Способ переработки натриевого теплоносителя ядерного реактора

(51) 21 9/04 (2006.01) 21 19/31 (2006.01) КОМИТЕТ ПО ПРАВАМ ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ МИНИСТЕРСТВА ЮСТИЦИИ РЕСПУБЛИКИ КАЗАХСТАН ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ Способ переработки натриевого теплоносителя ядерного реактора включает очистку теплоносителя от радионуклидов в контуре реактора многократной фильтрацией через последовательно установленные ловушки для каждого вида или группы радионуклидов, включая -137 и -134 и последующее удаление теплоносителя из контура, при этом перед каждой фильтрацией, начиная со второй, в теплоноситель вводят стабильный изотоп -133 при массовом соотношении к сумме изотопов -137 и -134 в теплоносителе, равном (0,3-3,0) 1. Массовое соотношение -133 к сумме изотопов -137 и 134, равное 11 является предпочтительным. Технический результат заключается в повышении эффективности очистки натриевого теплоносителя от радионуклидов цезия.(72) Лукашенко Сергей Николаевич Кадыржанов Кайрат Камалович Тулеушев Адил Жианшахович(73) Дочернее государственное предприятие Институт ядерной физики Национального ядерного центра Республики Казахстан(54) СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ НАТРИЕВОГО ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА(57) Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано при снятии с эксплуатации реакторов. 15213 Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано при снятии с эксплуатации реакторов. Известен способ переработки радиоактивного жидко металлического теплоносителя для захоронения (а.с. СССР 1382271, кл.219/04, 1991),включающий его растворение в расплавах солевых смесей хлоридов металлов, последующую фильтрацию расплава и захоронение фильтрующего материала, в котором в солевую смесь добавляют 2-5 от массы солевого расплава нитрата щелочноземельного металла, солевой расплав и продукты его взаимодействия с жидкометаллическим теплоносителем пропускают через фильтр из гранулированной смеси оксидов металлов и при отношении объема фильтрующего материала к объему удерживаемых на нем продуктов реакции 101, фильтрующий материал подвергают термообработке до образования гомогенного плава, который перед захоронением охлаждают до образования стеклообразного твердого продукта. Недостатком способа является низкая эффективность очистки от -137, обусловленная весьма низкой концентрацией изотопа. Наиболее близким по технической сущности к заявляемому является способ переработки натриевого теплоносителя ядерного реактора (патент Российской Федерации 2123732, кл.219/04,21 С 19/31, 1998), в котором натриевый теплоноситель непосредственно в контуре очищают от всех радиационно опасных нуклидов и неактивных примесей до уровней ниже контрольных, после чего теплоноситель удаляют из контура в емкости с инертной атмосферой, выдерживают, а затем утилизируют. Очистку теплоносителя ведут на последнем этапе работы реактора. Очистку натриевого теплоносителя до заданных уровней активности радионуклидов ведут последовательно специализированными ловушками от М-54 и -65 - высокотемпературными никелевыми, от -125, -60, -3 и неактивных примесей холодными, от -137 и 134-низкотемпературными графитовыми, от частиц топлива - металлокерамическими. Этому способу,как и предыдущему, свойственна низкая эффективность очистки от радионуклидов цезия на углеродсодержащих фильтрах вследствие весьма низкой их концентрации, кратно уменьшающейся после первой стадии очистки. Последнее обуславливает значительное увеличение циклов сорбционной очистки натриевого теплоносителя на фильтрах вследствие уменьшения эффективности очистки с уменьшением содержания удаляемого изотопа. При достижении определенной малой концентрации изотопа цезия процесс извлечения его из теплоносителя в соответствующий фильтр практически прекращается. Техническим результатом изобретения является повышение эффективности очистки натриевого теплоносителя от радионуклидов цезия. Указанный технический результат обеспечивается в способе переработки натриевого теплоносителя ядерного реактора, включающем очистку теплоносителя от радионуклидов в контуре реактора многократной фильтрацией через последовательно уста 2 новленные ловушки для каждого вида или группы радионуклидов, включая -137 и -134 и последующее удаление теплоносителя из контура, в котором перед каждой фильтрацией, начиная со второй, в теплоноситель вводят стабильный изотоп -133 при массовом соотношении к сумме изотопов -137 и-134 в теплоносителе, равном (0,3-3,0)1. Массовое соотношение -133 к сумме изотопов -137 и 134 в теплоносителе составляет, предпочтительно 11. Суть изобретения заключается в следующем. На основании сведений об обращении с натриевым теплоносителем при улавливании изотопа 137 на графитовом фильтре кратность снижения содержания указанного изотопа на первой стадии составляет ориентировочно 15, на второй - 2,7, на третьей - 1,7, на десятой - соответственно 1,1. Согласно предлагаемому способу введение стабильного изотопа -133 в теплоноситель на каждой стадии, начиная со второй, приводит к восстановлению исходной или близкой к ней суммарной концентрации изотопов цезия, что позволяет поддерживать кратность очистки от цезия, равную таковой на первой стадии, то есть наиболее высокую. Принимая во внимание изотопное равновесие кратность очистки от -137 и -134 на второй и последующих стадиях будет соответствовать таковой на первой стадии,что позволит сократить количество стадий очистки от -137 и -134 в несколько раз. Введение стабильного изотопа -133 при массовом соотношении к сумме изотопов -137 и -134 в теплоносителе, равном (0,3-3,0)1, обусловлено тем,что соотношение меньше, чем 0,31 не обеспечивает достаточную эффективность снижения количества стадий фильтрации, а увеличение более 3,01 - экономически нецелесообразно. Наиболее предпочтительным для очистки от изотопов -137 и -1 34 в теплоносителе является соотношение 11. Кроме того, уменьшение удельной активности радиоактивных изотопов цезия-137 и цезия-134 до уровня минимально значимой активности позволяет перевести утилизируемый теплоноситель из категории радиоактивных отходов в категорию материалов ограниченного использования, что значительно упрощает и удешевляет последующие операции по его утилизации. Модельные испытания применительно к условиям контура ядерного реактора показали, что для снижения содержания изотопов цезия в теплоносителе в 200 раз необходимо без введения стабильного изотопа -133-10 стадий фильтрации на графитовом фильтре при введении стабильного изотопа -133 в массовом соотношении 0,31-56 стадий при введении стабильного изотопа -133 в массовом соотношении 11-23 стадии при введении стабильного изотопа -133 в массовом соотношении 3,01 -23 стадии. Таким образом, реализация предлагаемого способа переработки натриевого теплоносителя ядерного реактора позволяет повысить эффективность очистки натриевого теплоносителя от радионуклидов цезия. 15213 ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ 1. Способ переработки натриевого теплоносителя ядерного реактора, включающий очистку теплоносителя от радионуклидов в контуре реактора многократной фильтрацией через последовательно установленные ловушки для каждого вида или группы радионуклидов, включая -137 и -134 и последующее удаление теплоносителя из контура, отличающийся тем, что перед каждой фильтрацией, на чиная со второй, в теплоноситель вводят стабильный изотоп -133 при массовом соотношении к сумме изотопов -137 и -134 в теплоносителе,равном (0,3-3,0). 2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что массовое соотношение -133 к сумме изотопов -137 и -134 в теплоносителе составляет предпочтительно 11.