Способ переработки жидких радиоактивных отходов низкого уровня активности

Авторы патента:

G21F9/20 - обезвреживание жидких радиоактивных отходов

Владельцы патента RU 2313147:

Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" (RU)

Изобретение относится к области переработки жидких радиоактивных отходов низкого уровня активности от радионуклида ¹³⁷Cs и альфа-излучающих нуклидов. Способ состоит во внесении в очищаемый раствор суспензии магнетита, осаждении на поверхности частиц магнетита ферроцианида селективного к извлечению цезия металла за счет последующего введения в раствор гексацианоферрата калия и растворимой соли соответствующего металла, корректировке рН раствора щелочью до 9. Удаление сорбента осуществляется отстаиванием с последующей доочисткой осветленного раствора методом магнитной сепарации. Изобретение позволяет очистить жидкие радиоактивные отходы низкого уровня активности одновременно от радионуклидов цезия и альфа-излучающих нуклидов. 1 табл.

Изобретение относится к области переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) низкого уровня активности, обусловленной в значительной степени радионуклидами цезия и альфа-излучающими нуклидами, и может быть использовано для очистки сточных вод от радионуклидов в атомной энергетике и на радиохимических производствах.

Известны способы очистки воды от радионуклидов цезия, включающие сорбцию на вводимых в виде суспензии или синтезируемых непосредственно в растворе ферроцианидах металлов, селективных к цезию, с последующим отделением твердой фазы мембранными методами [Никифоров А.С., Куличенко В.В., Жихарев М.И. Обезвреживание радиоактивных отходов. М.: Энергоатомиздат, 1985; Милютин В.В., Гелис В.М., Клиндухов В.Г., Обручников А.В. Исследование соосаждения радионуклидов цезия с ферроцианидами различных металлов. Четвертая Российская конференция по радиохимии "Радиохимия-2003", Озерск, 20-25 октября 2003 г./ Тез. докл. Озерск, ЦЗЛ ФГУП "ПО "Маяк", 2003. С.162]. Недостатком этих способов является малый размер образующихся частиц сорбента, что приводит к необходимости применения специальных методов разделения (например, микрофильтрации) и, следовательно, значительному увеличению эксплуатационных затрат.Обеспечить необходимую степень очистки ЖРО от альфа-излучающих нуклидов подобными способами не представляется возможным.

Наиболее близким к предлагаемому является способ переработки ЖРО низкого уровня активности магнетитом [Патент №2256965 от 27.05.2003. Опубликован 20.07.2005. Бюл. №20]. Данный метод позволяет эффективно (на 98÷99%) удалять из раствора альфа-излучающие радионуклиды (актиноиды). Процесс очистки заключается в добавлении в перерабатываемый раствор суспензии магнетита. После этого корректируют рН раствора щелочью до 11÷12.

После отстаивания очищенный раствор декантируют и доочищают методом магнитной сепарации. Известно, что магнитная сепарация позволяет эффективно выделить частицы магнетита из раствора при достаточно низкой величине магнитной индукции (от 40 до 50 мТл). Недостатком данного способа является низкая эффективность очистки раствора от цезия.

Технической задачей изобретения является разработка способа переработки низкоактивных ЖРО, позволяющего за одну стадию удалять с высокой эффективностью из раствора как радионуклиды цезия, так и альфа-излучающие нуклиды.

Указанная задача достигается тем, что в качестве сорбента для одновременного выделения радионуклидов цезия и альфа-излучающих нуклидов используется композиция на основе магнетита с нанесенным на нем слоем ферроцианида металла, селективного к извлечению цезия, обладающая ярко выраженными магнитными свойствами.

Технология осуществления способа заключается в следующем. Для осуществления очистки в объем ЖРО вносится суспензия магнетита. Далее на частицах магнетита осаждается слой селективно сорбирующего цезий ферроцианида металла (никеля, меди, кобальта, цинка, кадмия, железа, висмута, свинца), который извлекает данный радионуклид из раствора. Для этого в очищаемую воду подаются последовательно раствор гексацианоферрата калия (желтой кровяной соли) и растворимая соль соответствующего металла (никеля, меди и т.д.). При этом ферроцианид данного металла осаждается на поверхности частиц магнетита и в дальнейшем прочно на ней удерживается. Далее производится корректировка рН раствора до 9 щелочью. Выбор рН раствора, равного 9, определяется тем, что, с одной стороны, для магнетита характерно повышение коэффициентов очистки с ростом рН, а, с другой стороны, при рН>10 происходит растворение ферроцианидов перечисленных металлов [Тананаев И.В., Сейфер Г.Б. и др. Химия ферроцианидов. - М.: "Наука", 1971, с.320]. После выдержки раствора (порядка 1÷2 ч) для установления сорбционного равновесия и седиментации взвешенных частиц производится отделение очищенного раствора от использованного сорбента декантированием с дальнейшей его доочисткой. Поскольку основой сорбента является магнетит, обладающий ярко выраженными магнитными свойствами, то доочистка раствора от взвешенных частиц магнетита с осажденным на них ферроцианидным сорбентом и захваченными загрязнителями проводится методом магнитной сепарации при величине магнитной индукции 45÷50 мТл.

Преимуществом предлагаемого способа является то, что синтезированная композиция совмещает в себе достоинства ферроцианидных сорбентов и магнетита: обеспечивает высокую степень очистки раствора как от радионуклидов цезия, так и от альфа-излучающих нуклидов. При этом полученный сорбент обладает магнитными свойствами, присущими магнетиту, что позволяет эффективно и просто удалять его из раствора методом магнитной сепарации в полях с низкой величиной магнитной индукции. Данный факт значительно упрощает операцию удаления отработанного сорбента по сравнению с последовательным применением магнетита и ферроцианидного сорбента по отдельности.

Как показали проведенные исследования очистки низкоактивных ЖРО смешанным сорбентом с удалением последнего методом отстаивания и последующей магнитной сепарации, в диапазоне концентраций магнетита от 5 до 100 мг/л и ферроцианида никеля-калия - от 2 до 20 мг/л степень очистки раствора от радионуклидов изменяется в пределах: ¹³⁷Cs - 53,7÷99,2%, альфа-излучающих нуклидов - 92,4÷99,9%.

Результаты опытов по удалению отработавшего сорбента методами отстаивания и магнитной сепарации представлены в таблице 1.

Таблица 1
Результаты экспериментов по разделению фаз методами отстаивания и магнитной сепарации
Сорбционные добавки, мг/л	Степень очистки, %
Fe₃O₄	Ферроцианид Ni-K	¹³⁷Cs	Σα
Отстаивание (в течение 24 часов)
10	20	95,4	90,8
20	40	95,1	92,2
Отстаивание (в течение 24 часов)+Магнитная сепарация (магнитная индукция 45 мТл, скорость пропускания 6 к.о./ч)
10	20	98,6	96,6
20	40	99,2	98,2
Примечание: Σα- сумма альфа-излучающих нуклидов

Как показывают результаты, представленные в таблице 1, совместное применение методов отстаивания и магнитной сепарации позволяет достичь высокой степени очистки раствора от частиц сорбента (большей, чем при одном только отстаивании).

Возможность осуществления заявляемого технического решения подтверждается следующим примером.

Пример. Исходный раствор спецканализации промплощадки ФГУП "ПО "Маяк" объемом 20 л, объемной активностью альфа-излучающих нуклидов 1,1·10³ Бк/л, объемной активностью радионуклида ¹³⁷Cs 6,2·10³ Бк/л после добавления 20 мг/л магнетита, синтеза на поверхности частиц магнетита ферроцианда никеля-калия в количестве 40 мг/л и корректировки рН до 9 выдерживается в течение 24 часов, декантируется и подается на электромагнитный сепаратор. После прохождения суспензии через насадку сепаратора в поле с величиной магнитной индукции 45 мТл со скоростью 6 к.о./ч получен раствор с объемной активностью альфа-излучающих нуклидов 20 Бк/л, объемной активностью радионуклида ¹³⁷Cs 50 Бк/л, который может быть дополнительно очищен известными методами.

Таким образом, предлагаемый способ позволяет очистить ЖРО низкого уровня активности от радионуклидов цезия и альфа-излучающих нуклидов (актиноидов). Полученный раствор может быть эффективно доочищен известными методами. При этом процесс удаления из раствора отработанного сорбента характеризуется высокими параметрами разделения, простотой аппаратурного оформления и эксплуатации.

Способ переработки жидких радиоактивных отходов низкого уровня активности, включающий внесение в перерабатываемый раствор суспензии магнетита, корректировку рН раствора щелочью, выделение осадка отстаиванием и доочистку полученного раствора магнитной сепарацией, отличающийся тем, что на поверхности частиц магнетита осаждается ферроцианид селективного к извлечению цезия металла за счет введения в раствор после суспензии магнетита гексацианоферрата калия и растворимой соли соответствующего металла, после чего рН раствора корректируют щелочью до 9.

Изобретение относится к области атомной техники и технологии и касается вопросов переработки жидких радиоактивных отходов, способов перевода жидких радиоактивных отходов в твердое состояние.

Способ очистки сточных вод от радиоактивных компонентов и масла // 2305335

Изобретение относится к области переработки и обезвреживания жидких радиоактивных отходов. .

Способ переработки кубового остатка жидких радиоактивных отходов // 2297055

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к переработке кубовых остатков жидких радиоактивных отходов ядерных установок, например отходов атомных электростанций.

Способ отверждения жидких радиоактивных отходов // 2291504

Изобретение относится к области охраны окружающей среды от радиоактивного загрязнения и может быть использовано в технологии обезвреживания жидких радиоактивных отходов (ЖРО).

Способ переработки органических радиоактивных отходов // 2279726

Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов. .

Многофункциональный пульсационный клапанный погружной насос // 2275534

Изобретение относится к области химического машиностроения, в частности к погружным насосным установкам, и может найти применение в химической, нефтехимической и других областях промышленности для перемешивания и перекачки растворов и суспензий, для их дозированной выдачи и определения плотности суспензий.

Способ переработки жидких радиоактивных отходов // 2273066

Изобретение относится к области переработки и обезвреживания жидких радиоактивных отходов. .

Способ обработки сернокислых аммонийных радиоактивных растворов и способ иммобилизации осадка, содержащего радионуклиды, в стеклокерамике // 2271587

Изобретение относится к области переработки жидких радиоактивных отходов. .

Способ переработки жидких радиоактивных отходов // 2268513

Изобретение относится к области обращения с жидкими радиоактивными отходами. .

Способ обезвреживания мало- и среднеминерализованных низкоактивных жидких отходов в полевых условиях // 2267176

Изобретение относится к области переработки жидких радиоактивных отходов. .

Способ защиты природных вод от радиоактивных и токсичных веществ из хранилищ жидких отходов // 2316068

Изобретение относится к охране окружающей среды, касается создания изолирующих противофильтрационных барьеров и может быть использовано для предотвращения загрязнений природных вод радиоактивными и токсичными веществами в зонах размещения хранилища отходов

Способ цементирования отработанных радиоактивных масел // 2437178

Изобретение относится к области локализации жидких отходов и предназначено для использования для отверждения отработанных масел в различных отраслях промышленности

Способ отверждения отработанных радиоактивных масел в полимерную матрицу // 2443029

Изобретение относится к области локализации жидких радиоактивных отходов

Способ фиксации пульпы в открытом бассейне-хранилище радиоактивных отходов // 2510858

Изобретение относится к атомной энергетике, к способам обращения с радиоактивными отходами, в частности к способам фиксации пульпы открытых бассейнов-хранилищ радиоактивных отходов путем засыпки грунтом. Способ включает рассечение бассейна разделительными дамбами, достигающими дна бассейна, на участки-полосы, рассечение полос между разделительными дамбами дополнительными поперечными дамбами на ячейки, которые засыпают грунтом последовательно. При этом поперечную дамбу сооружают путем насыпания грунта на лед до просадки льда на глубину, обеспечивающую зазор между дамбой и дном бассейна, через который ячейка по декантату сообщается с незасыпанной частью бассейна. Подо льдом оттесняют декантат из ячейки в акваторию бассейна через зазор между поперечной дамбой и дном бассейна путем насыпания части грунта, предназначенного для засыпки ячейки, на лед ячейки до просадки льда. После оттеснения декантата из ячейки осуществляют изоляцию ячейки от акватории бассейна путем наращивания поперечной дамбы до ее просадки до дна бассейна и засыпают изолированную ячейку остальным грунтом, а вытесненный при засыпке декантат откачивают. 2 з.п. ф-лы.

Способ захоронения токсичных и радиоактивных отходов // 2515578

Изобретение относится к складированию радиоактивных отходов. Способ включает выемку котлована, устройство защитного экрана по его бортам и днищу, послойную укладку отходов с уплотнением, перекрытие каждого слоя отходов разделительным изолирующим слоем. При этом защитный экран по бортам и днищу котлована выполняют из цементогрунтового раствора и полимерной пленки, разделительные изолирующие слои выполняют также из цементогрунтового раствора. Цементогрунтовые растворы, применяемые для возведения защитного экрана и разделительных изолирующих слоев, содержат в качестве наполнителя природный минеральный сорбент цеолит. После укладки верхнего разделительного изолирующего слоя производят рекультивацию поверхности подвергшегося закладке котлована. Техническим результатом способа является исключение возможности миграции токсикантов и радионуклидов в грунты, подземные воды и атмосферу из зоны захоронения. 1 ил.

Способ очистки от 60co технологических растворов радиохимического производства, относящихся к средне- и низкоактивным отходам // 2553976

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано в технологии переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) радиохимических производств. Способ очистки от 60Со технологических растворов радиохимического производства, относящихся к средне- и низкоактивным отходам, осуществляется путем предварительной гетерогенной каталитической деструкции органических компонентов, содержащихся в технологических растворах (ЖРО) радиохимических производств, на твердофазном катализаторе с последующим выделением 60Со из растворов путем его соосаждения с осадками комплексных цианидов и гидроксидов переходных металлов (Со, Ni, Zn) и заключительной ионообменной очисткой фильтрата на катионообменной смоле (типа Lewatit MonoPlus TP 207). Техническим результатом является снижение остаточной удельной активности растворов CAO и НАО по 137Cs и 60Со до уровня <0,9 Бк/л, что позволяет изменить класс отходов на нерадиоактивные отходы (растворы). 13 з.п. ф-лы, 1 ил., 6 табл., 3 пр.

Способ разложения нитрата аммония в технологических растворах радиохимического производства // 2607646

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано в технологии переработки аммонийсодержащих технологических растворов и жидких радиоактивных отходов (ЖРО), образующихся при эксплуатации радиохимического производства. Способ разложения нитрата аммония в технологических растворах радиохимического производства включает нагрев и корректировку раствора по азотной кислоте. Процесс разложения нитрата аммония проводят в системе азотной и щавелевой кислот в присутствии твердофазного платиносодержащего катализатора в динамическом режиме в термостатируемом аппарате колонного типа непрерывного действия. Изобретение позволяет осуществлять количественное разложение нитрата аммония в технологических растворах в широком диапазоне концентраций. 15 з.п. ф-лы, 1 ил., 2 табл., 2 пр.