Способ обработки жидких радиоактивных отходов аэс

Авторы патента:

G21F9/12 - абсорбция; адсорбция; ионообмен

Использование: утилизация жидких радиоактивных отходов атомных электростанций . Сущность изобретения: жидкие радиоактивные отходы концентрируют и остекловывают. Однако перед остекловыванием отходы подвергают очистке от радионуклидов, а продукт остекловывания подвергают формованию, причем очистку проводят либо перед концентрированием, либо после, и ведут до суммарной радиоактивности не выше заданной. 3 з.п. ф-лы, 1 табл.

(51)5 Р 21 Р 9/12

ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

К ПАТЕНТУ

Комитет Российской Федерации по патентам и товарным знакам (21) 5039944/25 (22) 02,04.92 (46) 07.09.93. Бюл. М 33 вЂ” 36 (71) Совместное предприятие по снятию

АЭС с эксплуатации (72) Чечельницкий Г.М.. Лифанов Ф.A. (73) Акционерное общество закрытого типа

"Научно-производственное объединение

"Деком инжиниринг" (54} СПОСОБ ОБРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИ В Н ЫХ ОТХОДОВ АЭС

Изобретение относится к области теплоэнергетики и касается вопросов утилизации жидких радиоактивных отходов (ЖРО)

A3C.

Известен способ обработки ЖРО АЭС, включающий сбор ЖРО, концентрирование

ЖРО и захоронение (Хоникевич А.А. Очистка радиоактивных загрязненных вод. М.:вЂ”

Атомиздат. 1974, с.70).

Недостатком данного способа является отсутствие воэможности утилизации химических веществ, содержащихся в ЖРО АЭС.

Наиболее близким к предложенному является известный способ обработки ЖРО

АЭС, включающий сбор ЖРО, концентрирование их и остекловывание ЖРО с последующим захоронением продукта остекловывания ЖРО (Коростылев Д.П. Водный режим и обработка радиоактивных вод АЭС. М.:вЂ”

Энергоатомиздат, 1983, с.222-225, прототип). Основной недостаток этого известного способа заключается в отсутствии возможности утилизации сухого остатка ЖРО и по„„RU „, 2000615 C (57) Использование: утилизация жидких радиоактивных отходов атомных электростанций. Сущность изобретения: жидкие радиоактивные отходы концентрируют и остекловывают. Однако перед остекловыванием отходы подвергают очистке от радионуклидов, а продукт остекловывания подвергают формованию, причем очистку проводят либо перед концентрированием, либо после, и ведут до суммарной радиоактивности не выше заданной, 3 з.п. ф-лы, 1 табл. следующего использования продукта остекловывания ЖРО АЭС.

Изобретение предусматривает решение задачи утилизации ЖРО и последующего использования продукта остекловывания

ЖРО АЭС.

Согласно изобретению п редложен спо- ) соб обработки жидких радиоактивных отхо- «р дов АЭС, включающий сбор жидких радиоактивных отходов, концентрирование их и остекловывание, формование продукта остекловывания, при котором до или после концентрирования жидких радиоактивных отходов перед остекловыванием их подвер- (Л гают очистке от радионуклидов до суммарной радиоактивности не выше определенной из соотношения О . 10 вЂ” 7

A С где Ас вЂ” суммарная радиоактивность жидких радиоактивных отходов в пересчете на сухой остаток, Ки/кг;

С вЂ” степень наполнения стекломассы сухим остатком жидких радиоактиеных от20006 ходов (мэс. доли), выбранная е и)<,ареале ог-0 .

Рекомендуется также продукт остекловывания жидких радиоактивных отходов пеГ ред формованием подвергать гранулированию.

Изобретение отличается от известных новой совокупностью существенных признаков, определенной последовательностью и режимом проведения операций, 10 осуществляемых известными в технике приемами и на известном оборудовании.

При промышленном применении изобретения достигается технический результат, которого не удавалось обеспечить в течение весьма длительного времени и заключающийся в производстве иэделий из технического стекла, являющегося продуктом переработки жидких радиоактивных отходов АЭС, отвечающего нормам 20 радиационной безопасности, Рекомендуемая изобретением степень наполнения стекломассы сухим остатком жидких радиоактивных отходов, прошедших обработку по предложенному способу, основана на следующем: при степени наполнения ниже 0,2 (Mac. доли) черезмерно возрастает объем получаемой при этом стекломассы, растут энергоэатрзть>, что делает неэкономичным использования изделий из технического стекла.

При степени наполнения более 0,4 мас.долей продукт остекловывания жидких радиоактивных отходов обладает пониженной механической прочностью, что не позволяет рекоглендовать его для получения иэделий для технических целей.

Введение е рекомендуемую способом последовательность операции (перед формованием продукта остекловывания ЖРО) 40 дополнительного гранулирования продукта остекловывания ЖРО позволяет обеспе <ить формоеание изделий из расплава стеклогранулята вне месторасположения установки ос-.eêëîåûâàíèÿ, что представляет определенный интерес для промь<шленного

ИСllîËЬЗОBàНИЯ.

По предложенному способу окаэыеае<ся возможным формовать иэделия заданL é ной формы из технического стекла. в частности, изоляторы ЛЭП, трубопроводы для непищевых продуктов, отвечающие нормам радиационной безопасности.

Пример 1. Жидкие радиоактивные отходы (ЖРО) Кольскои атомной электро 55 станции с суммарной радиоактивностью

5 10 Ки/л при общ,.м солесодержании 5 кг/м и рН 8.5 ед рН собрали в баке трэпз ных вод и направили е выпарной аппарат

15 ф

После упзриеани>Дф 1цЬитффт с общим с0лесодержзниегл 5(@>кгпв Ф.,суммарной раМ-... 3 диоактивностью 5" " 1б Ки/л подвергли очистке от радионуклидов s коагуляторе (c добавкой ферроцианидов) до суммарной радиоактивности 2,3 10 Ки/л (в пересчете на сухой остаток 4,6 10 Ки/кг).

-7

Отделенный в коагуляторе шлам, в котором аккумулировано менее 5 (, солей, содержащихся в исходном ЖРО, смешали с цементом при степени наполнения последнего 0,25 (мас. доли) и после отверждения направили в хранилище твердых радиоактивных отходов.

Концентрат ЖРО. прошедший указанную очистку, бь>л направлен нз остекловывание в установку остекловывания (с использованием стеклообразующих добавок), полученный расплав продукта остекловывания сухого остатка ЖРО со степенью наполнения стекломассы 0,4 (мзс. доли) и

-7 суммарной радиоактивностью 1,8.10

Ки/K> разлили в форгль< для изготовления плафонов самолегнь<х >ли< алок. После охлаждения ээлинок в формах были получены формоезнные плафоны гзмоле Т><»<х мигалок из блекни«еского стекла, отеечз>ощегп нормагл радиационной безопасности.

Пример 2. 10 же. что и в примере 1, но очистку 01 радионуклидов осуществляли до концентрирования ЖРГ) до суммарной радиоактивности 2,3 10 Ки/л (4.6 10

>< *7

Ки/кг е пересчете нз сухои остаток) з при последую>цеи операции концентрлрования

ЖРО его суммарная радиозк >ивнос>ь сос1а вила?,3.10 Ки/л (4.6.10 Ки/кг в пересчете на сухой остаток) при общем солесодер.кании 500 кгlм . а полученный продукг остеклоеывзнич, прошедший гранулироеание. иэ расплава с<елло> ранулчта обладал суммарной рздиозк >ивностью т

1.8 10 Ки/кг, ITOсоо<ве>с<еу <г нор>лам рздиационнои безопасности.

Пример 3. То же, ««о» в примере 1, но очистку концентрата ЖРО о> рздионуклидое вели до суглгларнои рздиоэк<ивности

4 5 10 Ки/л (е перес <ете на су.ои остаток

9.10 K>1/кг), а продукт ос<еклoеыеэния

ЖРО со степенью наполне><> ч с<еклоглэссы сухим оста когл ЖРО 0,2 (г<з<, дол>11, иглел>1 суммарную радиоактивнос<ь 1,8 10 Ки/кг. что соо<ветствует чормзгл р.->дг<зционной беэопас><ости.

Пример 4 То хке. «;> и в примере 2, но очистку собранных ЖР() «1 р;<дионуклидо в е е,ч и д 0 с g M м а f) и 0 I1 р r < . < >; < к 1 и В н Ос т и

4,5 10 Ки/n (е перес«t.<>-. »;< > .»и остаток

9 10 Ки, кг), а конечный ><,1, >1>л>.л суммарную рздиоэктиг<><ос I l 1 ., < > i > и /> f ч <0

1 б,t )

2000615

Характеристика ЖРО в процессе обработки

Характеристики ЖРО после c6oðà кон ент и ования

Общее

Суммарная радиоактивСуммарная радиоактивность

Общее солесодерлесодерность жание. кг/м

3 жание, кг/м

Ки/л

Ки/кг в пересчете на сухой

ОСтаток

Ки/л

5 10

5 10"

5 10

1 10, 10-3 . 10-3

1 10

5 10

500

5 10

500

5 10

500

Il. ll; \II,T < t . e .. I соответствует нормам .радиацианнай...йаз= ...-.

Опасности.

Пример 5. То же, что и в примере 1, но очистку концентрата ЖРО от радионуклидов вели до суммарной радиоактивности 5

5 .10 Ки/л (в пересчете на сухой остаток

-7

1 10 Ки/кг). Продукт остекловывания

-б

ЖРО со степенью наполнения стекломассы сухим остатком ЖРО 0.4 (мас.доли) имел суммарную радиоактивность 4 10 Ки/кг, 10

-Т что не соответствует нормам радиационной безопасности.

Пример б. То же, что и в примере 2, но очистку собранных ЖРО от радионуклидов вели до суммарной радиоактивности 15

1 10 Ки/л (в пересчете на сухой остаток

2 10 Ки/кг), а конечный продукт (см. таб-6 лицу) имел суммарную радиоактивность

4.10 Ки/кг, что не соответствует нормам радиационной безопасности. 20

Предложенный способ позволяет обеспечить утилизацию и переработку подавляющей части химических веществ, содержащихся в жидких радиоактивных отходах атомных электростанций, с получени- 25 ем на конечной стадии технологического процесса изделий иэ технического стекла, отвечающих нормам радиационной безопасности, применяемых, в частности, при эксплуатации самой АЭС, одновременно со- З0 кратив при этом объем подлежащих захоронению радиоактивных отходов.

Формула изобретения

1, Способ обработки жидких радиоактивных отходов АЭС, включающий сбор дкидкмх-радиОд4нФФ&ньн(-О+яюдю1, 1ют Ч ТРи рование и их остекловывание, о т h и ч а юшийся тем, что жидкие радиоактивные отходы перед остекловыванием подвергают очистке от радионуклидов, а продукт остекловывания подвергают формованию, причем очистку жидких радиоактивных отходов от радионуклидов ведут до суммарной радиоактивности не BblLUe определенной иэ соотношения

А -(2 10 )/С, где Ас вЂ” суммарная радиоактивность жидких радиоактивных отходов в пересчете на сухой остаток, Ки/кг;

С вЂ” степень наполнения стекломассы сухим остатком жидких радиоактивных отходов (массовые доли), выбранная в интервале 0,2-0,4.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что очистку жидких радиоактивных отходов от радионуклидов проводят перед концентрированием жидких радиоактивных

ОТХОДОВ.

3. Способ по п,1, отличающийся тем, что очистку жидких радиоактивных отходов от радионуклидов проводят после концентрирования жидких радиоактивных отходов.

4. Способ по пп,2 илиЗ, отл ича юшийся тем, что продукт остекловывания сухого остатка жидких радиоактивных отходов перед формованием подвергают гранулированию.

2000615

Продолжение таблицы

Ха акте истики ЖРО после

Пример

Ха акте и о кта кон ент и ования остекловывания

Суммарная радиоактивность суммарная радиоактивность, Ки/кг

Ки/л

Ки/кг в пересчете на сухой остаток

ЖРО (мас. доли), С

0,4 да

4,6 . 10

2.3 10

0,4 да

0,2 да а

4.5 1О

9 10

0,2 да

0,4 нет

2 106

1 10 нет

0,2

Составитель Г,Чечельницкий

Техред М.Моргентал Корректор А.Козориз

Редактор Т.Юрчикова

Тираж Подписное

НПО "Поиск" Роспатента

113035. Москва. Ж-35, Раушская наб„4/5

Заказ 3079

Производственно-издательский комбинат "Патент", г. Ужгород, ул.Гагарина. 101

Степень наполнения стекломассы сухим остатком

1,8 10

4 10

Соответствие норм радиационной безопасности

НРБ 87/76

Способ обработки жидких радиоактивных отходов аэс

Изобретение относится к области захоронения радиоактивных веществ, а именно к способам и средствам создания изолирующих радионуклиды барьеров

Способ получения тонкослойного ферроцианидсодержащего сорбента на основе фильтроперлита // 1766489

Способ регенерации ионитовых фильтров установок обработки радиоактивных отходов атомной электростанции // 1762666

Способ переработки жидких радиоактивных отходов низкого и среднего уровня активности // 1759171

Изобретение относится к охране окружающей среды, в частности к переработке жидких радиоактивных отходов перед их отверждением и захоронением

Способ извлечения радиоактивного цезия из технологических растворов и жидких отходов аэс // 1686960

Способ очистки азотнокислых растворов от радиойода // 1551133

Установка для обработки радиоактивных отходов // 1537046

Изобретение относится к установкам для обработки радиоактивных отходов

Ингибитор сорбции радионуклидов для пентафталевых покрытий // 1512381

Изобретение относится к защите от радиоактивных загрязнений

Способ извлечения стронция из кислых растворов // 1309384

Изобретение относится к радиохимии , конкретно к переработке слабоактивных радноактивных сточных вод, может быть использовано дпя их очистки от радиостронция и позволяет повысить степень его извлечения из кислых растворов в 2-1А раз

Сорбент радиоактивных продуктов коррозии в водном теплоносителе аэс // 824796

Сорбционный блок для очистки жидких радиоактивных отходов // 2101072

Способ очистки слабосолевых растворов типа морской воды от радионуклидов и установка для его осуществления // 2101234

Изобретение относится к химической технологии, конкретно к атомной экологии и может быть использовано при переработке жидких радиоактивных отходов (ЖРО), образующихся при эксплуатации различных ядерно-энергетических установок (ЯЭУ) на транспортных средствах (атомных ледоколах, подводных лодках, плавучих АЭС)

Способ комплексной переработки жидких радиоактивных отходов и устройство для его осуществления // 2101235

Способ очистки растворов от радионуклидов // 2102803

Сорбент на основе цеолитов // 2104085

Изобретение относится к производству сорбентов для извлечения различных форм радиоиода и радиоцезия из парогазовой фазы и может быть использовано для предотвращения выброса этих радионуклидов в окружающую среду при эксплуатационных режимах работы атомных электростанций, при авариях на АЭС, а также в технологических процессах переработки ядерного горючего

Неорганический сферогранулированный композиционный сорбент на основе гидроксида циркония и способ его получения // 2113024

Изобретение относится к неорганическому композиционному сферогранулированному ионообменнику (сорбенту) на основе неорганического носителя - гидроксида циркония и гексацианоферрата переходных металлов, а также к способу его получения

Способ очистки от радионуклидов цезия водных радиоактивных технологических сред атомных производств // 2113025

Изобретение относится к дезактивации технологических вод методом сорбции, а именно к очистке вод от радионуклидов цезия с использованием ферроцианидсодержащих сорбентов

Способ адсорбции с применением таннина // 2115180

Изобретение относится к способу адсорбции с применением таннина

Способ и устройство для очистки растворов от радионуклидов стронция и цезия // 2118856

Изобретение относится к сорбционным способам и устройствам для очистки растворов, преимущественно низкоактивных жидких радиоактивных отходов (ЖРО), от долгоживущих изотопов стронция и цезия, и может быть использовано для очистки как засоленных, так и малозасоленных растворов

Способ комплексной переработки жидких радиоактивных отходов // 2118945

Изобретение относится к химической технологии, конкретно к атомной экологии, и может быть использовано при переработке жидких радиоактивных отходов (ЖРО), образующихся при эксплуатации различных атомно-энергетических установок