Способ переработки маломинерализованных средне- и низкоактивных жидких радиоактивных отходов

Изобретение относится к технологии обезвреживания жидких радиоактивных отходов (ЖРО) мембранно-сорбционными методами. Способ переработки маломинерализованных средне- и низкоактивных ЖРО включает очистку на механических и ультрафильтрах, опреснение на обратноосмотических фильтрах и доочистку на ионообменных фильтрах, реагентную обработку ионообменных смол ферроцианидом калия и солями кобальта с последующим использованием обработанных ионообменных смол в качестве сорбционного предфильтра и отверждение образующихся вторичных радиоактивных отходов включением в портландцементы. Дополнительно используют анионообменные смолы, которые обрабатывают перманганатом калия и полученный селективный сорбент диоксида марганца также используют в качестве сорбционного предфильтра. Перед опреснением отходов на обратноосмотических фильтрах проводят их доочистку последовательно на обоих сорбционных предфильтрах, установленных перед обратноосмотическими фильтрами. Изобретение позволяет повысить эффективность очистки ЖРО от радиоактивного кобальта за счет повышения прочности фиксации радионуклидов на сорбенте. 1 з.п. ф-лы, 2 пр.

 

Изобретение относится к области обезвреживания жидких радиоактивных отходов (ЖРО) мембранно-сорбционными методами и может быть использовано для очистки вод от радио- и химически-токсичных загрязнений на стационарных и мобильных установках переработки ЖРО.

При эксплуатации атомных станций и других ядерных объектов помимо образования реагентных ЖРО (дезактивирующих, моющих, регенерирующих растворов и др.), отличающихся повышенной засоленностью и радиоактивностью, происходит загрязнение значительных объемов маломинерализованных природных вод радионуклидами до концентраций, превышающих допустимые лишь на 3-4 порядка. Такие отходы часто образуются на объектах, не имеющих собственных установок водоочистки, т.е. требующих применения мобильных (транспортируемых) установок.

Известен способ обезвреживания маломинерализованных низкоактивных вод в полевых условиях на установке, включающей очистку на механических и ультрафильтрах, опреснение на обратноосмотических фильтрах и доочистку на регенерируемых ионообменных фильтрах с отверждением образующихся радиоактивных концентратов включением в портландцементы [Патент RU №2144708, 20.01.2000].

Основным недостатком данного способа является его низкая эффективность при переработке маломинерализованных жидких отходов с высоким содержанием радионуклидов кобальта, который может находиться в различных химических формах, что затрудняет его очистку как обратным осмосом, так и ионным обменом. [Епимахов В.Н., Смирнов В.Д., Глушков С.В. и др. Оптимизация технологии переработки ЖРО на модульной мембранно-сорбционной установке // Сб. научн. тр. «Технологии и системы обеспечения жизненного цикла ядерных энергетических установок». - СПб., изд. «Менделеев», 2006, вып. 4, с. 224-231].

Наиболее близким к заявляемому техническому решению является способ обезвреживания мало- и среднеминерализованных низкоактивных отходов в полевых условиях [Патент RU №2267176, опубл. 27.12.2005], который включает очистку на механических и ультрафильтрах, опреснение на обратноосмотических фильтрах, доочистку на ионообменных фильтрах с реагентной обработкой отработанных ионообменных смол и отверждение образующихся вторичных радиоактивных отходов включением в портландцементы, при этом реагентную обработку ионообменных смол (смеси катионитов и анионитов) проводят ферроцианидом калия (K4[Fe(CN)6]) и солями кобальта, а затем обработанную смолу используют в качестве сорбционного предфильтра, на котором проводят очистку отходов перед подачей на ионообменный фильтр.

Недостатком этого способа является то, что, несмотря на наличие в предфильтрах ферроцианидов кобальта, эффективность очистки ЖРО от радионуклидов кобальта невелика.

Техническая проблема, стоявшая перед авторами заявляемого технического решения, заключалась в создании способа, позволяющего повысить эффективность очистки ЖРО от радионуклидов кобальта за счет повышения прочности фиксации радионуклидов на сорбенте, и тем самым повысить экологическую безопасность захоронения радиоактивных отходов с высоким содержанием кобальта, снизить дозовые нагрузки на обслуживающий персонал, а также сократить объем отработанных радиоактивных сорбентов и, как следствие, объем захораниваемых радиоактивных отходов.

Для решения вышеуказанной проблемы в способе обезвреживания низкоактивных жидких радиоактивных отходов, включающем очистку на механических и ультрафильтрах, опреснение на обратноосмотических фильтрах и доочистку на ионообменных фильтрах, реагентную обработку ионообменных смол ферроцианидом калия (K4[Fe(CN)6]) и солями кобальта, использование обработанных ионообменных смол в качестве сорбционного предфильтра и отверждение образующихся вторичных радиоактивных отходов включением в портландцементы, согласно изобретению дополнительно используют анионообменные смолы, которые обрабатывают перманганатом калия (KMnO4), а полученный селективный сорбент на основе анионообменной смолы и диоксида марганца также используют в качестве сорбционного предфильтра, причем оба (ферроцианидный и окисномарганцевый) предфильтра (в виде фильтр-контейнеров с бетонной биологической защитой) устанавливают перед обратноосмотическими фильтрами, и проводят доочистку отходов последовательно на обоих предфильтрах перед подачей на обратноосмотические фильтры.

Использование селективного сорбента на основе анионообменной смолы и диоксида марганца в качестве предфильтра позволяет повысить эффективность очистки ЖРО от радионуклидов кобальта, так как радионуклиды будут прочно сорбированы на селективном сорбенте (в отличие от необработанных ионообменных смол) и тем самым повысить экологическую безопасность захоронения радиоактивных отходов с высоким содержанием кобальта. Использование предфильтра с диоксидом марганца также позволяет более полно (количественно) выделять все возможные физико-химические формы радиокобальта, а биологическая бетонная защита фильтра предотвращает переоблучение обслуживающего персонала от жесткого гамма-излучения 60Со (Eγ1=1,17 МэВ и Еγ2=1,33 МэВ). Согласно СПОРО-2002 [Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами - М., Минздрав, 2002] такой фильтр-контейнер может работать до достижения мощности дозы гамма-излучения в воздухе на расстоянии 1 м от внешней стенки контейнера не более 0,1 мГр/ч.

Использование в предлагаемом способе в качестве предфильтров фильтр-контейнеров с бетонной биологической защитой и установка их перед обратноосмотическими фильтрами позволяет расширить диапазон содержания в перерабатываемых ЖРО кобальта-60 без переоблучения обслуживающего персонала, так как обратноосмотические и ионообменные фильтры работают тогда на низкоактивных ЖРО. За счет снижения радионуклидной нагрузки на ионообменную доочистку увеличивается ресурс ионообменных фильтров, что приводит к сокращению объема отработанных радиоактивных сорбентов и, как следствие, захораниваемых радиоактивных отходов.

Способ осуществляется следующим образом.

Маломинерализованные (до 1 г/л) (менее 107 Бк/кг) жидкие отходы направляют на механические и ультрафильтры для очистки от взвесей и нефтепродуктов. Перед подачей ЖРО на опреснение на обратноосмотические фильтры, на которых солесодержание снижается в 15-20 раз, отходы направляют на доочистку на сорбционный предфильтр с селективным сорбентом ферроцианида кобальта на основе ионообменной смолы, а затем на сорбционный предфильтр с селективным сорбентом диоксида марганца на основе анионообменной смолы, установленные перед обратноосмотическими фильтрами. В качестве предфильтров наиболее эффективно использовать фильтр-контейнеры с бетонной биологической защитой. Загрузка одного предфильтра осуществляется ионообменными смолами, обработанными ферроцианидом калия (K4[Fe(CN)6]) и солью кобальта, загрузка второго предфильтра - анионообменными смолами, обработанными перманганатом калия (KMnO4). При этом на первом предфильтре проводят доочистку от основного количества радиоцезия и частично радиокобальта, на втором - очистку от оставшегося количества радиокобальта. Затем ЖРО подают на ионообменные фильтры на доочистку от радиостронция и других радионуклидов. Образующиеся в процессе обезвреживания вторичные радиоактивные отходы отверждают включением в портландцементы. В случае использования фильтр-контейнеров, при выработке ресурса они отключаются от системы очистки, заменяются новыми, а отработанные поступают на захоронение в качестве твердых радиоактивных отходов. На цементирование же поступает только обратноосмотический концентрат. Причем со стадии доочистки на цементирование направляют только ионообменные смолы из ионообменных фильтров. За счет использования селективных сорбентов коэффициенты очистки от радиоцезия и радиокобальта повышаются не менее, чем в 103 раз.

По сравнению с известными мембранно-сорбционными способами обезвреживания ЖРО данный способ не только гарантирует суммарное повышение коэффициента очистки не менее, чем в 103 от радиоцезия и радиокобальта, но и уменьшает объем зацементированных радиоактивных отходов (за счет сокращения объема отработанных ионообменных смол), поступающих на захоронение. При этом эти радионуклиды прочно сорбированы на селективных сорбентах (в отличие от необработанных ионообменных смол), что повышает экологическую безопасность захоронения радиоактивных отходов.

Примеры конкретного выполнения.

Пример 1 (Прототип). В качестве объекта очистки использовали ЖРО ядерной энергетической установки. Солесодержание не превышало 0,01 г/л. Удельная активность составляла 1,6⋅106 Бк/кг по цезию-137 и 1,7⋅105 Бк/л по кобальту-60.

Обезвреживание проводили путем очистки на механических и ультрафильтрах от радионуклидов, адсорбированных на взвесях и коллоидах, затем обессоливанием на обратноосмотических фильтрах и доочисткой на фильтр-контейнере с селективным сорбентом ферроцианида кобальта на основе ионообменных смол (КУ-2 в Н+-форме и АВ-17 в ОН--форме) и ионообменных фильтрах (КУ-2 в Н+-форме и АВ-17 в ОН--форме) от радионуклидов. При этом на предфильтре содержание цезия-137 снижалось не менее, чем в 103 раз, а кобальта-60 - только на один порядок.

Образующиеся при обезвреживании вторичные обратноосмотические радиоактивные концентраты и пульпы отработанных ионообменных смол отверждали портландцементами ГОСТ 10178-85. При достижении мощности дозы гамма-излучения в воздухе на расстоянии 1 м от внешней стенки фильтр-контейнера (предфильтра) более 0,1 мГр/ч он отключался от системы очистки, заменялся новым, а старый поступал на захоронение в качестве твердых радиоактивных отходов. При этом для получения селективного сорбента на цезий, используемого в предфильтре, ионит (смесь катионита КУ-2 и анионита АВ-17) обрабатывали 0,5М раствором ферроцианида калия (K4[Fe(CN)6]), а затем 0,5 М раствором хлорида кобальта (CoCl2⋅6H2O).

Пример 2 (Заявляемый способ). Отличается от примера 1 тем, что анионит АВ-17, обрабатывали 0,5 М раствором перманганатом калия (KMnO4) для получения селективного сорбента на кобальт, используемого во втором предфильтре (фильтр-контейнере). ЖРО, прошедшие очистку на механических и ультрафильтрах от радионуклидов, адсорбированных на взвесях и коллоидах, перед подачей на опреснение на обратноосмотические фильтры очищали последовательно сначала на предфильтре с селективным сорбентом ферроцанидом кобальта, а затем на предфильтре с селективным сорбентом диоксидом марганца. При этом на втором предфильтре содержание кобальта-60 снижалось на два порядка, а цезия-137 - практически не изменялось.

Предлагаемый способ может осуществляться на таком же отечественном оборудовании, что и прототип (предпочтительно с использованием фильтр-контейнеров с бетонной биологической защитой), при этом для получения селективных сорбентов на кобальт применяются анионообменные смолы и перманганат калия (широко применяется в дезактивирующих растворах), т.е. способ промышленно применим. При этом способ может быть реализован как на стационарных, так и на мобильных установках переработки ЖРО.

1. Способ переработки маломинерализованных средне- и низкоактивных жидких радиоактивных отходов, включающий очистку на механических и ультрафильтрах, опреснение на обратноосмотических фильтрах и доочистку на ионообменных фильтрах, реагентную обработку ионообменных смол ферроцианидом калия и солями кобальта с последующим использованием обработанных ионообменных смол в качестве сорбционного предфильтра и отверждение образующихся вторичных радиоактивных отходов включением в портландцементы, отличающийся тем, что дополнительно используют анионообменные смолы, которые обрабатывают перманганатом калия и полученный селективный сорбент диоксида марганца на основе анионообменной смолы также используют в качестве сорбционного предфильтра, при этом перед опреснением отходов на обратноосмотических фильтрах проводят их доочистку последовательно на обоих сорбционных предфильтрах, установленных перед обратноосмотическими фильтрами.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве предфильтров используют фильтр-контейнеры с бетонной биологической защитой.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к нефтегазодобывающей промышленности, в частности к способам предотвращения образования твердых отложений минеральных солей, содержащих радиобарит, на оборудовании для добычи углеводородов.

Изобретение относится к получению химических элементов и их изотопов с помощью микроорганизмов. Способ получения химических элементов и их изотопов, в том числе сверхтяжелых заурановых элементов, предусматривает обработку водной суспензией бактерий рода Thiobacillus, адаптированных радиоактивным агентом, сырья, содержащего природные химические элементы и их природные изотопы, с получением целевого продукта.
Изобретение относится к переработке азотнокислого актиноидсодержащего раствора. Способ включает очистку исходного азотнокислого актиноидсодержащего раствора от серебра путем восстановления в растворе серебра до металла в виде осадка дигидразидом угольной кислоты, отделение полученного осадка от осветленного раствора, количественное разложение восстановителя в осветленном растворе и сорбционное выделение актиноидов из осветленного раствора.

Изобретение относится к комплексу оборудования, предназначенного для получения сорбционных материалов для обработки и очистки жидких сред, зараженных токсичными и радиоактивными веществами, преимущественно для извлечения долгоживущих радионуклидов цезия и стронция из высокосолевых растворов, в частности из жидких радиоактивных отходов.
Группа изобретений относится к радиохимической технологии и может быть использована в технологии переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Способ регенерации отработанной экстракционной системы на основе органического раствора трибутилфосфата в гексахлорбутадиене включает ее обработку сорбционно-активной твердофазной композицией.

Изобретение относится к ядерной технологии, в частности к аналитическому обеспечению процесса переработки облученного ядерного топлива, и раскрывает способ совместного спектрофотометрического определения нептуния, америция и плутония.

Группа изобретений относится к области ядерной энергетики. Способ очистки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) предусматривает предварительную фильтрацию, озонирование, дозированное введение в кубовый остаток ЖРО перекиси водорода, обработку кубового остатка импульсным ультрафиолетовым излучением сплошного спектра, микрофильтрацию с отделением шлама, содержащего радиоактивный кобальт, железо, марганец, и сорбцию для удаления радиоактивного цезия.

Изобретение может быть использовано в области водоочистки и водоподготовки. Установка очистки воды содержит дегазатор в виде колонны (1) с крышкой (2) и с патрубками для подачи очищаемой воды (3) и отвода газов (4) в верхней части колонны и патрубками для подачи воздуха (5) и отвода очищенной воды (6) в нижней части колонны, заполненной насадкой (7), бак-сборник (8), аппарат для подачи воздуха (9).

Группа изобретений относится к области прикладной радиохимии в части обращения с образующимися при переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) жидкими радиоактивными отходами (ЖРО).

Изобретение относится к ядерной физике, а именно к технологии переработки жидких радиоактивных отходов. Способ переработки жидких радиоактивных отходов включает подачу смеси жидких радиоактивных отходов и хлорида натрия в зону смешения плазмохимического реактора.
Наверх