Способ обезвреживания солевых отходов от радиоактивных компонентов

 

Способ обезвреживания солевых отходов от радиоактивных компонентов относится к химической технологии редкоземельных элементов и может применяться при обезвреживании растворимых в воде солевых отходов для снижения объемов нерадиоактивного балласта в отходах, подлежащих захоронению. Способ обезвреживания включает операции растворения расплава в воде и химического осаждения радиоактивных компонентов на осадке сульфата бария. Перед операцией растворения из расплава солевых отходов термически возгоняют хлориды металлов путем распыления и/или перемешивания расплава при температурах 480-550°С. 1 з.п.ф-лы, 1 табл.

Изобретение относятся к химической технологии редких и рассеянных элементов и может использоваться при переработке растворимых в воде солевых отходов, содержащих летучие хлориды металлов и радиоактивные компоненты, с целью снижения объемов нерадиоактивного балласта в отходах, подлежащих захоронению.

Известен способ обезвреживания солевых отходов от радиоактивных компонентов, в частности расплава солевого оросительного фильтра, образующегося при переработке лопаритового концентрата, от радиоактивного тория /1/. Способ заключается в продувке через радиоактивный расплав солевого оросительного фильтра при повышенных температурах водяного пара с последующим растворением расплава солевого оросительного фильтра в воде и химическим осаждением радиоактивного тория на осадке сульфата бария. Недостатком способа парового гидролиза является низкая степень превращения присутствующих в солевых отходах примесных хлоридов железа, алюминия и магния в оксиды, что приводит к увеличению объемов нерадиоактивного балласта в радиоактивных отходах, подлежащих захоронению.

Известен также способ обезвреживания солевых отходов производства редкоземельных элементов, в частности расплава солевого оросительного фильтра от радиоактивного тория /2/, взятый в качестве прототипа. Способ заключается в растворении расплава солевого оросительного фильтра в воде с последующим химическим осаждением на осадках сульфата бария гидроксида тория, фильтрацией нерастворимых осадков гидроксидов алюминия, железа, магния, тория и захоронением осадков в спецхранилищах. Недостатком способа являются большие объемы образующихся и загрязненных радиоактивными компонентами осадков гидроксида алюминия, железа, магния, что приводит к увеличению объемов спецхранилищ или снижению сроков их работы.

Целью изобретения является снижение объемов нерадиоактивного балласта в радиоактивных отходах, подлежащих захоронению.

Указанная цель достигается тем, что в способе обезвреживания солевых отходов от радиоактивных компонентов, включающем растворение расплава солевых отходов в воде и химическое осаждение радиоактивных компонентов на осадке сульфата бария, перед операцией растворения из расплава солевых отходов термически возгоняют хлориды металлов. Причем возгонку проводят путем распыления и/или перемешивания расплава солевых отходов при температурах 480-550oC.

Использование операции термической возгонки хлоридов алюминия и железа позволяет выделить из радиоактивного расплава 85-90% летучих нерадиоактивных компонентов AlCl3, FeCl3, FeCl2, что значительно снижает объем отходов, подлежащих захоронению.

Использование операции распыления расплава и/или перемешивания при возгонке позволяет интенсифицировать процесс возгонки. При этом скорость процесса возгонки при температурах 480-550oC имеет наибольшие значения, а при температурах ниже 480oC или выше 550oC резко уменьшается, что приводит к снижению степени выделения легколетучих компонентов из радиоактивного расплава.

Способ обезвреживания солевых отходов от радиоактивных компонентов осуществляют согласно описанию в примерах N 1, 3-6 (см. таблицу).

Пример 1. Подлежащий обезвреживанию радиоактивный отработанный расплав солевого оросительного фильтра (СОФ), полученный при хлорировании лопаритового концентрата на Соликамском магниевом заводе, содержит (%): AlCl3 - 15.0, FeCl3 - 15.0, MgCl2 - 4.05, KCl - 47.25, NaCl - 13.5, ThCl4 - 2.5. Для обезвреживания 200 г расплава СОФ подвигают термической обработке при перемешивании при температуре 550oC в течение 20 мин. Степень возгонки летучих хлоридов металлов составляет 90%. Образующиеся возгоны хлоридов алюминия и железа охлаждают до температуры 170oC и конденсируют, используя их в качестве коагулянтов для очистки сточных вод (возгоны не являются радиоактивными). Термически обработанный солевой расплав затем выливают в воду. Далее по известной технологии /2/ проводят осаждение радиоактивного тория на осадке сульфата бария. Для этого в водную суспензию раствора расплава СОФ подают Ca(OH)2 до величины pH 8.5, затем раствор подкисляют серной кислотой, вводят раствор хлорида бария. Суспензию далее нагревают до 90oC в течение 1 ч, нейтрализуют Ca(OH)2 до величины pH 8 и далее фильтруют. Образующийся сульфатно-гидратный кек удаляют в спецхранилище. Получаемый при этом радиоактивный осадок имеет объем, меньший в 2.0 раза по сравнению с объемом осадка, полученного по прототипу.

Пример N 2. Обезвреживание радиоактивного расплава СОФ проводят согласно прототипу. Расплав СОФ растворяют в воде и проводят осаждение радиоактивного тория на осадке сульфата бария, образующийся сульфатно-гидратный осадок фильтруют и удаляют в спецхранилище. Получаемый при этом радиоактивный осадок имеет наибольший объем, а соединения хлоридов железа и алюминия в виде нерадиоактивного балласта теряются с отходами.

Примеры N 3-6. Обезвреживание радиоактивного расплава СОФ проводят по примеру N 1 с тем отличием, что температуру термической возгонки расплава СОФ поддерживают различной (от 450 до 600oC).

Из анализа данных таблицы следует, что наибольшая степень возгонки летучих хлоридов металлов (в пределах 78.6-90%) и наибольший коэффициент снижения объема радиоактивного осадка (1.67-2.0) достигаются при обезвреживании осадка по заявляемому способу при температурах термической возгонки 480-550oC (примеры N 1, 3-4).

Использование предложенного способа позволит также утилизировать до 85-90% хлоридов алюминия и железа, содержащихся в солевых отходах.

Список источников 1. Абрамов Д.С. и др. Исследование процесса очистки хлоридных расплавов РЗЭ //Цветная металлургия. 1980, N 1, с. 69-72.

2. Кудрявский Ю. П. Комплексная переработка и обезвреживание отходов процесса хлорирования ильменитовых и лопаритовых концентратов: Дис. докт. техн. наук, Екатеринбург, 1996.

Формула изобретения

1. Способ обезвреживания солевых отходов от радиоактивных компонентов, включающий растворение расплава солевых отходов в воде и химическое осаждение радиоактивных компонентов на осадке сульфата бария, отличающийся тем, что перед операцией растворения из расплава солевых отходов термически возгоняют хлориды металлов.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что термическую возгонку проводят путем распыления и/или перемешивания расплава солевых отходов при температурах 480 - 550oC.

РИСУНКИ

Рисунок 1



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к установкам, предназначенным для безреагентного микробного обеззараживания жидких радиоактивных стоков

Изобретение относится к обработке и утилизации сточных вод, образующихся при дезактивации оборудования атомных силовых установок надводных и подводных судов, оборудования атомных электрических и тепловых станций, научно-исследовательских реакторов, изотопных приборов при их ремонте или утилизации

Изобретение относится к способу выпаривания и отверждения солесодержащих растворов, в частности содержащих бораты и сульфаты растворов, в замкнутых сосудах под действием нагревания с помощью микроволн, при этом подлежащий испарению солевой раствор подают в сосуд непрерывно или порциями, испаряют жидкость и затем подают предпочтительно в сосуд для конденсата

Изобретение относится к очистке жидких радиоактивных отходов и может быть использовано на радиохимических предприятиях

Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, способов удаления радиоактивных продуктов из теплоносителя и может быть использовано при решении вопросов обеспечения ядерной безопасности реакторов типа РБМК

Изобретение относится к переработке ОЯТ АЭС и представляет собой способ экстракционной переработки облученного ядерного топлива АЭС с использованием трибутилфосфата в разбавителе

Изобретение относится к обезвреживанию органических отходов, содержащих радионуклиды, и может найти применение на предприятиях ядерного цикла

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано при снятии с эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах

Изобретение относится к области химической технологии, конкретно к атомной экологии и может быть использовано при переработке жидких радиоактивных отходов (ЖРО), образующихся при эксплуатации различных атомно-энергетических установок (АЭУ) на АЭС, транспортных средствах (атомных ледоколов, подводных лодок, плавучих АЭС)

Изобретение относится к области радиохимической технологии, в частности к переработке кислых радиоактивных отходов

Изобретение относится к экстракционной технологии переработки облученного ядерного топлива с использованием в качестве разбавителя трибутилфосфата в разбавителе

Изобретение относится к переработке жидких особоопасных отходов, содержащих тяжелые металлы и/или радионуклиды, в частности к отверждению отходов путем их включения в искусственные керамические компаунды, и может быть использовано на радиохимических предприятиях атомной энергетики и оружейно-ядерного комплекса, а также в химических и металлургических отраслях промышленности
Изобретение относится к технологии переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) методами концентрирования, сорбционной доочистки и цементирования
Изобретение относится к области химической технологии, конкретно к атомной экологии, и может быть использовано при очистке жидких радиоактивных отходов
Изобретение относится к способу рекуперации нитрат-ионов, содержащихся в водных стоках ядерной промышленности

Изобретение относится к переработке жидких радиоактивных отходов, образующихся при регенерации облученного ядерного топлива
Наверх