SU1718277A1 - Method of processing hot graphite containing waste - Google Patents
Method of processing hot graphite containing waste Download PDFInfo
- Publication number
- SU1718277A1 SU1718277A1 SU894692678A SU4692678A SU1718277A1 SU 1718277 A1 SU1718277 A1 SU 1718277A1 SU 894692678 A SU894692678 A SU 894692678A SU 4692678 A SU4692678 A SU 4692678A SU 1718277 A1 SU1718277 A1 SU 1718277A1
- Authority
- SU
- USSR - Soviet Union
- Prior art keywords
- graphite
- waste
- highly active
- aerosol
- oxidation
- Prior art date
Links
Landscapes
- Air Supply (AREA)
Abstract
Изобретение относитс к атомной технике и технологии, а именно к технологии переработки твердых высокоактивных отходов , содержащих графит. Цель изобретени - обеспечение возможности переработки высокоактивных графитсодержащих отходов , локализации радионуклидов при одновременном обеспечении .безопасности окружающей среды. Поставленна цель достигаетс за счет того, что измельченные твердые высокоактивные графитсодержа- щие отходы окисл ют и доокисл ют в режиме беспламенного горени при температуре 620 - 680°С, отход щий аэрозольсодержа- щий газ отдел ют от высокоактивного аэрозол последовательными операци ми десублимации-сублимации, очищенный углекислый газ абсорбируют раствором гидроокиси кальци , а высокоактивный аэрозоль подпитывают газообразным кислородом и направл ют на стадию окислени в голову процесса. 1 ил. w ЁThe invention relates to atomic technology and technology, in particular, to the technology for processing solid high level waste containing graphite. The purpose of the invention is to provide the possibility of processing highly active graphite-containing waste, localizing radionuclides while ensuring environmental safety. This goal is achieved due to the fact that crushed solid highly active graphite-containing waste is oxidized and acidified in flameless combustion mode at a temperature of 620-680 ° C, the waste aerosol-containing gas is separated from highly active aerosol by successive desublimation operations. sublimation, the purified carbon dioxide is absorbed by the calcium hydroxide solution, and the highly active aerosol is fed with oxygen gas and sent to the oxidation stage in the process head. 1 il. w Ё
Description
Изобретение относитс к области атомной техники и технологии, а именно к техно- логиипереработкитвердыхThe invention relates to the field of atomic technology and technology, namely to the technology of processing solid materials.
высокоактивных отходов, содержащих графит , образующихс при разгерметизации топливных элементов водографитовых или высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов.high-level waste containing graphite formed during depressurization of fuel cells in water graphite or high-temperature gas-cooled reactors.
Цель изобретени - обеспечение возможности переработки высокоактивных графитсодержащих отходов, локализации радионуклидов при одновременном обеспечении безопасности окружающей среды. :The purpose of the invention is to provide the possibility of processing highly active graphite-containing waste, localizing radionuclides while ensuring the safety of the environment. :
Предварительно измельченные дые высокоактивные отходы на основе графита , содержащие в своем составе продукты делени отработавшего дерного топлива и невыгоревшее дерное топливо, окисл ют кислородсодержащим газом при 620-680°С, унесенные потоком образовавшихс газов дисперсные частицы недоокис- ленных отходов доокисл ют в том же интервале температур, после чего отход щие газы с остатком аэрозолей последовательно подвергают операци м десублимации и сублимации. Образовавшийс в результате сублимации очищенный от радионуклидов углекислый газ направл ют в абсорберы с гидроокисью кальци дл перевода в твердое состо ние, а отделенVIPre-crushed, high-grade graphite-based waste containing the fissionable nuclear fuel fission products and unburned nuclear fuel is oxidized with oxygen-containing gas at 620-680 ° C, the dispersed particles of the oxidized waste are carried away in the same range temperatures, after which the waste gases with the rest of the aerosols are successively subjected to desublimation and sublimation operations. The radionuclide purified carbon dioxide from sublimation is sent to calcium hydroxide absorbers to be converted to a solid state, and the VI is separated.
S JIOS jio
NN
xlxl
ный аэрозоль, содержащий радионуклиды, подпитывают газообразным кислородом и направл ют на операцию окислени измельченных высокоактивных отходов на основе графита, в голову процесса.A ny aerosol containing radionuclides is fed with gaseous oxygen and sent to the operation of oxidizing crushed high-level graphite-based waste to the head of the process.
Полнота отделени графита от высокоактивной части отходов обеспечиваетс путем их окислени и доокислени при 620-680°С.The completeness of the separation of graphite from the highly active part of the waste is ensured by their oxidation and additional oxidation at 620-680 ° C.
При температуре окислени выше 680°С режим горени измен етс от беспламенного к пламенному, что затрудн ет контроль и управление процессом. Кроме того, турбулизаци потока в режиме пламенного горени увеличивает унос с отход щими газами мелкодисперсной фракции отходов. При температуре окислени ниже 620°С существенно снижаетс производительность процесса.When the oxidation temperature is above 680 ° C, the combustion mode changes from flameless to flame, which makes it difficult to control and control the process. In addition, the flow turbulization in the flame mode increases the entrainment of finely dispersed waste with exhaust gases. At an oxidation temperature below 620 ° C, the productivity of the process is significantly reduced.
На чертеже приведена схема иллюстрирующа предлагаемый способ.The drawing is a diagram illustrating the proposed method.
Высокоактивные отходы на основе графита подвергают дроблению 1, после чего дробленный материал по трубопроводу 2 поступает в накопитель 3, откуда по трубопроводу 4 поступает в дозатор 5 и по трубопроводу 6 в мельницу 7. Из последней по трубопроводу 8 порошок поступает в бункер-накопитель 9, снабженный питателем 10. По трубопроводу 11 порошок из питател 10 поступает в проточный вращающийс реактор 12. Выход щий из реактора по трубопроводу 13 радиоактивный аэрозоль, содержащий недоокисленные частицы отходов, поступает в печь 14 дожита, из которой по трубопроводу 15 поступает в теплообменник 16, затем по трубопроводу 17 в систему 18 очистки аэрозол . Из последней отделенный от крупных частиц (более 1 мкм) аэрозоль через трубопровод 19 поступает в десублиматоры-сублиматоры 20 углекислого газа, охлаждаемые жидким кислородом. После заполнени одного из десублимато- ров твердой углекислотой его отключают от трубопровода 19, углекислоту сублимируют и направл ют в фильтры-абсорберы с гидрооксидом кальци (не показаны). Выход щий из десублиматоров 20 охлажденный аэрозоль подпитываетс газообразным кислородом из системы охлаждени десублиматоров через трубопровод 21 до исходного давлени , затем по трубопроводу 22 аэрозоль поступает в теплообменник 16, откуда по трубопроводу 23 вновь поступает в реактор 12. Твердые высокоактивные отходы, очищенные от графита, периодически извлекают из реактора 12 и системы 18 очистки аэрозол через трубопроводы 24 и 25.Highly active graphite-based waste is crushed 1, after which the crushed material passes through conduit 2 to accumulator 3, from where via conduit 4 enters dispenser 5 and via conduit 6 to mill 7. From the latter, conveyor 8 enters powder hopper 9, supplied with a feeder 10. Through pipe 11, the powder from the feeder 10 enters the flow-through rotating reactor 12. The radioactive aerosol leaving the reactor through pipeline 13, containing the oxidized waste particles, enters the furnace 14, from which through the pipeline 15 enters the heat exchanger 16, then through the pipeline 17 into the system 18 of aerosol cleaning. From the latter, the aerosol separated from large particles (more than 1 micron) through pipe 19 enters sublimator desublimators 20 of carbon dioxide cooled by liquid oxygen. After one of the desublimators is filled with solid carbon dioxide, it is disconnected from the pipeline 19, the carbon dioxide is sublimated and sent to calcium hydroxide filter absorbers (not shown). The cooled aerosol leaving the desublimators 20 is fed with gaseous oxygen from the desublimators cooling system through conduit 21 to the initial pressure, then through conduit 22 the aerosol enters heat exchanger 16, from where conduit 23 re-enters reactor 12. Solid high-level waste, purified from graphite, periodically removed from the reactor 12 and the system 18 cleaning aerosol through pipelines 24 and 25.
Способ реализуетс следующим образом .The method is implemented as follows.
Твердые измельченные графитсодержа- щие высокоактивные отходы общим весом 100 кг и суммарной активностью 150 Ки загружают в проточный вращающийс реактор , где их окисл ют при 620-680°С и скорости потока воздуха 0,042 м/с. Дол унесенной активности в виде аэрозолей с газовым потоком из реактора составл ет 0,15% или 0,225 Ки. Продукты окислени Solid crushed graphite-containing high-level waste with a total weight of 100 kg and a total activity of 150 Ki is loaded into a flow-through rotating reactor, where it is oxidized at 620-680 ° C and an air flow rate of 0.042 m / s. The proportion of carried activity in the form of aerosols with a gas flow from the reactor is 0.15% or 0.225 Ci. Oxidation products
0 вместе с аэрозолем поступают на стадию доокислени при том же температурном режиме в печь доокислени . Степень уноса недоокисленных аэрозолей также составл ет 0,15% или пор дка 3, Ки. Расчетное0 together with the aerosol come to the stage of additional oxidation at the same temperature conditions into the furnace of additional oxidation. The degree of entrainment of the oxidized aerosols is also 0.15% or on the order of 3 Ki. Estimated
5 количество образовавшегос углекислого газа при сжигании 100 кг графита составл ет пор дка 2-Ю5 л, что соответствует концентрации радионуклидов в 1,7. Ки/л. Так как эффективность очистки на стадии5, the amount of carbon dioxide produced during the combustion of 100 kg of graphite is in the order of 2 to 10 5 liters, which corresponds to a radionuclide concentration of 1.7. Ci / l Since the cleaning efficiency at the stage
0 сублимации углекислого газа от радиоактивных аэрозолей составл ет не менее 108, то концентраци радионуклидов в сублимированной углекислоте не превышает величины в 1,7 10 17 Ки/л, что на пор док ниже пре5 дельно-допустимой концентрации в воздухе в санйтарно-защитных зонах одного из самых радиотоксичных нуклидов, содержащихс в графитовых отходах (Плутони -239). Предлагаемый способ позвол ет прак0 тически нацело отделить от графита и локализовать на стадии окислени продукты делени отработавшего дерного топлива и невыгоревшего дерного топлива, содержащие в себе весьма дорогосто щие радио5 нуклиды, обеспечить безопасность окружающей среды при проведении процесса переработки.0 sublimation of carbon dioxide from radioactive aerosols is not less than 108, then the concentration of radionuclides in sublimated carbon dioxide does not exceed the value of 1.7 10 17 Ci / l, which is an order of magnitude lower than the maximum permissible concentration in the air in sanitary protection zones of one of the most radiotoxic nuclides contained in graphite waste (Pluto-239). The proposed method makes it possible to virtually completely separate from graphite and locate at the oxidation stage the fission products of spent nuclear fuel and unburned nuclear fuel containing highly expensive radio nuclides to ensure the safety of the environment during the reprocessing process.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| SU894692678A SU1718277A1 (en) | 1989-05-31 | 1989-05-31 | Method of processing hot graphite containing waste |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| SU894692678A SU1718277A1 (en) | 1989-05-31 | 1989-05-31 | Method of processing hot graphite containing waste |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| SU1718277A1 true SU1718277A1 (en) | 1992-03-07 |
Family
ID=21448230
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| SU894692678A SU1718277A1 (en) | 1989-05-31 | 1989-05-31 | Method of processing hot graphite containing waste |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| SU (1) | SU1718277A1 (en) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2486617C1 (en) * | 2009-03-11 | 2013-06-27 | Электрисите Де Франс | Treatment of carbon-containing radioactive wastes |
| RU2580818C1 (en) * | 2015-04-07 | 2016-04-10 | Открытое акционерное общество Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов | Method of processing irradiated reactor graphite |
| RU2660804C1 (en) * | 2017-07-03 | 2018-07-10 | Российская Федерация, от лица которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Method of preparation of graphite radioactive waste to burial |
-
1989
- 1989-05-31 SU SU894692678A patent/SU1718277A1/en active
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| За вка EP № 145799, кл. G21 F9/30, 1985. За вка EP Мг 99962, кл. G21 F9/32, 1984. За вка EP №81698, кл. G21 F9/32, 1983. Патент US Мг 4134941, кл. G21 С 21/00, 1979. Патент DE № 2029608, кл.G 21 F9/32,1971. * |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2486617C1 (en) * | 2009-03-11 | 2013-06-27 | Электрисите Де Франс | Treatment of carbon-containing radioactive wastes |
| RU2580818C1 (en) * | 2015-04-07 | 2016-04-10 | Открытое акционерное общество Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов | Method of processing irradiated reactor graphite |
| RU2660804C1 (en) * | 2017-07-03 | 2018-07-10 | Российская Федерация, от лица которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Method of preparation of graphite radioactive waste to burial |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2239899C2 (en) | Radioactive graphite treatment process | |
| Jonke | Reprocessing of nuclear reactor fuels by processes based on volatilization, fractional distillation, and selective adsorption | |
| SU1718277A1 (en) | Method of processing hot graphite containing waste | |
| GB1531540A (en) | Gas-cooled high temperature nuclear reactors | |
| Baumer et al. | THTR commissioning and operating experience | |
| JPS6243159B2 (en) | ||
| Mason et al. | Pyrolysis and its potential use in nuclear graphite disposal | |
| GB1594370A (en) | Treatment of waste | |
| US3353929A (en) | Process for the recovery of uranium from uranium-containing nuclear fuels and the like | |
| Shropshire et al. | Fuel-cycle and nuclear material disposition issues associated with high-temperature gas reactors | |
| Hoogen et al. | Evaluation of potential head-end procedures for graphite-containing fuel elements | |
| Dubourg | Solution to level 3 dismantling of gas-cooled reactors: the graphite incineration | |
| RU2123732C1 (en) | Method for recovering sodium coolant of nuclear reactor | |
| Kuat | Characteristics of low-intermediate level radioactive waste of power experimental reactor HTR-10 | |
| Voskresenskaya et al. | Ruthenium Capture from the Gas Phase during Reprocessing of Spent Uranium-Plutonium Nitride Fuel from Fast Reactors | |
| Maeda et al. | Process study on advanced graphite-burn method for head-end step of HTR fuel reprocessing | |
| Min et al. | Treatment of Decommissioning Combustible Wastes with Incineration Technology | |
| PAGE | INTERMEDIATES AT BNFL SPRINGFIELDS Part A: Uranium ore concentrates | |
| Ramprasath et al. | Radiation Environment in Nuclear Fuel Cycle Facilities | |
| Semones et al. | Uranium emissions from gulping of uranium trioxide | |
| Min et al. | Volume Reduction of Decommissioning Radioactive Burnable and Metal Wastes | |
| Kaiser et al. | Head-end processing of HTR fuel elements | |
| Beznosyuk et al. | Combined processing scheme of WWER-1000 spent nuclear fuel: 1. Thermochemical breaking-up of fuel claddings and voloxidation of fuel | |
| Tsyplenkov | Electricity production and waste management: Comparing the options | |
| Bell et al. | Tritium issues at JET |