более 1.ОЕ+6, что соответствует очистке металла с коэффициентами очистки Ко 1.ОЕ+2-1.ОЕ=5. Подобный эффект наблюдается при использовании любых рафинирующих флюсов, имеющих температуру ликвидуса ниже температуры плавления металла. Данные радионуклиды практически полностью удаляются из металла при переплавке. Радионуклиды, имеющие высокое сродство к металлу и не окисляющиеся в процессе переплавки, такие как кобальт-60, сурьма-125, рутений-106, практически полностью остаются в расплаве металла, их коэффициенты распределения меньше 1, а Ко 1. Таким образом, при отсутствии или предварительном удалении радионуклидов, имеющих высокое сродство к металлам, окислительная переплавка на воздухе обеспечивает глубокую очистку металла от всех долгоживущих радионуклидов.When conducting remelting according to the proposed method in air with the addition of refining fluxes, intense oxidation and transition to slag of all radionuclides having a high affinity for oxygen occurs. Thus, during steel remelting, the distribution coefficient of radionuclides equal to the ratio of the specific content of radionuclides in the slag to the specific content of radionuclides in the metal and characterizing their behavior during the smelting is 90% (0.3-2.1) ОЕ + 5 for zirconium -95, uranium and transuranium elements (1.1-3.8) OE + 3, radium-226 more than 1.OE + 6, which corresponds to the purification of metal with purification factors K about 1.OE + 2-1. OE = 5 . A similar effect is observed when using any refining fluxes having a liquidus temperature below the melting temperature of the metal. These radionuclides are almost completely removed from the metal during remelting. Radionuclides with high affinity for metal and not oxidized during remelting, such as cobalt-60, antimony-125, ruthenium-106, remain almost completely in the metal melt, their distribution coefficients are less than 1, and K o 1. Thus, at the absence or preliminary removal of radionuclides having a high affinity for metals, oxidative remelting in air provides a deep cleaning of metal from all long-lived radionuclides.

При наличии в составе радиоактивного загрязнения радионуклидов с высоким сродством к металлу, таких как рутений-106 и сурьма-125, необходимо проведение предварительной дезактивации отходов поскольку при переплавке они практически полностью остаются в металле (Ко=1).In the presence of radionuclides with high affinity for metal, such as ruthenium-106 and antimony-125, in the composition of the radioactive contamination, preliminary decontamination of the waste is necessary, since during re-melting it remains almost completely in the metal (K o = 1).

Наличие в расплаве металла элемента с большим сродством к кислороду (раскислителя) снижает очистку металла от радионуклидов. Результаты определения радионуклидов при переплавке различных металлов с введением раскислителей приведены в табл. 3. Из представленных результатов видно, что при переплавке стали введение в расплав алюминия снижает очистку от урана-238 в 80-130 раз, а введение в расплав углерода снижает очистку от урана-238 в 2-10 раз, от марганца-54 в 2 раза. Введение в расплав силикокальция одного из наиболее сильных раскислителей, несколько снижает коэффициент распределения даже у церия-144, при этом коэффициент распределения урана-238 уменьшаются до 20, а марганца-54 до 2. Очистка металла от них в данном случае практически не происходит. Таким образом, введение раскислителей снижает эффективность дезактивации при переплавке РМО. The presence of an element with a high affinity for oxygen (deoxidizing agent) in the metal melt reduces the metal purification from radionuclides. The results of the determination of radionuclides during the remelting of various metals with the introduction of deoxidizers are given in table. 3. From the presented results it is seen that when steel is remelted, the introduction of aluminum into the melt reduces the cleaning of uranium-238 by 80-130 times, and the introduction of carbon into the melt reduces the cleaning of uranium-238 by 2-10 times, from manganese-54 by 2 times. The introduction of silicocalcium into the melt, one of the most powerful deoxidizers, somewhat reduces the distribution coefficient even for cerium-144, while the distribution coefficient of uranium-238 is reduced to 20, and manganese-54 to 2. In this case, metal is not purified from them. Thus, the introduction of deoxidants reduces the effectiveness of decontamination during the remelting of RMO.

Как уже отмечалось, при переплавке РМО происходит практически полное удаление из металла радионуклидов стронция-90, церия-144 и всех редкоземельных элементов, цезия-137, 134, урана и трансурановых элементов, т.е. практически всех радионуклидов, способных за счет концентрирования в шлаках и пылях приводить к возникновению вторичных радиоактивных отходов в условиях "чистых" металлургических предприятий. Остаточное содержание этих радионуклидов в слитке металла не превышает 10 Бк/кг (для урана и трансурановых элементов 37 Бк/кг). При повторной переплавке слитков наблюдается значительное снижение коэффициентов распределения, которые для указанных радионуклидов не превышают 7-30. Испарение в газовую фазу уменьшается до минимума и составляет, например, для наиболее легколетучего цезия-137 1,5-3%
Таким образом, можно сделать заключение в том, что получаемый в результате реализации предложенного способа металл имеет гарантированную экологическую безопасность и не приводит к радиоактивному загрязнению при любых видах последующего неконтролируемого обращения с ним.As already noted, during the remelting of RMO, the strontium-90, cerium-144, and all rare-earth elements, cesium-137, 134, uranium, and transuranium elements, i.e. almost all radionuclides, which, due to concentration in slags and dusts, can lead to the appearance of secondary radioactive waste in the conditions of "clean" metallurgical enterprises. The residual content of these radionuclides in the metal ingot does not exceed 10 Bq / kg (for uranium and transuranium elements 37 Bq / kg). Upon repeated remelting of ingots, a significant decrease in distribution coefficients is observed, which for these radionuclides does not exceed 7-30. Evaporation in the gas phase is reduced to a minimum and is, for example, 1.5-3% for the most volatile cesium-137
Thus, we can conclude that the metal obtained as a result of the implementation of the proposed method has guaranteed environmental safety and does not lead to radioactive contamination during any kind of subsequent uncontrolled handling.

Для осуществления описанного способа утилизации РМО предлагается установка, включающая основные узлы: узел переплавки в составе устройства для загрузки металла, индукционной плавильной печи, устройства для разливки металла в изложницы, системы вытяжной вентиляции и газоочистки, узел глубокой очистки РМО от радионуклидов, имеющих высокое сродство к металлу, устройство для радиометрического контроля. To implement the described method for the disposal of RMO, an installation is proposed that includes the main components: a remelting unit as part of a metal loading device, an induction melting furnace, a device for casting metal into molds, exhaust ventilation and gas purification systems, a unit for deep cleaning of RMO from radionuclides having a high affinity for metal, device for radiometric control.

Блок-схема установки утилизации РМО приведена на фиг. 2. A block diagram of an RWM disposal facility is shown in FIG. 2.

Узел глубокой очистки РМО от радионуклидов имеющих высокое сродство к металлу (сурьма-125, рутений-106), состоит из неметаллической ванны 1 дезактивации, изготовленной из проницаемого для электромагнитного поля материала с устройством 2 для наложения электромагнитного поля материала с устройством 2 для наложения электромагнитного поля повышенной частоты, системы 3 хранения растворов, системы 4 транспортировки растворов, системы 5 вентиляции емкостей и газоочистки, системы 6 приготовления растворов, системы 7 удаления шлама с устройством 8 для наложения гидроакустического поля, системы 9 выделения и переработки вторичных радиоактивных отходов. РМО после контроля, сортировки и компоновки партии металла поступают в ванну 1 дезактивации с помощью устройства 10 для загрузки отходов. Для наложения электромагнитного поля ванна дезактивации окружена водоохлаждаемой катушкой, на которую может быть подано напряжение от источника 11 напряжения повышенной частоты, питающего индукционную печь 12. Система 9 выделения и переработки вторичных радиоактивных отходов содержит устройство, позволяющее перерабатывать как радиоактивные отходы, образующие от узла глубокой очистки РМО, так и шлаки и пыли, образующиеся в процессе переплавки. Индукционная печь 12 содержит систему 13 вытяжной вентиляции и газоочистки. Установка также снабжена устройством 14 для приготовления флюсов, устройством 15 загрузки металла в печь, устройством 16 для разливки металла в изложницы и устройством 17 для радиометрического контроля. The node for deep cleaning of RMO from radionuclides having high affinity for metal (antimony-125, ruthenium-106), consists of a non-metallic decontamination bath 1 made of a material that is permeable to an electromagnetic field with a device 2 for applying an electromagnetic field of material with a device 2 for applying an electromagnetic field increased frequency, solution storage system 3, solution transport system 4, tank ventilation and gas purification system 5, solution preparation system 6, sludge removal system 7 with device 8 for Overlay a sonar field 9 of the system allocation and processing of secondary radioactive waste. RMO after control, sorting and layout of a batch of metal enter the decontamination bath 1 using the device 10 for loading waste. To apply an electromagnetic field, the decontamination bath is surrounded by a water-cooled coil, which can be supplied with voltage from a high-frequency voltage source 11 that feeds the induction furnace 12. The secondary radioactive waste separation and processing system 9 contains a device that can be processed as radioactive waste from a deep-cleaning unit RMO, as well as slag and dust generated during the remelting process. Induction furnace 12 includes a system 13 of exhaust ventilation and gas purification. The installation is also equipped with a device 14 for preparing fluxes, a device 15 for loading metal into the furnace, a device 16 for casting metal into molds and a device 17 for radiometric monitoring.

Устройство радиометрического контроля представлено на фиг. 3. The radiometric monitoring device is shown in FIG. 3.

Оно содержит коллимированные датчики 18 гамма-излучения, которые позволяют производить направленную регистрацию гамма-излучения от контейнеров 19 с металлом, плоского экрана 20, установленного с противоположной по отношению к датчикам 18 гамма-излучения стороны контейнера и расположенного между ними механизма 21, позволяющего измерять массу контейнера с отходами и перемещать его относительно датчиков. Благодаря организованному таким образом замеру "в тени" без существенных сложностей и при малой материалоемкости возможно осуществлять регистрацию низких уровней мощностей дозы гамма-излучения (до 10-15 мкР/ч) при повышенном фоне в помещении (до 100-1000 мкР/ч) и проводить компоновку партии металла перед переплавкой по массе и допустимой мощности дозы гамма-излучения (Ррасч.) от контейнера с отходами.It contains collimated gamma radiation sensors 18, which allow directional registration of gamma radiation from containers 19 with metal, a flat screen 20 mounted on the opposite side of the container with respect to gamma radiation sensors 18 and a mechanism 21 located between them that allows to measure mass waste container and move it relative to the sensors. Due to the measurement organized in this way "in the shade" without significant difficulties and with low material consumption, it is possible to register low levels of gamma radiation dose rates (up to 10-15 μR / h) with an increased background in the room (up to 100-1000 μR / h) and to arrange the batch of metal before remelting by weight and permissible dose rate of gamma radiation (P calc. ) from the waste container.

Испытания способа утилизации РМО проводились на стендовой установке с использованием индукционной печи 12 ИСТ-0,06 с мощностью преобразователя 50 кВт и частотой 2-400 Гц. Вместимость тигля по металлу 60 кг. Дезактивацию РМО проводили в неметаллической ванне объемом 200 куб.дм, снабженной индуктором, подключенным к преобразователю частоты индукционной плавильной печи. Узел дезактивации был снабжен системами хранения, транспортировки и приготовления растворов, системой вентиляции емкостей и газоочистки, системы удаления шлама с устройством наложения гидроакустического поля, системой выделения и переработки вторичных радиоактивных отходов. Контроль РМО после дезактивации слитков металлов определяли с помощью дозиметрического прибора ДРГ-3-02, датчик которого помещался в свинцовый коллиматор. Tests of the RWM disposal method were carried out on a bench installation using an IST-0.06 induction furnace 12 with a converter power of 50 kW and a frequency of 2-400 Hz. The crucible capacity for metal is 60 kg. RMO was deactivated in a nonmetallic bath with a volume of 200 cubic dm, equipped with an inductor connected to the frequency converter of the induction melting furnace. The decontamination unit was equipped with storage, transportation and solution preparation systems, a tank ventilation system and a gas purification system, a sludge removal system with a device for applying a sonar field, a system for the separation and processing of secondary radioactive waste. The control of RMO after deactivation of metal ingots was determined using a DRG-3-02 dosimetric device, the sensor of which was placed in a lead collimator.

В процессе дезактивации РМО последовательно обрабатывались в растворах:
50 г/л Н2SO4 + 2 г/л Na2S4O6 температура раствора 100оС, время обработки 2 ч;
5 г/л Н2SO4 + 10 г/л Н2О2 температура раствора 60оС, время обработки 0,5 ч;
вода + гидроакустическое поле, частота 22 кГц, режим докавитационный, температура 20оС, время обработки 20 мин.In the process of deactivation of the RMO were sequentially processed in solutions:
50 g / l H 2 SO 4 + 2 g / l Na 2 S 4 O 6 solution temperature of 100 ° C, the treatment time 2 h;
5 g / l H 2 SO 4 + 10 g / l H 2 O 2 solution at 60 ° C, the treatment time of 0.5 hours;
water + hydroacoustic field frequency is 22 kHz, cavitation mode, temperature 20 ° C, processing time 20 min.

Переплавку проводили на воздухе в магнезитовом тигле с добавлением в качестве флюса смеси из 37% MgO+13% Al2O3+33% SiO2+17% CaF2 в количестве 2% от массы РМО, без окисления металла перед сливом в изложницы. Результаты представлены в табл. 4 и 5.Remelting was carried out in air in a magnesite crucible with the addition of a mixture of 37% MgO + 13% Al 2 O 3 + 33% SiO 2 + 17% CaF 2 in the amount of 2% by weight of PMO as flux, without metal oxidation before discharge into the molds. The results are presented in table. 4 and 5.

Как следует из приведенных в табл. 4 и 5 экспериментальных данных, использование для утилизации РМО предлагаемого способа, включающего контроль радиоактивности РМО на всех стадиях по мощности дозы гамма-излучения, глубокую дезактивацию РМО от радионуклидов, имеющих высокое сродство к металлу и переплавку на воздухе с добавлением рафинирующих флюсов без раскисления металла в тигле печи, позволяет достичь уровней остаточной радиоактивности металла менее 1.ОЕ-8 г-экв. радия/кг и обеспечить возможность его неограниченного использования. В случае переплавки РМО Чернобыльской зоны без проведения дезактивации остаточная загрязненность слитка определяется исключительно радионуклидами, имеющими высокое сродство к металлу (рутений-106, сурьма-125, кобальт-60), и значительно (в 12 раз) превышает норматив на неограниченное повторное использование металла. As follows from the table. 4 and 5 experimental data, the use of the proposed method for the disposal of RMO, including the control of the radioactivity of RMO at all stages according to the dose rate of gamma radiation, the deep deactivation of RMO from radionuclides with high affinity for metal and remelting in air with the addition of refining fluxes without metal deoxidation in crucible furnace, allows to achieve levels of residual radioactivity of the metal less than 1. OE-8 g-eq. radium / kg and provide the possibility of its unlimited use. In the case of remelting the RMO of the Chernobyl zone without deactivation, the residual contamination of the ingot is determined solely by radionuclides having a high affinity for metal (ruthenium-106, antimony-125, cobalt-60), and significantly (12 times) exceeds the standard for unlimited metal reuse.

Таким образом, приведенные данные подтверждают, что утилизация металла по предлагаемому способу и с использованием предлагаемого устройства позволяет получить металл, пригодный для неорганического повторного использования. Thus, the above data confirm that the recycling of metal by the proposed method and using the proposed device allows to obtain a metal suitable for inorganic reuse.

Узлы дезактивации и переплавки имеют ряд общих систем (оборотного водоохлаждения, дозиметрического контроля, переработки вторичных радиоактивных отходов, источник напряжения повышенной частоты), что значительно снижает затраты на оборудование и необходимую площадь для его размещения. Кроме того, система транспортировки дезактивирующих вод, просыпей, которые могут образовываться как на узле дезактивации переплавки, так и на узле переплавки. Decontamination and remelting units have a number of common systems (reverse water cooling, dosimetric control, processing of secondary radioactive waste, voltage source of increased frequency), which significantly reduces the cost of equipment and the necessary area for its placement. In addition, a system for transporting decontaminating waters, spills that can form both on the decontamination decontamination unit and on the remeasurement site.

Claims (11)

1. Способ утилизации отходов из черных сплавов, загрязненных радионуклидами, включающий стадии разделки, контроля радиоактивной загрязненности, плавления в индукционной печи в контролируемой зоне с наведением и удалением шлака и разливкой металла в изложницы и стадию дезактивации перед плавлением при превышении допустимого уровня радиоактивной загрязненности отходов, отличающийся тем, что контроль радиоактивной загрязненности отходов проводят методом сравнения активности металла с активностью протяжного источника радия - 226 в равновесии с дочерними продуктами путем измерения мощности экспозиционной дозы гамма-излучения, плавление металлических отходов ведут на воздухе с добавлением рафинирующих флюсов, имеющих температуру ликвидуса ниже точки плавления металла, без раскисления металла в тигле печи, а дезактивацию отходов проводят с применением методов, обеспечивающих глубокую очистку от радионуклидов с высоким сродством к металлу. 1. The method of disposal of waste from ferrous alloys contaminated with radionuclides, including the stages of cutting, monitoring of radioactive contamination, melting in an induction furnace in a controlled area with guidance and removal of slag and casting metal into the molds and the stage of decontamination before melting when exceeding the permissible level of radioactive contamination of waste, characterized in that the control of the radioactive contamination of the waste is carried out by comparing the activity of the metal with the activity of a lingering source of radium - 226 equal With the daughter products by measuring the exposure dose rate of gamma radiation, metal waste is melted in air with the addition of refining fluxes having a liquidus temperature below the melting point of the metal without deoxidation of the metal in the crucible of the furnace, and the waste is decontaminated using methods that provide deep cleaning from radionuclides with high affinity for metal. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что допустимый уровень радиоактивной загрязненности отходов перед плавкой для суммы радионуклидов, имеющих средство к металлу, таких как кобальт-60, сурьма-125, рутений-106 составляет 1, ОЕ-8 г-экв. радия/кг. 2. The method according to claim 1, characterized in that the permissible level of radioactive contamination of the waste before melting for the amount of radionuclides having a metal agent, such as cobalt-60, antimony-125, ruthenium-106 is 1, OE-8 g-equiv . radium / kg. 3. Способ по пп. 1 и 2, отличающийся тем, что контроль радиоактивной загрязненности отходов перед плавкой проводят путем измерения мощности дозы (P) вплотную от поверхности контейнера размерами не менее 0,6х0,6х0,6 м и плотностью загрузки металла не менее 1,0 т/куб.м, которая не должна превышать значения, определяемого из формулы, мР/ч:
Figure 00000003

где i= 1-n;
n-количество радионуклидов, присутствующих в составе загрязнения;
fi - доля i-го радионуклида в общей активности;
Ko i - коэффициент очистки металла от i-го радионуклида в процессе переплавки.3. The method according to PP. 1 and 2, characterized in that the control of radioactive contamination of the waste before melting is carried out by measuring the dose rate (P) close to the surface of the container with dimensions of at least 0.6 x 0.6 x 0.6 m and a metal loading density of at least 1.0 t / cu. m, which should not exceed the value determined from the formula, mR / h:
Figure 00000003

where i = 1-n;
n is the number of radionuclides present in the contamination;
f i - the share of the i-th radionuclide in total activity;
K o i - the coefficient of metal purification from the i-th radionuclide in the process of remelting. 4. Способ по п.1, отличающийся тем, что контроль радиоактивной загрязненности слитков проводят путем измерения мощности экспозиционной дозы гамма-излучения на поверхности каждого слитка и для слитка, минимальный линейный размер которого больше 0,3 м, эта величина не должна превышать 0,02 мР/ч. 4. The method according to claim 1, characterized in that the control of radioactive contamination of the ingots is carried out by measuring the power of the exposure dose of gamma radiation on the surface of each ingot and for the ingot, the minimum linear size of which is more than 0.3 m, this value should not exceed 0, 02 mR / h 5. Способ по п.1, отличающийся тем, что глубокую очистку отходов из нержавеющих сталей от радионуклидов, имеющих высокое средство к металлу, проводят с использованием метода жидкостной дезактивации, включающем обработку отходов в кислом растворе, содержащем восстановление формы серы, с последующим окислительным удалением шлама. 5. The method according to claim 1, characterized in that the deep cleaning of waste from stainless steels from radionuclides having a high metal agent is carried out using the liquid decontamination method, which includes treating the waste in an acidic solution containing sulfur recovery, followed by oxidative removal sludge. 6. Способ по п. 1, отличающийся тем, что глубокую очистку отходов из углеродистых сталей от радионуклидов, имеющих высокое средство к металлу проводят с использованием метода жидкостной дезактивации, включающем обработку отходов в кислом растворе, содержащем неорганический ингибитор травления, с последующим удалением травильного шлама с поверхности металла в кислом окислительном растворе и/или в воде путем наложения гидроакустического поля. 6. The method according to p. 1, characterized in that the deep cleaning of waste from carbon steels from radionuclides having a high tool for metal is carried out using the method of liquid decontamination, including the treatment of waste in an acidic solution containing an inorganic etching inhibitor, followed by removal of the etching sludge from a metal surface in an acidic oxidizing solution and / or in water by applying a sonar field. 7. Установка для утилизации отходов из черных сплавов, загрязненных радионуклидами, содержащая устройство для приготовления флюса, устройство для загрузки металла, индукционную плавильную печь с источником напряжения повышенной частоты, устройство для разливки металла в изложницы, систему вытяжной вентиляции и газоочистки и устройство для радиометрического контроля, отличающаяся тем, что она дополнительно содержит узел глубокой очистки отходов от радионуклидов, имеющих высокое сродство к металлу, и устройство для компановки партии отходов перед плавлением в печи. 7. Installation for the disposal of waste from ferrous alloys contaminated with radionuclides, containing a device for preparing flux, a device for loading metal, an induction melting furnace with a voltage source of increased frequency, a device for casting metal into molds, an exhaust ventilation and gas purification system, and a device for radiometric control , characterized in that it further comprises a unit for deep cleaning of waste from radionuclides having high affinity for metal, and a device for arranging a batch of moves in furnace prior to melting. 8. Установка по п.7, отличающаяся тем, что узел глубокой очистки отходов от радионуклидов, имеющих высокое сродство к металлу, состоит из ванны дезактивации с устройством для наложения электромагнитного поля повышенной частоты, системы хранения растворов, системы транспортировки растворов, системы вентиляции емкостей и газоочистки, системы приготовления растворов, системы удаления шлама с устройством наложения гидроакустического поля, системы выделения и переработки вторичных радиоактивных отходов. 8. The apparatus according to claim 7, characterized in that the deep waste purification unit for radionuclides having a high affinity for metal consists of a decontamination bath with a device for applying an increased frequency electromagnetic field, a solution storage system, a solution transport system, a tank ventilation system, and gas purification systems, solution preparation systems, sludge removal systems with a device for applying a sonar field, a system for the allocation and processing of secondary radioactive waste. 9. Установка по п.8, отличающаяся тем, что ванна дезактивации изготовлена из проницаемого для высокочастотного электромагнитного поля материала, а устройство для его наложения подключено к источнику напряжения повышенной частоты, питающему индукционную плавильную печь. 9. Installation according to claim 8, characterized in that the decontamination bath is made of a material that is permeable to a high-frequency electromagnetic field, and the device for applying it is connected to a voltage source of increased frequency that feeds the induction melting furnace. 10. Установка по п.8, отличающаяся тем, что система выделения и переработки вторичных радиоактивных отходов содержит устройство для совместной переработки вторичных отходов от узла глубокой очистки и переплавки металлических отходов. 10. Installation according to claim 8, characterized in that the system for the separation and processing of secondary radioactive waste contains a device for the joint processing of secondary waste from the site of deep cleaning and remelting of metal waste. 11. Установка по п.7, отличающаяся тем, что устройство для радиометрического контроля содержит коллимированные датчики гамма-излучения, плоский экран, поглощающий гамма-излучение, и расположенный между ними механизм для определения массы контейнера с отходами и перемещения его относительно датчиков. 11. Installation according to claim 7, characterized in that the device for radiometric control contains collimated gamma radiation sensors, a flat screen that absorbs gamma radiation, and a mechanism located between them for determining the mass of the waste container and moving it relative to the sensors.
SU925046627A 1992-07-07 1992-07-07 Method for utilization of wastes of ferrous alloys contaminated with radionuclides and unit for its embodiment RU1831879C (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU925046627A RU1831879C (en) 1992-07-07 1992-07-07 Method for utilization of wastes of ferrous alloys contaminated with radionuclides and unit for its embodiment

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU925046627A RU1831879C (en) 1992-07-07 1992-07-07 Method for utilization of wastes of ferrous alloys contaminated with radionuclides and unit for its embodiment

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU1831879C true RU1831879C (en) 1996-01-20

Family

ID=21606465

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU925046627A RU1831879C (en) 1992-07-07 1992-07-07 Method for utilization of wastes of ferrous alloys contaminated with radionuclides and unit for its embodiment

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU1831879C (en)

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Хебрант П. Основные параметры для хранения и экономичного использования загрязненной радионуклидами нержавеющей стали использования загрязненной радионуклидами нержавеющей стали. - протоколы международной конференции. Брюссель: 1989, с.2, с.689-693. *

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US9253825B2 (en) Melting apparatus for melt decontamination of radioactive metal waste
KR101016223B1 (en) System of melting decontamination of radioactive scrap metals
GB2141866A (en) Method of decontamination of radioactively contaminated scrap iron and/or steel
CN113957259B (en) Radioactive pollution waste metal smelting detergent
RU1831879C (en) Method for utilization of wastes of ferrous alloys contaminated with radionuclides and unit for its embodiment
JP3861286B2 (en) Method for melting radioactive contamination metals
US5724669A (en) Metal decontamination process and systems for accomplishing same
Heshmatpour et al. Decontamination of transuranic contaminated metals by melt refining
GB2266002A (en) A method of removing radioactive material from metallic objects
RU2004608C1 (en) Method for copper alloy with radionuclides contamination metal waste utilizing
Schlienger et al. Melt processing of radioactive waste: a technical overview
Reimann Technical assessment of processes to enable recycling of low-level contaminated metal waste
Heshmatpour et al. Metallurgical aspects of waste metal decontamination by melt refining
Min et al. Partition characteristics of radionuclides during a melt decontamination of a contaminated metal waste
Bechtold WINCO Metal Recycle annual report, FY 1993
Menon et al. Melting of Low-Level Contaminated Steels
Copeland et al. Melting metal waste for volume reduction and decontamination
Weldon Decontamination of metals by melt refining/slagging
JP7143030B2 (en) Manufacturing method of clearance metal
Mizia et al. Decontamination of metals by melt refinings/slagging: An annotated bibliography
RU95103655A (en) Method for utilization of metal wastes contaminated with radionuclides
Buckentin et al. Radioactive scrap metal decontamination technology assessment report
Buckentin Melt decontamination of radioactive stainless steel by electroslag remelting
Cavendish Treatment of metallic wastes by smelting
Warren et al. Technical issues relating to the recycle of contaminated scrap metal