RU2102805C1

RU2102805C1 - Композиция для дезактивации оборудования от компонентов ядерного топлива

Info

Publication number: RU2102805C1
Application number: RU96112210A
Authority: RU
Inventors: Надежда Ивановна Вороник; Наталья Николаевна Шатило; Зоя Сафроновна Дмитриева; Юрий Петрович Давыдов; Маргарина Ивановна Терещенко
Original assignee: Институт радиоэкологических проблем АН Беларуси
Priority date: 1996-06-14
Filing date: 1996-06-14
Publication date: 1998-01-20

Abstract

Использование: изобретение относится к области атомной техники, а именно к дезактивации оборудования от компонентов и продуктов деления ядерного топлива. Сущность: композиция содержит поливиниловый спирт, гидроксид щелочного металла, 1-гидроксиэтилидендифосфоновую кислоту, карбоксиметилцеллюлозу и лигнин при следующем соотношении компонентов, мас.%: поливиниловый спирт - 10 - 12,5, NaOH/KOH - 5 - 10, 4-гидроксиэтилидендифосфоновая кислота - 1 -2, карбоксиметилцеллюлоза - 0,5 - 1, лигнин - 4 - 6, вода - остальное. Использование композиции позволяет увеличить эффективность дезактивации, а также улучшить технологичность процесса за счет упрощения утилизации отходов, сокращения количества жидких радиоактивных отходов. 3 табл.

Description

Изобретение относится к области атомной техники, а именно к дезактивации оборудования ядерных энергетических установок от компонентов и продуктов деления ядерного топлива. Изобретение может быть использовано для дезактивации оборудования промышленных предприятий, загрязненного в результате аварии на ЯЭУ.

Известны композиции для дезактивации поверхностей полимеризующимися составами, содержащими поливиниловый спирт и агрессивные компоненты-кислоты и щелочи [1] Недостатком указанных композиций является трудность удаления сформировавшейся полимерной пленки.

Наиболее близкой по технической сущности является композиция для дезактивации оборудования от компонентов ядерного топлива, содержащая 10 12 мас. поливинилового спирта с добавкой KOH [2] Усиление структурной прочности пленки достигалось армированием ее марлей в процессе нанесения и формирования пленки. Однако такой состав не пригоден для дезактивации оборудования, имеющего сложную поверхность, из-за невозможности полного покрытия профильных поверхностей армированной пленкой и трудностей ее удаления.

Задачей изобретения является создание композиции для дезактивации оборудования, обеспечивающей повышение эффективности дезактивации, а также улучшение технологичности процесса за счет облегчения удаления отработавшей композиции, сокращение объема жидких радиоактивных отходов.

Поставленная задача достигается тем, что дезактивацию оборудования осуществляют обработкой системой, содержащей поливиниловый спирт (ПВС), гидроксид щелочного металла, 1-гидроксиэтилидендифосфоновую кислоту (ОЭДФК), карбоксиметилцеллюлозу (КМЦ) и лигнин при следующем соотношении компонентов, мас. ПВС 10 12,5; KOH/NaOH 5 10; ОЭДФК 1 2; лигнин 4 6; вода остальное.

Дезактивирующее действие системы основано на растворении отложений и лако-красочных покрытий с включенными в них радионуклидами, связывании радионуклидов с компонентами системы, проникновении их в глубину системы и фиксации в толщине заполимеризованной пасты.

Отличительной особенностью заявляемой композиции является наличие в дезактивирующей системе ОЭДФК, КМС и лигнина, взятых в соотношении 1 2% 0,5 1% и 4 6% соответственно.

В результате решения данной задачи достигается технический результат, заключающийся в повышении эффективности дезактивации за счет полного покрытия профилированной поверхности оборудования композицией, а также за счет связывания радионуклидов в комплекс с ОЭДФК и стабилизации системы с помощью КМЦ. Повышение технологичности достигается за счет уменьшения объема ЖРО, так как в течение нескольких часов композиция затвердевает с образованием однородной сухой массы, не требующей дальнейшей переработки перед отправкой на захоронение и пригодной для сжигания, так как композиция не содержит экологически вредных летучих компонентов.

Добавка лигнина снижает адгезию и облегчает удаление отработанной композиции.

Пример 1. Оценка дезактивирующей способности композиции проводилась следующим образом. Образцы нержавеющей стали Х18Н10Т, стали 3, в том числе с коррозионными и гряземасляными отложениями, предварительно активировались смесью азотнокислых растворов радиоактивных изотопов Cs-137 и Sr-90 как одних из наиболее долгоживущих и дозообразующих продуктов деления ядерного топлива. Затем образцы высушивались в течение 1 суток на воздухе и хранились в боксе в течение 1 месяца перед испытаниями. Образцы оборудования, загрязненного в результате аварии на ЧАЭС, дополнительной активации не подвергались (табл. 1, опыт 6).

Дезактивирующая композиция готовилась следующим образом. Взвешивались заданные количества компонентов и растворялись в половине требуемого количества воды в следующем порядке: NaOH/KOH, ОЭДФК, КМЦ. Вторая половина требуемого количества воды нагревалась до 90^oC и в нее добавлялось заданное количество ПВС и перемешивалось до растворения. Затем растворы смешивались и в полученную систему добавлялось заданное количество лигнина, перемешивалось до получения однородной массы.

Готовая дезактивирующая композиция наносилась на активированные образцы и на образцы загрязненного оборудования, оставлялась на 20 ч. Затем затвердевшая система удалялась с образцов. Обсчет образцов до и после дезактивации осуществлялся с помощью β-счетчика РУБ-1 и многоканального g-анализатора RFT 20160.

Эффективность дезактивации оценивалась по коэффициенту дезактивации:
K_д A_исх./A_кон.,
где A_исх. и A_кон. активность образцов до и после дезактивации.

При тех же условиях дезактивации и по той же методике оценивали дезактивирующую композицию: 12% ПВС + 5% NaOH (прототип). Полученные данные представлены в табл. 1.

Полученные K_дез. технологически приемлемые. При дезактивации по пп. 2 6 образовавшаяся монолитная масса удалялась с поверхности образца с небольшим усилием, а при дезактивации по п. 1 затвердевшая пленка оказалась очень прочно сцепленной с поверхностью образца. Жидкие радиоактивные отходы отсутствовали.

Наименьшее содержание компонентов в композиции ограничено необходимостью достижения требуемой (приемлемой) эффективности дезактивации и обеспечением затвердевания композиции. Увеличение содержания компонентов выше указанных величин нецелесообразно экономически из-за повышенного расхода реактивов.

Для улучшения переработки образовавшихся отходов дезактивации и в обоснование использования в композиции лигнина были испытаны его сорбционные свойства по отношению к радионуклидам Cs-137 и Sr-90.

Результаты испытаний представлены в табл. 2 и 3.

Лигнины обладают хорошей сорбирующей способностью, особенно по отношению к радионуклидам стронция. Эти свойства позволяют захоранивать отработанные композиции, содержащие лигнин, без дополнительной обработки.

Таким образом, использование композиции без дезактивации оборудования позволяет:
улучшить эффективность дезактивации;
улучшить технологичность процесса за счет облегчения удаления отработавшей композиции и упрощения утилизации отходов;
уменьшить экологическую опасность за счет сокращения количества ЖРО и операций с радиоактивными продуктами;
повысить экономические показатели за счет снижения затрат на переработку ЖРО.

Claims

Композиция для дезактивации оборудования от компонентов ядерного топлива, включающая поливиниловый спирт, гидроксид щелочного металла, отличающаяся тем, что она дополнительно содержит 1-гидроксиэтилдендифосфоновую кислоту, карбоксилметилцеллюлозу и лигнин при следующем соотношении компонентов, мас.

Поливиниловый спирт 10,0 12,5
NaOH/KOH 5 10
1-Гидроксиэтилидендифосфоновая кислота 1 2
Карбоксиметилцеллюлоза 0,5 1,0
Лигнин 4 6
Вода Остальноеу