METHOD OF REMOVAL OF CARBON-14 FROM REACTOR GRAPHITE
FIELD: nuclear physics and equipment.SUBSTANCE: invention relates to methods for deactivating treatment of irradiated reactor graphite, can be used in decommissioning uranium-graphite reactor facilities and in handling carbon-containing solid radioactive waste (SRW) to reduce the class of their radi...
Gespeichert in:
Hauptverfasser: | , , , , , , , |
---|---|
Format: | Patent |
Sprache: | eng ; rus |
Schlagworte: | |
Online-Zugang: | Volltext bestellen |
Tags: |
Tag hinzufügen
Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
|
Zusammenfassung: | FIELD: nuclear physics and equipment.SUBSTANCE: invention relates to methods for deactivating treatment of irradiated reactor graphite, can be used in decommissioning uranium-graphite reactor facilities and in handling carbon-containing solid radioactive waste (SRW) to reduce the class of their radiation hazard. Method for removing carbon-14 from reactor graphite includes its fragmentation and grinding, impregnating the soluble metal compounds in the carbon structure of reactor graphite and their thermal destruction in an oxygen depleted atmosphere, selective oxidation of carbon-14 and transportation of its compounds with the off-gas stream. Ground reactor graphite is impregnated with an activating solution of an amino alcohol (monoethanolamine, triethanolamine) containing complex copper and vanadium compounds, treatment is carried out in a reducing or oxidizing environment (obtaining jet-milled solid-phase inclusions inside the carbon structure), heated to a temperature of 700-950 °C under vacuum 3×10-0.9×10 mmHg, after cooling to a temperature of 350 °C is treated at a temperature of 410-485 °C with an oxygen-containing gas stream.EFFECT: invention makes it possible to extract more than 90 % of the carbon-14 contained in the reactor graphite.10 cl, 6 ex
Изобретение относится к способам дезактивационной обработки облученного реакторного графита, может быть использовано при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторных установок и при обращении с углеродсодержащими твердыми радиоактивными отходами (ТРО) для снижения класса их радиационной опасности. Способ удаления углерода-14 из реакторного графита включает его фрагментацию и размол, импрегнирование в углеродную структуру реакторного графита растворимых соединений металлов и их термическую деструкцию в обедненной по кислороду атмосфере, селективное окисление углерода-14 и транспортировку его соединений с отходящим газовым потоком. Измельченный реакторный графит пропитывают активирующим раствором аминоспирта (моноэтаноламина, триэтаноламина), содержащим комплексные соединения меди и ванадия, проводят обработку в восстановительной или окислительной среде (с получением внутри углеродной структуры ультрадисперсных твердофазных включений), нагревают до температуры 700-950°C под разрежением 3×10-0,9×10мм рт.ст., после охлаждения до температуры 350°C обрабатывают при температуре 410-485°C кислородосодержащим газовым потоком. Изобретение позволяет извлекать более 90% содержащегося в реакторном графите углерод |
---|