RU2656224C2 - Способ обработки стержня-поглотителя, содержащего загрязненный карбид бора и натрий - Google Patents
Способ обработки стержня-поглотителя, содержащего загрязненный карбид бора и натрий Download PDFInfo
- Publication number
- RU2656224C2 RU2656224C2 RU2016103773A RU2016103773A RU2656224C2 RU 2656224 C2 RU2656224 C2 RU 2656224C2 RU 2016103773 A RU2016103773 A RU 2016103773A RU 2016103773 A RU2016103773 A RU 2016103773A RU 2656224 C2 RU2656224 C2 RU 2656224C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- sodium
- processing
- processing method
- treatment
- reaction mixture
- Prior art date
Links
- 239000011734 sodium Substances 0.000 title claims abstract description 42
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 title claims abstract description 38
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 38
- INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N boron carbide Chemical class B12B3B4C32B41 INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 24
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 20
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 title claims abstract description 10
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract description 30
- 239000011541 reaction mixture Substances 0.000 claims abstract description 29
- 229910052580 B4C Inorganic materials 0.000 claims abstract description 24
- CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N Carbon dioxide Chemical compound O=C=O CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 22
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 claims abstract description 22
- CDBYLPFSWZWCQE-UHFFFAOYSA-L Sodium Carbonate Chemical compound [Na+].[Na+].[O-]C([O-])=O CDBYLPFSWZWCQE-UHFFFAOYSA-L 0.000 claims abstract description 20
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 claims abstract description 18
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 claims abstract description 12
- 239000001569 carbon dioxide Substances 0.000 claims abstract description 11
- 229910002092 carbon dioxide Inorganic materials 0.000 claims abstract description 11
- 229910000029 sodium carbonate Inorganic materials 0.000 claims abstract description 10
- 239000000126 substance Substances 0.000 claims abstract description 9
- BVKZGUZCCUSVTD-UHFFFAOYSA-L Carbonate Chemical compound [O-]C([O-])=O BVKZGUZCCUSVTD-UHFFFAOYSA-L 0.000 claims abstract description 7
- 230000000694 effects Effects 0.000 claims abstract description 4
- 239000008187 granular material Substances 0.000 claims description 18
- 238000003672 processing method Methods 0.000 claims description 18
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims description 13
- 238000003763 carbonization Methods 0.000 claims description 12
- 238000002203 pretreatment Methods 0.000 claims description 12
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 10
- XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N Argon Chemical compound [Ar] XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 6
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 claims description 5
- 125000004432 carbon atom Chemical group C* 0.000 claims description 4
- 229910052786 argon Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 239000002699 waste material Substances 0.000 abstract description 11
- 238000004064 recycling Methods 0.000 abstract 1
- HEMHJVSKTPXQMS-UHFFFAOYSA-M Sodium hydroxide Chemical compound [OH-].[Na+] HEMHJVSKTPXQMS-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 21
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 14
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 6
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 6
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 6
- 239000003153 chemical reaction reagent Substances 0.000 description 4
- 238000005520 cutting process Methods 0.000 description 4
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 3
- 238000006460 hydrolysis reaction Methods 0.000 description 3
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 3
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 3
- 230000008569 process Effects 0.000 description 3
- 239000000047 product Substances 0.000 description 3
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 3
- 150000003385 sodium Chemical class 0.000 description 3
- UIIMBOGNXHQVGW-UHFFFAOYSA-M Sodium bicarbonate Chemical compound [Na+].OC([O-])=O UIIMBOGNXHQVGW-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 2
- 239000007795 chemical reaction product Substances 0.000 description 2
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 2
- 238000009833 condensation Methods 0.000 description 2
- 230000005494 condensation Effects 0.000 description 2
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 2
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 2
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 2
- KKCBUQHMOMHUOY-UHFFFAOYSA-N sodium oxide Chemical compound [O-2].[Na+].[Na+] KKCBUQHMOMHUOY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000002910 solid waste Substances 0.000 description 2
- GUTLYIVDDKVIGB-OUBTZVSYSA-N Cobalt-60 Chemical compound [60Co] GUTLYIVDDKVIGB-OUBTZVSYSA-N 0.000 description 1
- YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N Tritium Chemical compound [3H] YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N 0.000 description 1
- 239000002250 absorbent Substances 0.000 description 1
- 230000002745 absorbent Effects 0.000 description 1
- 239000011358 absorbing material Substances 0.000 description 1
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 description 1
- 230000009471 action Effects 0.000 description 1
- 230000004913 activation Effects 0.000 description 1
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- MOOAHMCRPCTRLV-UHFFFAOYSA-N boron sodium Chemical compound [B].[Na] MOOAHMCRPCTRLV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052792 caesium Inorganic materials 0.000 description 1
- TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N caesium atom Chemical compound [Cs] TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 1
- 238000002425 crystallisation Methods 0.000 description 1
- 230000008025 crystallization Effects 0.000 description 1
- 239000006185 dispersion Substances 0.000 description 1
- 238000013467 fragmentation Methods 0.000 description 1
- 238000006062 fragmentation reaction Methods 0.000 description 1
- 239000010795 gaseous waste Substances 0.000 description 1
- 230000007062 hydrolysis Effects 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 1
- PWHULOQIROXLJO-BJUDXGSMSA-N manganese-54 Chemical compound [54Mn] PWHULOQIROXLJO-BJUDXGSMSA-N 0.000 description 1
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 1
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 1
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011148 porous material Substances 0.000 description 1
- 238000007781 pre-processing Methods 0.000 description 1
- 239000011241 protective layer Substances 0.000 description 1
- 238000010926 purge Methods 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 229910000030 sodium bicarbonate Inorganic materials 0.000 description 1
- 235000017557 sodium bicarbonate Nutrition 0.000 description 1
- 229910001948 sodium oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 1
- 229910052722 tritium Inorganic materials 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
- G21F9/30—Processing
-
- 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
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C21/00—Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
- G21C21/18—Manufacture of control elements covered by group G21C7/00
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
- G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
- G21C7/10—Construction of control elements
-
- 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
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Manufacturing & Machinery (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области обработки ядерных отходов. Способ обработки стержня-поглотителя, содержащего оболочку, в которой находится материал на основе спеченного карбида бора, пористость которого составляет менее 1% от объема материала, причем материал имеет трещины, которые содержат натрий и, по меньшей мере, одно радиоактивное вещество, при этом способ включает в себя этап обработки, во время которого натрий преобразовывают в карбонат натрия путем реакции карбонизации в результате приведения материала в контакт с реакционной смесью для обработки, содержащей, в молярных процентах, 0,5-5% пара, 5-25% углекислого газа и 74,5-94,5% химически инертного газа, таким образом, что увеличение в объеме карбоната вызывает раскрытие трещин и оболочки, которое начинается, по меньшей мере, из одной щели, сделанной в оболочке, а также распространение эффектов указанного способа обработки внутри материала. Изобретение позволяет в максимально возможной степени преодолевать трудности, связанные с физико-химическими свойствами материала на основе спеченного карбида бора. 9 з.п. ф-лы.
Description
Область изобретения
Настоящее изобретение относится к области обработки ядерных отходов.
Настоящее изобретение относится, в частности, к обработке отходов, содержащих натрий и по меньшей мере одно радиоактивное вещество. Одним видом таких отходов является, например, стержень для контроля реактивности реактора на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением ("FNR-Na").
Предпосылки для создания изобретения
Для контроля реактивности ядерного реактора в FNR-Na применяют поглощающие нейтроны материалы, содержащие в себе карбид бора с упрощенной формулой B4C.
Этот материал обычно имеет форму спеченных гранул цилиндрической формы в оболочке для формирования такого поглощающего элемента, как стержень-поглотитель.
Под объединенным действием радиационного излучения и температуры изначально массивные гранулы карбида бора могут разрушаться до появления в гранулах трещин.
Во время работы "FNR-Na" реактора натрий в первом контуре пребывает в жидкой форме и содержит по меньшей мере одно радиоактивное вещество. Он циркулирует в пространстве между гранулами карбида бора и оболочкой. При разрушении гранул жидкий натрий, загрязненный радиоактивным веществом, может проникать в трещины гранул карбида бора или даже по разломам гранул карбида бора, если трещины привели к фрагментации гранул. В настоящем описании разломы классифицируют как трещины.
После остановки реактора стержни-поглотители извлекают из реактора и помещают на хранение до обработки. Таким образом, извлеченный стержень-поглотитель содержит треснувшие гранулы карбида бора, в трещинах которых содержится натрий в твердой форме, который загрязнен по меньшей мере одним радиоактивным веществом.
Загрязненный стержень-поглотитель является ядерными отходами, которые представляют двойную опасность с точки зрения безопасности и защиты:
- химическую опасность из-за остаточного натрия, который должен храниться в атмосфере инертного газа (такого как аргон или азот) для предотвращения риска химической реакции, например, с водой или кислородом из воздуха. В зависимости от условий хранения до обработки часть натрия на поверхности тем не менее может неконтролируемо преобразовываться, например, в гидроксид натрия и водород при контакте с водой;
- радиологическую опасность из-за загрязнения натрия радиоактивным веществом, а именно радиоактивными изотопами первичного контура реактора.
Для того чтобы иметь возможность обработки таких ядерных отходов стандартным путем удаления загрязненных отходов, необходимо, в первую очередь, устранить химическую опасность, то есть химически преобразовать или извлечь загрязненный металлический натрий, присутствующий в стержне-поглотителе, в частности, в трещинах гранул карбида бора.
Способ химического преобразования натрия путем непосредственной реакции между водой и натрием является трудноосуществимым, поскольку предполагает приведение в контакт этих двух химических соединений, но также предполагает контроль над кинетикой реакции, избавление от продуктов реакции (таких как гидроксид натрия и водород), а также отсутствие накопления реагентов.
В то же время спеченный карбид бора является химически стабильным, малопористым материалом с пористостью, составляющей в целом менее 1% от объема материала. Таким образом, натрий очень ограничен внутри этого материала. Следовательно, могут быть необходимы многочисленные манипуляции с оболочкой для обработки радиоактивной смеси натрий-карбид бора. Однако такая манипуляция является длительной и сложной, поскольку прочность гранул карбида бора является такой, что можно повредить и загрязнить режущие инструменты.
Присутствие радиоактивного вещества также подразумевает работу в камере, предотвращающей распространение радиоактивности, и в атмосфере инертного газа, такой как перчаточный бокс. В то же время операции по резке также являются сложными по причине сложностей манипуляций, присущих этому типу камер. Более того, существует возможность дисперсии радиоактивного вещества в камере, которая должна быть ограничена в максимально возможной степени.
Таким образом, низкая доступность загрязненного натрия значительно усложняет его обработку в качестве отходов.
Краткое описание изобретения
Одной из целей настоящего изобретения является устранение или уменьшение одного или более описанных выше недостатков путем осуществления способа, который, среди прочего, позволяет легко обрабатывать натрий и радиоактивное вещество, находящиеся в трещинах материала на основе спеченного карбида бора, который является химически стабильным высокопрочным материалом, при этом подлежащий обработке натрий является труднодоступным, поскольку находится внутри трещин.
Настоящее изобретение, таким образом, относится к способу обработки стержня-поглотителя, стержня, содержащего оболочку, в которой находится материал на основе спеченного карбида бора с трещинами, содержащими натрий и по меньшей мере одно радиоактивное вещество.
Способ включает в себя этап обработки, во время которого натрий преобразовывается в карбонат натрия путем реакции карбонизации за счет взаимодействия материала с реакционной смесью для обработки, содержащей в молярных процентах 0,5% - 5% пара, 5 % - 25% углекислого газа и 74,5% - 94,5% химически инертного газа, таким образом, что увеличение в объеме карбоната вызывает раскрытие трещин и оболочки, которое начинается по меньшей мере из одной щели, сделанной в оболочке, а также распространение эффектов указанного способа обработки внутри материала.
Этап обработки включает в себя взаимодействие материала с реакционной смесью для обработки для проведения реакции карбонизации, в результате которой гидроксид натрия, полученный в ходе реакции гидролиза, после взаимодействия натрия с паром, преобразовывается в карбонат после реакции с углекислым газом, находящимся в реакционной смеси для обработки.
Реакционная смесь для обработки содержит реагенты в газообразной форме. Поэтому она легче взаимодействует с труднодоступным натрием, содержащимся в трещинах гранул карбида бора, или даже с натрием, содержащимся на переломах или стыках отдельных гранул спеченного карбида бора. Этого результата нельзя достигнуть посредством способа обработки только с помощью воды, даже в больших количествах.
В результате реакции карбонизации, используемой в соответствии с этапом обработки, образуется карбонат, состоящий практически из карбоната натрия Na2CO3 и/или гидрокарбоната натрия NaHCO3, который в настоящем описании классифицируется как карбонат натрия. Объем, занимаемый карбонатом, превышает объем, первоначально занимаемый натрием.
Затем проводят реакцию карбонизации таким образом, чтобы увеличение объема карбоната преимущественно вызывало расширение трещин и раскрытие оболочки, причем последняя была предварительно ослаблена механически посредством создания по меньшей мере одной щели. Полученные таким образом отверстия открывают путь к продолжению реакции карбонизации и ее распространению в те зоны, которые первоначально были недоступными для таких реагентов, как вода и углекислый газ. Таким образом может быть обработан весь натрий, содержащийся в оболочке.
Предпочтительно щель является продольной и/или выполнена по всей длине оболочки.
Поскольку оболочка выполнена в основном из металла, состоящего зачастую из нержавеющей стали, щель можно создать, например, с помощью лазера.
В случае необходимости концы оболочки могут быть разрезаны вдоль поперечной плоскости для увеличения кинетики химических реакций, используемых на этапах предобработки и обработки.
После раскрытия трещин и оболочки реакция карбонизации, в соответствии с этапом обработки, продолжается путем постепенного увеличения в области взаимодействия между натрием и газообразной реакционной смесью.
Таким образом, раскрытие трещин и оболочки вызывает ускорение реакции карбонизации, которая может затем распространяться на всю оболочку, обрабатывая в результате весь натрий.
Этот результат получают несмотря на факт, что трещины, как правило, не связаны и образуют замкнутые реакционные пространства. Эти пространства априори препятствуют или ограничивают распространение реакции карбонизации или реакции гидролиза с применением только воды, которая обычно предусмотрена при этом типе обработки.
Вопреки низкой первоначальной доступности натрия, содержащегося в трещинах материала, реакционная смесь для обработки проникает глубоко и полностью взаимодействует с загрязненным натрием. Таким образом, оболочку можно обработать посредством способа, описанного в настоящем изобретении, без множественных операций по резке.
Последнее является особенно преимущественным, поскольку из-за присутствия радиоактивного вещества способ обработки, описанный в настоящем изобретении, зачастую осуществляют в камере, предотвращающей распространение радиоактивности, такой как перчаточный бокс, горячая камера или химический реактор, в которой, как указано выше, нужно стараться ограничивать операции по резке.
Более того, благодаря применению реакции карбонизации способ обработки, описанный в настоящем изобретении, обладает таким преимуществом, как выработка только твердых отходов (карбонат натрия, карбид бора, оболочка и радиоактивное вещество) и газообразных отходов (водород). Таким образом, не образуется никакого жидкого или газообразного радиоактивного стока.
Карбонат натрия представляет собой продукт, который является инертным и стабильным. Его легко обрабатывать, и он совместим с конечными каналами выхода стержней с карбидом бора. Его можно хранить непосредственно в долгосрочном глубоком хранилище.
Водород, получаемый в результате реакции карбонизации, может быть удален с помощью продувочного газа.
Способ обработки согласно настоящему изобретению является также легко контролируемым, поскольку реакция карбонизации, в соответствии с этапом обработки, может быть замедлена путем уменьшения доли пара в газообразной реакционной смеси для обработки или даже остановлена путем замещения этой смеси инертным газом. Это делает способ обработки по настоящему изобретению крайне безопасным.
Кроме относительной простоты применения, способ обработки по настоящему изобретению также делает возможной обработку большего количества стержней-поглотителей за одну операцию, что обеспечивает важное экономическое преимущество.
Тем не менее дополнительная трудность может возникнуть в случае, когда корка, содержащая гидроксид натрия (NaOH) и/или оксида натрия (Na2O), покрывает по меньшей мере часть поверхности, разграничивая трещины в материале. Такая корка может сформироваться в результате гидролиза натрия в присутствии воды и последующей концентрации и кристаллизации полученных продуктов реакции. Корка в дальнейшем покрывает натрий, присутствующий в трещинах, и становится защитным слоем, препятствующим взаимодействию реакционной смеси для обработки с натрием и, следовательно, распространению реакции карбонизации для обработки находящегося под коркой загрязненного натрия.
Поэтому в соответствии с предпочтительным вариантом осуществления способа обработки согласно настоящему изобретению выполняют этап предобработки, в ходе которого материал приводят в контакт с реакционной смесью для предобработки, содержащей, в молярных процентах, 0,5% - 25% углекислого газа и химически инертный газ в качестве оставшейся части. Этап предобработки предшествует этапу обработки.
Реакционная смесь для предобработки является сухой смесью, не содержащей воды или содержащей малые количества воды, для того, чтобы углекислый газ, содержащийся в данной смеси, разрушал корку путем преобразования гидроксида натрия и/или оксида натрия в карбонат натрия. Таким образом, допустимые малые количества воды являются тем, что предотвращает рост корки, что является более приемлемым, чем ее разрушение на этапе предобработки.
Она содержит химически инертный газ с теми же свойствами, что и в реакционной смеси для обработки. Подходящим может быть любой газ, который химически инертен по отношению к натрию. Инертным газом является, например, азот, аргон или их смесь. Реакционная смесь для предобработки и реакционная смесь для обработки могут быть идентичными.
Следовательно, химический состав реакционной смеси для обработки существенно отличается от химического состава реакционной смеси для предобработки дополнительным присутствием воды. Это приводит к упрощению установки, в которой осуществляют способ обработки согласно настоящему изобретению, такой, например, как камера, предотвращающая распространение радиоактивности. Так ограничивают число путей для введения реагентов в камеру. Это усиливает способность камеры предотвращать распространение радиоактивности и, таким образом, увеличивает надежность и безопасность способа обработки, несмотря на наличие радиоактивного вещества.
На этапе предобработки вырабатывается карбонат натрия, который является соединением, также получаемым в конце этапа обработки. Таким образом, ограничен химический состав отходов, получаемых в конце этапов предобработки и обработки. Это преимущественно уменьшает количество каналов утилизации и количество операций, необходимых для последующей обработки отходов.
Подробное описание изобретения
В настоящем описании изобретения такие глаголы, как «охватывать», «содержать», «объединять», «включать», а также их производные являются открытыми словами и, следовательно, не исключают наличия дополнительного элемента(элементов) и/или этапа(этапов), которые могут быть добавлены к исходному элементу(элементам) и/или этапу(элементам), указанному после данных слов. Тем не менее данные открытые слова дополнительно относятся к конкретному варианту осуществления, в котором указан только исходный элемент(ы) и/или этап(ы), исключая все остальное; причем в этом случае открытое слово дополнительно подразумевает закрытое слово «состоять из» и его сопряженные формы.
Выражение «и/или» понимают как связывающее элементы с целью обозначения индивидуального наличия, а также их смеси или комбинации.
Более того, если не указано иное, значения в пределах включены в диапазонах указанных параметров.
Несмотря на наличие радиоактивного вещества, например цезия или трития (продуктов распада), кобальта 60 или марганца 54 (продуктов активации), способ по настоящему изобретению позволяет обрабатывать натрий, присутствующий в трещинах материала на основе спеченного карбида бора.
Этот материал, как правило, имеет форму гранул. Он полностью или частично состоит из спеченного карбида бора, имеющего обычно в своем составе от 8,8% до 20% атомов углерода, и, следовательно, может варьировать в этом диапазоне относительно стехиометрической формулы B4C, которая соответствует 20% атомов углерода, или даже иметь избыток атомов углерода до 1 масс. %.
Способ обработки по настоящему изобретению включает этап обработки, в процессе которого материал приводят в контакт с реакционной смесью для обработки, содержащей в молярных процентах 0,5% - 5% пара, 5% - 25% углекислого газа и 74,5% - 94,5% химически инертного газа. Незначительная доля воды в реакционной смеси для обработки предотвращает какую-либо конденсацию воды на стенках оболочки и, таким образом, позволяет проводить полностью безопасную обработку натрия.
Время контакта реакционной смеси для обработки или предобработки с материалом зависит, соответственно, от количества требующих обработки корки или натрия, а также от состава реакционной смеси. Специалист в данной области может легко адаптировать такое время для получения максимально полной обработки натрия, содержащегося в стержне-поглотителе, на что указывает, например, окончание выделения водорода.
Взаимодействие с реакционной смесью для обработки или предобработки проводят, например, в течение периода, который составляет от 5 часов до 15 дней.
Обработку осуществляют предпочтительно при температуре от 40°С до 55°С. Относительно этапа обработки, этот температурный диапазон предотвращает конденсацию воды, даже при максимальных концентрациях пара 5 мол. %, и бурную реакцию с натрием.
Поскольку материал содержит по меньшей мере одно радиоактивное вещество, обработку по настоящему изобретению зачастую проводят в камере, предотвращающей распространение радиоактивности, такой как перчаточный бокс или горячая камера.
Реакционную смесь для обработки или предобработки затем обычно вводят в камеру, предотвращающую распространение радиоактивности, со скоростью потока, позволяющей ее постоянное обновление по меньшей мере раз в час, как правило один-два раза в час.
Другие цели, характерные признаки и преимущества настоящего изобретения будут теперь указаны в приведенном ниже описании конкретного варианта осуществления способа по настоящему изобретению, которое приведено с целью иллюстрации, а не ограничения.
Описание конкретных вариантов осуществления
Концы металлической оболочки, содержащей в себе спеченные гранулы карбида бора, которые имеют трещины и содержат натрий и радиоактивное вещество, отрезают с использованием лазера.
Затем в металлической оболочке создают продольную щель.
В перчаточном боксе, при поддерживаемой в нем температуре 45°С, гранулы приводят в контакт с реакционной смесью для предобработки с целью удаления корки гидроксида натрия, образующейся на поверхности трещин. Эта смесь содержит, в молярных процентах, 10% углекислого газа и 90% азота.
Затем гранулы приводят в контакт с реакционной смесью для обработки, содержащей, в молярных процентах, 3% пара, 10% углекислого газа и 87% азота.
Спустя несколько часов отсутствие высвобождения водорода означает окончание обработки.
Полученные твердые отходы, а именно карбонат натрия, карбид бора, оболочка и радиоактивное вещество, могут быть упакованы с целью дальнейшего удаления по соответствующим каналам.
Claims (10)
1. Способ обработки стержня-поглотителя, причем указанный стержень содержит оболочку, в которой находится материал на основе спеченного карбида бора, пористость которого составляет менее 1% от объема материала, причем материал имеет трещины, которые содержат натрий и по меньшей мере одно радиоактивное вещество, при этом способ включает в себя этап обработки, во время которого натрий преобразовывают в карбонат натрия путем реакции карбонизации в результате приведения материала в контакт с реакционной смесью для обработки, содержащей, в молярных процентах, 0,5% - 5% пара, 5% - 25% углекислого газа и 74,5% - 94,5% химически инертного газа, таким образом, что увеличение в объеме карбоната вызывает раскрытие трещин и оболочки, которое начинается по меньшей мере из одной щели, сделанной в оболочке, а также распространение эффектов указанного способа обработки внутри материала.
2. Способ обработки по п. 1, где перед этапом обработки проводят этап предобработки путем приведения материала в контакт с реакционной смесью для предобработки, содержащей, в молярных процентах, 0,5% - 25% углекислого газа и химически инертный газ в качестве оставшейся части.
3. Способ обработки по п. 1 или 2, где материал имеет форму гранул.
4. Способ обработки по п. 1 или 2, где карбид бора имеет состав с 8,8% - 20% атомов углерода.
5. Способ обработки по п. 1 или 2, где инертным газом является азот, аргон или их смесь.
6. Способ обработки по п. 1, где приведение в контакт с реакционной смесью для обработки осуществляют при температуре от 40°С до 55°С.
7. Способ обработки по п. 2, где приведение в контакт с реакционной смесью для предобработки осуществляют при температуре от 40°С до 55°С.
8. Способ обработки по п. 1 или 2, где способ осуществляют в камере, предотвращающей распространение радиоактивности.
9. Способ обработки по п. 8, где камерой, предотвращающей распространение радиоактивности, является перчаточный бокс, горячая камера или химический реактор.
10. Способ обработки по п. 8, где реакционную смесь для обработки или предобработки вводят в камеру, предотвращающую распространение радиоактивности, со скоростью потока, позволяющей ее постоянное обновление по меньшей мере раз в час.
Applications Claiming Priority (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR1356713 | 2013-07-08 | ||
| FR1356713A FR3008222B1 (fr) | 2013-07-08 | 2013-07-08 | Procede de traitement d'une aiguille absorbante contenant du carbure de bore contamine et du sodium. |
| PCT/FR2014/051751 WO2015004382A1 (fr) | 2013-07-08 | 2014-07-08 | Procede de traitement d'une aiguille absorbante contenant du carbure de bore contamine et du sodium |
Publications (3)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2016103773A RU2016103773A (ru) | 2017-08-11 |
| RU2016103773A3 RU2016103773A3 (ru) | 2018-03-05 |
| RU2656224C2 true RU2656224C2 (ru) | 2018-06-04 |
Family
ID=49949758
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2016103773A RU2656224C2 (ru) | 2013-07-08 | 2014-07-08 | Способ обработки стержня-поглотителя, содержащего загрязненный карбид бора и натрий |
Country Status (7)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US9666319B2 (ru) |
| EP (1) | EP3020048B1 (ru) |
| JP (1) | JP6134819B2 (ru) |
| CN (1) | CN105359222B (ru) |
| FR (1) | FR3008222B1 (ru) |
| RU (1) | RU2656224C2 (ru) |
| WO (1) | WO2015004382A1 (ru) |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| SU1347788A1 (ru) * | 1986-01-03 | 1991-07-30 | Предприятие П/Я В-8844 | Способ переработки радиоактивных отходов щелочных металлов |
| RU2138867C1 (ru) * | 1998-07-07 | 1999-09-27 | Государственный научный центр РФ "Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Способ отмывки оборудования от натрия |
| FR2933227A1 (fr) * | 2008-06-25 | 2010-01-01 | Commissariat Energie Atomique | Procede de traitement d'une structure contenant du sodium et une matiere radioactive |
Family Cites Families (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2684186B2 (ja) * | 1988-03-11 | 1997-12-03 | 川崎重工業株式会社 | 高速炉炉心構成の付着ナトリウムの処理装置 |
| JPH01308999A (ja) * | 1988-06-08 | 1989-12-13 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | 使用済燃料の貯蔵前処理方法 |
| EP0375230B1 (en) * | 1988-12-19 | 1995-03-29 | General Electric Company | Self-acting safety for nuclear reactors |
| JP3077100B2 (ja) * | 1995-05-16 | 2000-08-14 | 核燃料サイクル開発機構 | Ｎａ流入孔付ダイビングベル型制御棒 |
| FR2859042B1 (fr) * | 2003-08-19 | 2005-11-18 | Framatome Anp | Procede et installation de traitement de metaux alcalins charges en tritium ou de composants souilles par des metaux alcalins charges en tritium |
| FR2870758B1 (fr) * | 2004-05-26 | 2006-08-04 | Commissariat Energie Atomique | Procede permettant la combustion et l'oxydation complete de la fraction minerale d'un dechet traite dans un appareil de combustion-vitrification directe |
| FR2943167B1 (fr) * | 2009-03-11 | 2011-03-25 | Electricite De France | Traitement de dechets radioactifs carbones. |
| FR2982407B1 (fr) | 2011-11-03 | 2013-12-27 | Commissariat Energie Atomique | Procede de traitement d'une gaine contenant de l'hydrure de calcium fritte. |
| FR2984003B1 (fr) * | 2011-12-12 | 2014-01-10 | Commissariat Energie Atomique | Procede et dispositif de reduction du degazage de dechets trities issus de l'industrie nucleaire |
-
2013
- 2013-07-08 FR FR1356713A patent/FR3008222B1/fr active Active
-
2014
- 2014-07-08 EP EP14749915.6A patent/EP3020048B1/fr active Active
- 2014-07-08 CN CN201480038834.XA patent/CN105359222B/zh active Active
- 2014-07-08 JP JP2015563125A patent/JP6134819B2/ja active Active
- 2014-07-08 RU RU2016103773A patent/RU2656224C2/ru active
- 2014-07-08 WO PCT/FR2014/051751 patent/WO2015004382A1/fr active Application Filing
- 2014-07-08 US US14/903,509 patent/US9666319B2/en active Active
Patent Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| SU1347788A1 (ru) * | 1986-01-03 | 1991-07-30 | Предприятие П/Я В-8844 | Способ переработки радиоактивных отходов щелочных металлов |
| RU2138867C1 (ru) * | 1998-07-07 | 1999-09-27 | Государственный научный центр РФ "Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Способ отмывки оборудования от натрия |
| FR2933227A1 (fr) * | 2008-06-25 | 2010-01-01 | Commissariat Energie Atomique | Procede de traitement d'une structure contenant du sodium et une matiere radioactive |
| WO2010007236A1 (fr) * | 2008-06-25 | 2010-01-21 | Commissariat A L'energie Atomique | Procede de traitement d'une structure contenant du sodium et une matiere radioactive |
| CN102077300A (zh) * | 2008-06-25 | 2011-05-25 | 原子能与可替代能源委员会 | 处理一种包含钠和放射性物质的结构的方法 |
| US8206677B2 (en) * | 2008-06-25 | 2012-06-26 | Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives | Method of treating a structure containing sodium and a radioactive substance |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP3020048B1 (fr) | 2017-08-09 |
| FR3008222A1 (fr) | 2015-01-09 |
| WO2015004382A1 (fr) | 2015-01-15 |
| FR3008222B1 (fr) | 2015-07-31 |
| CN105359222A (zh) | 2016-02-24 |
| RU2016103773A3 (ru) | 2018-03-05 |
| EP3020048A1 (fr) | 2016-05-18 |
| US20160163405A1 (en) | 2016-06-09 |
| US9666319B2 (en) | 2017-05-30 |
| JP2016523354A (ja) | 2016-08-08 |
| RU2016103773A (ru) | 2017-08-11 |
| CN105359222B (zh) | 2017-11-10 |
| JP6134819B2 (ja) | 2017-05-24 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2486617C1 (ru) | Обработка углеродсодержащих радиоактивных отходов | |
| EP1771865B1 (de) | Verfahren zur behandlung einer mit radiokarbon kontaminierten keramik, insbesondere reaktorgraphit | |
| UA57884C2 (ru) | Способ переработки радиоактивного графита | |
| US8754283B2 (en) | Method for partially decontaminating radioactive waste | |
| JP5419975B2 (ja) | ナトリウムおよび放射性物質を含む構造体を処理する方法 | |
| RU2656224C2 (ru) | Способ обработки стержня-поглотителя, содержащего загрязненный карбид бора и натрий | |
| US9793019B1 (en) | Low temperature chemical processing of graphite-clad nuclear fuels | |
| RU2624270C1 (ru) | Способ переработки отходов реакторного графита | |
| JP5745728B2 (ja) | 焼結した水素化カルシウムを含有するクラッドを処理するための方法 | |
| EP2368254B1 (de) | Verfahren zur reduzierung oder zumindest teilweisen entfernung spezifischer radiotoxika aus einer kerntechnischen anlage | |
| EP3123479A1 (en) | Low temperature chemical processing of graphite-clad nuclear fuels | |
| RU2660804C1 (ru) | Способ подготовки графитовых радиоактивных отходов к захоронению | |
| Cronenberg et al. | Consideration of cesium and iodine chemistry and transport behavior during the Three Mile Island Unit 2 accident | |
| González-Robles et al. | Dissolution of spent nuclear fuel fragments at high alkaline conditions under H2 overpressure | |
| Brown et al. | Derivation of a radionuclide inventory for irradiated graphite-chlorine-36 inventory determination | |
| Beahm et al. | Iodine partitioning in pressurized water reactor steam generator accidents | |
| Dylst et al. | Removing tritium and other impurities during industrial recycling of beryllium from a fusion reactor | |
| Matzke | Ion beam analyses of ceramics and glasses in nuclear energy | |
| Worth et al. | Thermal treatment of UK irradiated graphite waste: the 14 C story. | |
| RU2547822C2 (ru) | Способ удаления ядерного топлива из контуров исследовательских и энергетических ядерных реакторов | |
| Clark et al. | Scientific Investigations on the Chemical Reactivity of Los Alamos Remediated Nitrate Salt Wastes–16540 | |
| Zimakov et al. | Some problems of radioactive isotope localization for safe burial | |
| Pastina et al. | Water radiolysis: the influence of some relevant parameters in PWR nuclear reactors | |
| Icenhour | Radiolytic Effects on Fluoride Impurities in a U {sub 3} O {sub 8} Matrix | |
| US20140037518A1 (en) | Method of recycling spent nuclear fuel |