RU2726145C1 - Способ уменьшения радиоактивности отработавших графитовых блоков и установка для его осуществления - Google Patents
Способ уменьшения радиоактивности отработавших графитовых блоков и установка для его осуществления Download PDFInfo
- Publication number
- RU2726145C1 RU2726145C1 RU2019112779A RU2019112779A RU2726145C1 RU 2726145 C1 RU2726145 C1 RU 2726145C1 RU 2019112779 A RU2019112779 A RU 2019112779A RU 2019112779 A RU2019112779 A RU 2019112779A RU 2726145 C1 RU2726145 C1 RU 2726145C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- block
- radioactivity
- graphite
- spent
- electrode
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/28—Treating solids
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Measurement Of Radiation (AREA)
Abstract
Группа изобретений относится к средствам обработки облученных графитовых блоков уран-графитовых реакторов и может найти применение в атомной промышленности. Отработавший графитовый блок помещают в емкость и затем подвергают объект облучению однополярными электромагнитными импульсами мощностью более 1 МВт и длительностью менее 1 нс, частотой повторения не менее 1 кГц. Облучение объекта проводят в емкости с помощью электродов, связанных с источником названных импульсов, обрабатывают объект в течение 10-30 минут, причем отработавший графитовый блок используют в качестве одного из электродов. После обработки проверяют радиоактивность обработанного блока на предмет ее уменьшения и при необходимости повторяют его обработку и контроль радиоактивности один или несколько раз до получения ее приемлемой величины. Затем удаляют этот блок из емкости и устанавливают в качестве электрода другой отработавший графитовый блок. Установка для уменьшения радиоактивности отработавших графитовых блоков содержит полый корпус 1, разъемный по продольной оси, с размещенным в центральной части корпуса электродом 2, расположенный вне корпуса 1 и соединенный с ним одним из выводов, а вторым выводом с электродом 2 генератор 3 однополярных электромагнитных импульсов мощностью более 1 МВт, длительностью менее 1 нс и частотой повторения не менее 1 кГц. При этом корпус 1 расположен горизонтально и выполнен из токопроводящего материала - листовой меди. Техническим результатом является возможность эффективно обрабатывать отработавшие графитовые блоки для уменьшения их радиоактивности. 2 н.п. ф-лы, 2 ил.
Description
Группа изобретений относится к области обработки твердотельных материалов, содержащих радиоактивные вещества, а именно к средствам обработки облученных графитовых блоков уран-графитовых реакторов, и может найти применение в атомной промышленности.
Актуальность проблемы обусловлена следующим.
В настоящее время во всем мире выводятся из эксплуатации блоки АЭС с уран-графитовыми реакторами. При этом возникает большая проблема утилизации облученного графита. Объем облученного графита в одном российском реакторе РБМК равен 1798 тонн. Общее число облученного графита в России порядка 60 тыс. тонн, в мире порядка 250 тыс. тонн (см. М.А. Тухтаров, Л.А. Андреева, А.А. Романенков. «Кондиционирование реакторного графита выводимых из эксплуатации уран-графитовых реакторов для целей захоронения» на сайте http://www.atomic-energv.ru/articles/2016/06/08/66585 Обращение 28.02.2018).
Согласно постановлению Правительства РФ от 12.10.2012 №1069, облученный графит относят ко 2-му или 3-му классам радиоактивных отходов (РАО). Наведенная активность облученного графита определяется в основном 14C, 36Cl, 60Co и Н. Из общего уровня активности 95% дает углерод 14С. Его активность в облученном графите достигает 108-109 Бк/кг. Этот радионуклид является источником β-излучения и имеет период полураспада 5700 лет.
Кроме указанных выше радионуклидов, в облученном графите в малых количествах содержатся 235U - топливо, элементы его превращения 238Pu, 241Am и продукты его деления 134Cs, 137Cs и др. Особую опасность при захоронении представляет 94Nb. Из вышеизложенного следует, что снижение активности облученного графита является актуальной задачей мирового уровня (см. ссылку выше).
Известен целый ряд патентов, в которых представлены существующие способы обработки отработанных графитовых материалов из атомных реакторов.
Известен способ обработки графитовых отходов [RU 2273068, МПК G21F 9/28, опубл. 23.03.2006]. На поверхность отходов путем осаждения наносят защитное от выщелачивания радионуклидов защитное покрытие, далее обработанный графит оправляется на захоронение. Недостатком этого способа является невозможность снижения активности графита перед захоронением.
Известен способ переработки реакторного графита [RU 2624270, МПК G21F 9/28, опубл. 03.07.2017]. На облученный графит перед термообработкой воздействуют реагентом для разрушения поверхностного слоя. Далее проводят нагревание до 700-800°С в течение 1-2 часов и отправляют на захоронение. Недостатком способа является невозможность определения оптимального размера удаляемого поверхностного слоя.
Известен способ переработки облученного реакторного графита [RU 2580818, МПК G21F 9/28, опубл. 10.04.2016]. Графитовые изделия измельчают механическим способом и помещают в плазменный реактор в качестве расходуемых электродов. Газовые продукты реакции пропускают через скруббер. Оксиды углерода переводят в жидкую фазу и отправляют на захоронение. К недостаткам этого способа следует отнести необходимость измельчения графитовых изделий.
Известен способ очистки графитовых втулок из уран-графитового реактора [RU 2603015, МПК G21F 9/28, опубл. 20.11.2016]. Облученную графитовую втулку нагревают потоком низкотемпературной плазмы выше 3900°К в трех температурных зонах. В одной из зон создается дуговой разряд с помощью сменного высоковольтного электрода, соединенного с высоковольтным источником тока. Процесс ведут до полного испарения втулки. Этот патент можно взять в качестве аналога. Недостатком этого способа являются большие энергетические затраты и длительное время процесса.
Однако наиболее близкими по технической сущности к заявляемым являются средства обработки радиоактивного раствора, представленные в п. РФ №2537839 по кл. G21F, з. 15.07.2013 г., оп. 10.01.2015 г. и выбранные в качестве прототипов.
Формула патента №2537839 имеет следующий вид.
1. Способ обработки радиоактивных растворов, заключающийся в том, что радиоактивный раствор заливают в емкость, добавляют в него химические элементы и вещества для управления процессом обработки, затем подвергают раствор облучению однополярными электромагнитными импульсами мощностью более 1 МВт и длительностью менее 1 нс, частотой повторения не менее 1 кГц, отличающийся тем, что облучение раствора проводят с помощью электрода, выполненного в виде горизонтальной пластины, повторяющей форму корпуса, перед заполнением емкости раствором в ее нижнюю часть помещают дополнительную емкость из тонкой диэлектрической пленки, затем заливают раствор с химическими элементами и веществами для управления процессом обработки, обрабатывают его в течение 10-30 минут, выдерживают в емкости в течение 1-4-х суток, после чего обработанный раствор сливают и удаляют дополнительную емкость, которую подвергают захоронению; 2. Установка для обработки радиоактивных растворов, содержащая корпус с размещенным в его центральной части электродом, расположенный вне корпуса и соединенный с ним одним из выводов, а вторым выводом - с электродом генератор однополярных электромагнитных импульсов мощностью более 1 МВт, длительностью менее 1 нс и частотой повторения не менее 1 кГц, отличающаяся тем, что корпус выполнен из токопроводящего материала, электрод выполнен в виде горизонтальной пластины, повторяющей форму сечения корпуса, и имеющей размеры 20-30% от площади сечения корпуса, который выполнен с возможностью размещения в его нижней части на время обработки и удаления после обработки дополнительной соразмерной емкости из гибкой диэлектрической пленки.
Недостатком известных средств является то, что с их помощью затруднительно эффективно обрабатывать радиоактивные графитовые блоки ядерных реакторов.
Задачей изобретения является обеспечение возможности эффективной обработки графитовых блоков атомных реакторов с уменьшением их радиоактивности.
Поставленная задача решается тем, что:
- в способе уменьшения радиоактивности отработавших графитовых блоков, заключающемся в том, что радиоактивный объект помещают в емкость и затем подвергают объект облучению однополярными электромагнитными импульсами мощностью более 1 МВт и длительностью менее 1 нс, частотой повторения не менее 1 кГц, при этом облучение объекта проводят в емкости с помощью электродов, связанных с источником названных импульсов, обрабатывают объект в течение 10-30 минут, согласно изобретению, в качестве объекта обработки берут отработавший графитовый блок, который используют в качестве одного из электродов, после обработки проверяют радиоактивность обработанного блока на предмет ее уменьшения и при необходимости повторяют его обработку и контроль радиоактивности один или несколько раз до получения ее приемлемой величины, после чего удаляют этот блок из емкости, и устанавливают в качестве электрода другой отработавший графитовый блок.
- в установке для уменьшения радиоактивности отработавших графитовых блоков, содержащей полый корпус под обрабатываемый объект с размещенным в центральной части корпуса электродом, расположенный вне корпуса и соединенный с ним одним из выводов, а вторым выводом - с электродом генератор однополярных электромагнитных импульсов мощностью более 1 МВт, длительностью менее 1 нс и частотой повторения не менее 1 кГц, при этом корпус выполнен из токопроводящего материала, согласно изобретению, корпус расположен горизонтально и выполнен из листовой меди разъемным по продольной оси, электрод, размещенный в его центральной части, является сменным, выполнен из набора соединенных между собой по их продольной оси отработавших графитовых блоков, разделенных между собой прокладками из медной фольги, и размещен на соразмерном с ним пенопластовом блоке, уложенном на дне корпуса, при этом торец первого блока соединен со стороны одного торца корпуса со вторым выводом генератора через переходник, выполненный в виде четырехгранной полой медной пирамидки, основание которой соразмерно с торцевой поверхностью этого блока и плотно прилегает к ней, а наружный торец последнего из блоков, также снабженный прокладкой из медной фольги, упирается через контактную пружину в противолежащий торец корпуса, имеется устройство для измерения радиоактивности.
В способе использование в качестве объекта обработки отработавшего графитового блока с применением его в качестве одного из электродов, на который непосредственно подаются указанные электромагнитные импульсы, в совокупности с проверкой после обработки его радиоактивности на предмет ее уменьшения и при необходимости повторением его обработки и контроля радиоактивности до получения приемлемого уровня последней один или несколько раз, с последующим удалением этого блока из емкости, и установкой в качестве электрода другого отработавшего графитового блока, обеспечивает возможность эффективной обработки отработавших графитовых блоков для уменьшения их радиоактивности.
В установке расположение корпуса горизонтально и выполнение его из листовой меди разъемным по продольной оси, при выполнении электрода, размещенного в его центральной части, сменным, расположенным параллельно продольной оси корпуса на соразмерном с ним пенопластовом блоке, уложенном на дне корпуса, в совокупности с выполнением электрода из набора соединенных между собой по их продольной оси отработавших графитовых блоков, разделенных между собой соразмерными их торцам прокладками из медной фольги, и при соединении торца первого блока со стороны одного торца корпуса со вторым выводом генератора через переходник, выполненный в виде четырехгранной полой медной пирамидки, основание которой соразмерно с торцевой поверхностью этого блока и плотно прилегает к ней, и расположении снабженного медной прокладкой наружного торца последнего из блоков с упором через контактную пружину в противолежащий торец корпуса при наличии устройства для измерения радиоактивности дает возможность эффективно обрабатывать отработавшие графитовые блоки для уменьшения их радиоактивности.
Технический результат - обеспечение возможности эффективной обработки отработавших графитовых блоков с уменьшением их радиоактивности.
Достигаемый технический результат объясняется следующим.
Известно изменение свойств радиоактивных элементов внешними полями (см. статью Ферми Э. «К теории β-лучей» в сб. Э.Ферми «Научные труды». Т.1 - М. «Наука», 1971 г., стр. 525-541.
Теоретические вопросы этого процесса рассмотрены также в работах академика Б.Б. Кадомцева (см. Кадомцев Б.Б. и др. «Вещество в сверхсильном магнитном поле». ЖЭТФ, т. 62, №1, 1972 г., стр. 144-152.). Основной вывод из его работ состоит в том, что при напряженностях внешних полей Н>>2.х 1011 А/м происходит перестройка атомных электронов. Характер перестройки зависит от направления и величины поля: сокращаются размеры атомов, изменяется потенциал их ионизации, атомы сильно вытягиваются вдоль поля. Очевидно, что это может значительно изменить свойства радиоактивных атомов. Создание постоянных сверхсильных полей является сложной задачей. Создавать импульсные поля гораздо проще.
В работе Филиппова Д.В. (см докторскую диссертацию Филиппова Д.В. «Влияние ионизации и возбуждения атомов электромагнитным полем на условия стабильности ядер и процессы радиоактивного распада», ИОФ им A.M. Прохорова РАН, М. 2008 г. ) дан обзор работ, в которых рассматривается изменение вероятности ядерных процессов за счет изменения электронной оболочки атома под воздействием электрических и магнитных полей. С теоретической точки зрения рассмотрено влияние электрических и магнитных полей на процессы радиоактивного β- - распада. В работе получено, что для радионуклидов Cs-137 и Cs-134 вероятности распадов возрастают в 10-12 раз.
Приведенные теоретические выводы по характеру совпадают с результатами экспериментов автора, которые им проводились (см. «Дезактивация радиоактивных отходов». Крымский В.В., Балакирев В.Ф., Плотникова Н.В., под ред. академика РАН Смирнова Л.А. - Челябинск: Издательский центр ЮУрГУ. 2018 - 70 с.)
При этом экспериментальные значения по ускорению распада цезия, полученные автором, значительно больше, поскольку в экспериментах использовались импульсы большой мощности, тогда как в работе Филиппова рассматриваются синусоидальные напряжения.
Именно поэтому представленное в заявке воздействие мощными наносекундными импульсами непосредственно на поверхность отработанных графитовых блоков позволяет существенно ускорить распад радиоактивных элементов.
Заявляемый способ обладает новизной в сравнении с прототипом, отличаясь от него такими существенными признаками как использование в качестве объекта обработки отработавшего графитового блока, применение его в качестве одного из электродов, проверка после обработки радиоактивности обработанного блока на предмет ее уменьшения, повторение при необходимости его обработки и контроль радиоактивности один или несколько раз до получения ее приемлемой величины, последующее удаление этого блока из емкости, и установка в качестве электрода другого отработавшего радиоактивного графитового блока, обеспечивающими в совокупности достижение заданного результата
Заявляемая установка обладает новизной в сравнении с прототипом, отличаясь от него такими существенными признаками как расположение корпуса горизонтально, выполнение его из листовой меди разъемным по продольной оси, размещение электрода в центральной части корпуса параллельно его продольной оси, выполнение его сменным из набора соединенных между собой по их продольной оси отработавших графитовых блоков, разделенных между собой прокладками из медной фольги, расположение электрода на соразмерном с ним пенопластовом блоке, уложенном на нижней стороне корпуса, соединение торца первого блока со стороны одного торца корпуса со вторым выводом генератора через переходник, выполненный в виде четырехгранной полой медной пирамидки, основание которой соразмерно с торцевой поверхностью этого блока и плотно прилегает к ней, упор также снабженного медной прокладкой наружного торца последнего из блоков через контактную пружину в противолежащий торец корпуса, наличие устройства для измерения радиоактивности, обеспечивающими в совокупности достижение заданного результата.
Заявителю неизвестны технические решения, обладающие вышеуказанными отличительными свойствами, которые обеспечивали бы в совокупности достижение заданного результата, поэтому он считает, что заявляемые средства уменьшения радиоактивности отработавших графитовых блоков соответствуют критерию «изобретательский уровень».
Заявляемые средства могут найти широкое применение в атомной энергетике и потому соответствуют критерию «промышленная применимость».
Изобретения иллюстрируются чертежами, где показаны на:
- фиг. 1 - функциональная схема установки в продольном разрезе;
- фиг. 2 - вид корпуса установки с размещенным в нем электродом в поперечном разрезе.
Заявляемый способ уменьшения радиоактивности отработавших графитовых блоков заключается в следующем. Радиоактивный объект, каковым является отработавший графитовый блок, помещают в емкость и затем подвергают объект облучению однополярными электромагнитными импульсами мощностью более 1 МВт и длительностью менее 1 нс, частотой повторения не менее 1 кГц. Облучение объекта проводят в емкости с помощью электродов, связанных с источником названных импульсов, обрабатывают объект в течение 10-30 минут, причем отработавший графитовый блок используют в качестве одного из электродов. После обработки проверяют радиоактивность обработанного блока на предмет ее уменьшения и при необходимости повторяют его обработку и контроль радиоактивности один или несколько раз до получения ее приемлемой величины. Затем удаляют этот блок из емкости, и устанавливают в качестве электрода другой отработавший графитовый блок.
Заявляемая установка для уменьшения радиоактивности отработавших графитовых блоков содержит полый корпус 1, разъемный по продольной оси, с размещенным в центральной части корпуса электродом 2, расположенный вне корпуса 1 и соединенный с ним одним из выводов, а вторым выводом - с электродом 2 генератор 3 однополярных электромагнитных импульсов мощностью более 1 МВт, длительностью менее 1 нс и частотой повторения не менее 1 кГц. При этом корпус 1 расположен горизонтально и выполнен из токопроводящего материала - листовой меди. Для удобства использования корпус 1 выполнен из трубы квадратного либо прямоугольного сечения. Электрод 2, размещенный в центральной части корпуса 1, является сменным и расположен параллельно продольной оси корпуса 1. Он выполнен из набора соединенных между собой по их продольной оси отработавших графитовых блоков 4, разделенных между собой соразмерными их торцам прокладками 5 из медной фольги. При этом торец первого блока 41 соединен со стороны одного торца корпуса 1 со вторым выводом генератора 3 через переходник 6, выполненный в виде четырехгранной полой медной пирамидки, основание которой соразмерно с торцевой поверхностью этого блока 41 и плотно прилегает к ней. Наружный торец последнего из блоков 4n, где n - целое число от 2 до 4, также снабжен медной прокладкой 5 и упирается через контактную пружину 7 в противолежащий торец корпуса 1. Для более удобного расположения собранный из отработавших графитовых блоков электрод 2 размещен в корпусе 1 на соразмерном с его боковой поверхностью пенопластовом блоке 8, уложенном на нижней стороне корпуса 1. Имеется устройство 9 измерения радиоактивности графитовых блоков.
Обработка отработавших графитовых блоков 4 с помощью заявляемых средств осуществляется следующим образом.
Перед началом облучения с помощью устройства 9 замеряют радиоактивность отработавших графитовых блоков 4 и укладывают их в разъемный по продольной оси корпус 1 на размещенный на его дне пенопластовый блок 8 с прокладками 5 между блоками 4 из медной фольги по их торцам образованием из них электрода 2.
Затем подключают выводы генератора 3 к электроду 2 через переходник - медную пирамидку 6 и к корпусу 1 и включают генератор 3 однополярных электромагнитных импульсов мощностью более 1 МВт, длительностью менее 1 нс и частотой повторения не менее 1 кГц.
Мощные наносекундные импульсы генератора 3 воздействуют на внешние поверхности электрода 2, состоящего из отработавших графитовых блоков 4 в течение 10-30 минут, что позволяет существенно ускорить распад радиоактивных элементов. Наличие медных прокладок 5 между блоками 4 обеспечивает надежное электрическое соединение последних между собой и в совокупности с упором их в контактную пружину 7 - с торцом корпуса 1. После каждого цикла обработки снова измеряют с помощью устройства 9 радиоактивность блоков 4 и оценивают ее уменьшение. При необходимости повторяют обработку блоков 4 и контроль их радиоактивности один или несколько раз до получения приемлемой величины радиоактивности. Затем удаляют эти блоки 4 из емкости 1, и устанавливают в качестве электрода 2 другие отработавшие радиоактивные графитовые блоки.
В сравнении с прототипом заявляемые средства обеспечивают возможность эффективной обработки отработавших графитовых блоков с уменьшением их радиоактивности.
Claims (2)
1. Способ уменьшения радиоактивности отработавших графитовых блоков, заключающийся в том, что радиоактивный объект помещают в емкость и затем подвергают объект облучению однополярными электромагнитными импульсами мощностью более 1 МВт и длительностью менее 1 нс, частотой повторения не менее 1 кГц, при этом облучение объекта проводят в емкости с помощью электродов, связанных с источником названных импульсов, обрабатывают объект в течение 10-30 минут, отличающийся тем, что в качестве радиоактивного объекта берут отработавший графитовый блок, который используют в качестве одного из электродов, после обработки проверяют радиоактивность обработанного блока на предмет ее уменьшения и при необходимости повторяют его обработку и контроль радиоактивности один или несколько раз до получения ее приемлемой величины, после чего удаляют этот блок из емкости и устанавливают в качестве электрода другой отработавший радиоактивный графитовый блок.
2. Установка для уменьшения радиоактивности отработавших графитовых блоков, содержащая полый корпус под обрабатываемый объект с размещенным в центральной части корпуса электродом, расположенный вне корпуса и соединенный с ним одним из выводов, а вторым выводом с электродом генератор однополярных электромагнитных импульсов мощностью более 1 МВт, длительностью менее 1 нс и частотой повторения не менее 1 кГц, при этом корпус выполнен из токопроводящего материала, отличающаяся тем, что корпус расположен горизонтально и выполнен из листовой меди разъемным вдоль его продольной оси, электрод, размещенный в его центральной части параллельно его продольной оси, является сменным, выполнен из набора соединенных между собой по их продольной оси отработавших графитовых блоков, разделенных между собой прокладками из медной фольги, и размещен на соразмерном с ним пенопластовом блоке, уложенном на нижней стороне корпуса, при этом торец первого блока соединен со стороны одного торца корпуса со вторым выводом генератора через переходник, выполненный в виде четырехгранной полой медной пирамидки, основание которой соразмерно с торцевой поверхностью этого блока и плотно прилегает к ней, а также снабженный медной прокладкой наружный торец последнего из блоков упирается через контактную пружину в противолежащий торец корпуса, имеется устройство для измерения радиоактивности.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2019112779A RU2726145C1 (ru) | 2019-04-25 | 2019-04-25 | Способ уменьшения радиоактивности отработавших графитовых блоков и установка для его осуществления |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2019112779A RU2726145C1 (ru) | 2019-04-25 | 2019-04-25 | Способ уменьшения радиоактивности отработавших графитовых блоков и установка для его осуществления |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2726145C1 true RU2726145C1 (ru) | 2020-07-09 |
Family
ID=71510561
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2019112779A RU2726145C1 (ru) | 2019-04-25 | 2019-04-25 | Способ уменьшения радиоактивности отработавших графитовых блоков и установка для его осуществления |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2726145C1 (ru) |
Citations (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2984583A1 (fr) * | 2011-12-16 | 2013-06-21 | Electricite De France | Traitement de dechets radioactifs carbones comportant du chlore. |
CN102290111B (zh) * | 2011-06-28 | 2014-06-04 | 中国原子能科学研究院 | Purex流程铀纯化循环的方法 |
RU2537839C1 (ru) * | 2013-07-15 | 2015-01-10 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Южно-Уральский государственный университет" (национальный исследовательский университет) (ФГБОУ ВПО "ЮУрГУ" (НИУ)) | Способ обработки радиоактивных растворов и установка для его осуществления |
KR101507148B1 (ko) * | 2013-11-19 | 2015-04-01 | 서울대학교산학협력단 | 방사성 희토류 폐기물 유리화 방법 |
RU2580818C1 (ru) * | 2015-04-07 | 2016-04-10 | Открытое акционерное общество Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов | Способ переработки облученного реакторного графита |
FR3044159A1 (fr) * | 2015-11-25 | 2017-05-26 | Korea Atomic Energy Res | Procede de traitement de resines echangeuses d'ions radioactifs usees, et appareil associe |
KR101833398B1 (ko) * | 2017-06-13 | 2018-02-28 | 주식회사 한국테크놀로지 | 저압 과열증기를 이용한 중ㆍ저준위 방사성폐기물 탄화 시스템 |
-
2019
- 2019-04-25 RU RU2019112779A patent/RU2726145C1/ru active
Patent Citations (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN102290111B (zh) * | 2011-06-28 | 2014-06-04 | 中国原子能科学研究院 | Purex流程铀纯化循环的方法 |
FR2984583A1 (fr) * | 2011-12-16 | 2013-06-21 | Electricite De France | Traitement de dechets radioactifs carbones comportant du chlore. |
RU2537839C1 (ru) * | 2013-07-15 | 2015-01-10 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Южно-Уральский государственный университет" (национальный исследовательский университет) (ФГБОУ ВПО "ЮУрГУ" (НИУ)) | Способ обработки радиоактивных растворов и установка для его осуществления |
KR101507148B1 (ko) * | 2013-11-19 | 2015-04-01 | 서울대학교산학협력단 | 방사성 희토류 폐기물 유리화 방법 |
RU2580818C1 (ru) * | 2015-04-07 | 2016-04-10 | Открытое акционерное общество Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов | Способ переработки облученного реакторного графита |
FR3044159A1 (fr) * | 2015-11-25 | 2017-05-26 | Korea Atomic Energy Res | Procede de traitement de resines echangeuses d'ions radioactifs usees, et appareil associe |
KR101833398B1 (ko) * | 2017-06-13 | 2018-02-28 | 주식회사 한국테크놀로지 | 저압 과열증기를 이용한 중ㆍ저준위 방사성폐기물 탄화 시스템 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
EP3491651B1 (en) | Electrolytic treatment for nuclear decontamination | |
JPH0627290A (ja) | 放射性元素を含む生成物の処理方法と放射性生成物のマイクロ波加熱装置 | |
RU2726145C1 (ru) | Способ уменьшения радиоактивности отработавших графитовых блоков и установка для его осуществления | |
JP4753141B2 (ja) | イオン液体を用いたウランの溶解分離方法、及びそれを用いたウランの回収方法 | |
Nam et al. | Decontamination of radioactive metal wastes using underwater microwave plasma | |
JP2004286471A (ja) | 放射能の化学除染方法および装置 | |
EP0669625B1 (en) | Apparatus and method for decontamination of radioactive metallic waste by electrolysis | |
JP2020148732A (ja) | 放射性金属廃棄物の除染装置及びそれに用いる治具 | |
JP3841788B2 (ja) | 電導性水性廃液中の有機成分を水中分解するための方法および装置 | |
KR20210094460A (ko) | 핵 원자로 구조 요소에 대한 오염 제거 방법 | |
RU2752240C1 (ru) | Способ дезактивации радиоактивных отходов | |
JP3074108B2 (ja) | 放射性金属廃棄物の除染方法およびその装置 | |
JP7272585B2 (ja) | 汚染金属の除染方法及び除染装置 | |
Krymsky et al. | Decrease in the activity of irradiated graphite and liquid radioactive waste | |
JPH01196599A (ja) | 化学除染廃液処理方法 | |
US3250925A (en) | Generation of electricity by radioactive wastes | |
RU2598089C1 (ru) | Способ получения радионуклида стронция-82 | |
RU2442236C1 (ru) | Способ дезактивации почвы | |
JPS6145171Y2 (ru) | ||
RU2200353C1 (ru) | Способ дезактивации радиоактивных отходов | |
JP6713158B1 (ja) | トリチウム放射能汚染水の除染方法 | |
JP6857884B2 (ja) | 粉体化処理方法、可溶化処理方法及び溶解処理方法 | |
Baigalmaa et al. | A comprehensive study on the laser decontamination of surfaces contaminated with Cs+ ion | |
RU2214013C2 (ru) | Способ дезактивации радиоактивных отходов | |
JP2020097010A (ja) | 交流電解水蒸気製造方法並びに製造装置および金属粒子や金属イオンを除去する方法 |