Способ переработки жидких радиоактивных отходов

Изобретение относится к технологии переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Способ очистки жидких радиоактивных отходов включает фильтрацию, окисление жидких радиоактивных отходов с получением окисленного потока, его фильтрацию, микрофильтрацию и очистку от радионуклидов путем подачи фильтрата в емкость с гранулированными селективными сорбентами. После окисления перед фильтрацией в окисленный поток вносят селективный сорбент в виде суспензии. Причем сорбент вносят в жидкие радиоактивные отходы только после стадии окисления. Изобретение позволяет повысить эффективность способа переработки ЖРО за счет сокращения объема радиоактивных отходов. 2 пр.

 

Изобретение относится к технологии переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) и может быть использовано для утилизации радиоактивных сред на различных объектах атомной промышленности.

Данный способ может быть использован для переработки низко- и среднеактивных жидких радиоактивных отходов на различных объектах атомной промышленности, в том числе на атомных электростанциях; для переработки растворов, образующихся при дезактивации зданий, сооружений, оборудования, транспорта и т.д; для переработки природной воды, загрязненной радионуклидами.

Переработка жидких радиоактивных отходов направлена на решение двух основных задач: очистка основной массы отходов от радионуклидов и концентрирование последних в минимальном объеме.

Известен способ переработки жидких радиоактивных отходов атомных электростанций, в котором солевые отходы подвергают озонированию и последующему отделению образующегося при окислении радиоактивного шлама (см. патент РФ на изобретение №2066493 «Способ обработки жидких радиоактивных отходов АЭС», 6 МПК G21F 9/08, приоритет от 13.11.1995 г., опубл. 10.09.1996 г.).

К недостаткам данного способа относятся невысокие коэффициенты очистки от радионуклидов, остающихся в жидкой фазе после окисления в ионном состоянии, а именно, от радионуклидов цезия.

Известен способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих радионуклиды в ионной и коллоидной формах и балластные компоненты минеральной и органической природы в растворенном и взвешенном состояниях, заключающийся в том, что органические компоненты жидких радиоактивных отходов окисляют до газообразного состояния, а минеральные ионные компоненты, в том числе и радионуклиды, переводят во взвешенное состояние в виде гидроокисей металлов путем подачи в поток отходов озона, поток окисленных отходов разделяют на сгущенный шлам и жидкую фазу, на селективных сорбентах проводят доочистку жидкой фазы от оставшихся в ионной форме радионуклидов, а образовавшийся шлам и отработанные сорбенты переводят в твердую форму и отправляют на длительное хранение (см. патент РФ на изобретение №2122753 «Способ переработки жидких отходов, содержащих радионуклиды», 6 МПК G21F 9/06, приоритет от 30.10.1997 г., опубл. 27.11.1998 г.).

Недостатком известного способа является то, что в условиях проточного режима обработки нет гарантии полного насыщения жидкости озоном, что ведет к проскоку закомплексованной формы радионуклидов в очищенную жидкую фазу через селективный сорбент, поскольку ни отделение сгущенного шлама, ни селективная сорбция не задерживают закомплексованные радионуклиды, что снижает эффективность переработки жидких радиоактивных отходов в целом.

Известен способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих радионуклиды в ионной и коллоидной формах и балластные компоненты минеральной и органической природы в растворенном и взвешенном состояниях, заключающийся в том, что органические компоненты жидких радиоактивных отходов окисляют до газообразного состояния, а минеральные ионные компоненты, в том числе и радионуклиды, переводят во взвешенное состояние в виде гидроокисей металлов путем подачи в поток отходов озона, поток окисленных отходов разделяют на сгущенный шлам и жидкую фазу, на селективных сорбентах проводят доочистку жидкой фазы от оставшихся в ионной форме радионуклидов, а образовавшийся шлам и отработанные сорбенты переводят в твердую форму и отправляют на длительное хранение. При этом, перед обработкой озоном поток отходов путем фильтрации на сетчатом фильтрующем материале очищают от взвешенных частиц, обработку озоном проводят в циркуляционном режиме, разделение окисленного потока на сгущенный шлам и жидкую фазу проводят путем фильтрации на сетчатом фильтрующем материале, а перед доочисткой жидкой фазы на селективных сорбентах проводят мембранную микрофильтрацию с отделением от жидкой фазы радионуклидов в коллоидной форме, которые возвращают в поток жидких радиоактивных отходов после подачи в него озона (см. патент РФ на изобретение №2268513 «Способ переработки жидких радиоактивных отходов», 7 МПК G21F 9/06, G21F 9/20, приоритет от 28.12.2004 г., опубл. 20.01.2006 г.).

Основным недостатком известного способа является то, что радионуклиды цезия, находящиеся в ионной форме и вносящие наибольший вклад в суммарную активность ЖРО, удаляются только на конечной стадии процесса - селективными сорбентами, помещенными в фильтр-контейнеры. Поэтому при исходной активности радионуклидов цезия в ЖРО 3,7⋅10⁸ Бк/л (10 Кu/м³) через фильтр-контейнер, содержащий гранулированный селективный сорбент на основе ферроцианида никеля, можно пропустить не более 12 м³ ЖРО, так как ресурс фильтр-контейнера по накопленной радиоактивности составляет 120 Кu (см. http://nii-izoterm.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=72&Itemid=51). В реальных условиях на АЭС после упарки ЖРО кубовые остатки содержат от 3 до 10 Кu/м³, следовательно для переработки 1000 м³ таких ЖРО по способу прототипа необходимо будет использовать не менее 55 дорогостоящих фильтр-контейнеров сложной конструкции. (Стоимость одного фильтр-контейнера с учетом его монтажа и эксплуатации составляет около 2 млн.рублей). Кроме того, из-за высокой активности, накопленной в каждом отработанном фильтр-контейнере (до 120 Кu по Cs-137) их перемещение, обслуживание и хранение очень сложно и дорогостояще, поскольку необходимы специальные мероприятия по защите персонала от облучения. Для размещения на хранение такого количества (55 шт фильтр-контейнеров на 1000 м³ ЖРО) по технологическим требованиям необходимо спецхранилище объемом не менее 100 м³. Таким образом, эффективный коэффициент снижения объема отходов при переработке 1000 м³ ЖРО будет не более 10.

В качестве прототипа рассмотрим способ переработки жидких радиоактивных отходов и их утилизации, включающий окисление отходов, отделение от жидкой фазы шламов, коллоидов и взвешенных частиц и удаление из жидкой фазы радионуклидов для последующей утилизации с применением селективных сорбентов и фильтров, отличающийся тем, что перед стадией отделения от жидкой фазы радиоактивных отходов шламов, коллоидов и взвешенных частиц добавляют в жидкие отходы при перемешивании селективные сорбенты в виде порошков, а затем полученную суспензию фильтруют, прокачивая через, по крайней мере, одну емкость, предназначенную для утилизации отходов и снабженную на выходе, по крайней мере, одним фильтрующим элементом, отделяющим от жидкой фазы нерастворимые вещества, после чего фильтрат пропускают, по крайней мере, через одну емкость, предназначенную для утилизации отходов, с гранулированными селективными сорбентами, при этом указанные емкости помещены в бетонные блоки. Пример реализации: указанным способом была проведена переработка ЖРО (рН 12,1), содержащих:

- сухой остаток (после сушки при 105°С) 285 г/л;

- взвешенные вещества (отделяемые на фильтре синяя лента) 5,1 г/л;

- удельная активность цезий - 137: 1,1⋅10-3 Ки/л;

- удельная активность кобальт - 60: 1,4⋅10-6 Ки/л.

В бак закачали 5 м3 ЖРО вышеуказанного состава и внесли при перемешивании композицию, состоящую из 5 кг селективного сорбента ферроцианида никеля, нанесенного на порошок аморфного кремнезема Сухоложского месторождения с размером частиц от 200 до 500 мкм и 0,5 кг сульфата никеля в качестве коагулянта. Сочетание аморфного кремнезема и агломератов, образующихся при взаимодействии коагулянта на основе никеля и взвешенных частиц ЖРО, позволяет легко отделять твердую фазу от жидкой внутри Корбрика Ф.

После 2-х часового перемешивания суспензию, состоящую из сорбента, взвешенных частиц, находившихся в ЖРО и коагулянта, подали в Корбрик Ф (позиция 2) с двумя фильтрэлементами, а после него очищенный от суспензии раствор направили на озонирование (позиция 3) для разрушения органических соединений и комплексов. К образовавшейся при окислении взвеси добавили 5 кг того же сорбента, что и в бак (позиция 1) и полученную суспензию направили в Корбрик Ф (позиция 4) с двумя фильтрэлементами. Очищенный от взвеси раствор пропустили через последовательно соединенные Корбрики С (позиции 5 и 6) с гранулированным селективным сорбентом на основе ферроцианида никеля. Очищенный раствор, содержащий менее 10 Бк/л 137Cs и 60Со, направили на упарку и кристаллизацию, (см. патент РФ на изобретение №2577512 «Способ переработки жидких радиоактивных отходов и их утилизации», приоритет от 29.12.2014 г., опубл. 20.03.2016 г.).

Основным недостатком прототипа является то, что при использовании сорбента перед озонированием следовые количества переходных металлов, входящие в состав сорбента, после фильтрации попадают в систему для озонирования и каталитически разрушают озон. Это приводит к значительному снижению эффективности озонирования, увеличению времени озонирования и, в некоторых случаях, к невозможности очистить ЖРО от ряда радионуклидов.

Технический результат заявляемого изобретения заключается в повышении эффективности способа переработки жидких радиоактивных отходов за счет сокращения объема радиоактивных отходов, требующих специального хранения и снижение дозовой нагрузки на обслуживающий персонал в процессе переработки жидких радиоактивных отходов.

Заявляемый технический результат достигается тем, что способ очистки жидких радиоактивных отходов включает фильтрацию, окисление жидких радиоактивных отходов с получением окисленного потока, его фильтрацию, микрофильтрацию и очистку от радионуклидов путем подачи фильтрата в емкость с гранулированными селективными сорбентами, причем после окисления перед фильтрацией в окисленный поток вносят селективный сорбент в виде суспензии, причем сорбент вносят в жидкие радиоактивные отходы только после стадии окисления.

Новизна заявленного изобретения заключается в добавлении сорбента к жидким радиоактивным отходам только после стадии окисления и в виде суспензии.

При использовании сорбента перед окислением (как в способе-прототипе) следовые количества переходных металлов, входящие в состав сорбента, после фильтрации попадают в систему для озонирования и каталитически разрушают озон. Это приводит к значительному снижению эффективности озонирования, увеличению времени озонирования и, в некоторых случаях, к невозможности очистить ЖРО от ряда радионуклидов. При этом, эффективность использования сорбентов после озонирования, на 40-70% выше, чем до озонирования, следовательно, достигается значительное снижение количества подаваемых сорбентов и объема радиоактивных отработанных сорбентов, направляемых на захоронение. Исключаем оборудование для подачи сорбента перед стадией озонирования, а это баки, насосы трубопроводы и др., которое также требует утилизации в случае его поломки и относится к радиоактивным отходам. Кроме того, использование сорбента в виде суспензии существенно упрощает процесс дозирования сорбента и его подачи в ЖРО, исключается сложное и дорогостоящее оборудование, а именно шнеки, специальные средства подачи порошкового сорбента, узлы его хранения, тара для его хранения, которая опять же является радиоактивным отходом и требует специального хранения и утилизации. Появляется возможность использования возвратной тары для сорбента в виде суспензии, сорбент может быть перекачан из возвратной тары, которая находится в «чистой» зоне, по трубопроводам в бак для дозирования сорбента в ЖРО, таким образом, появляется возможность исключить накопление радиоактивной тары, требующей утилизации и хранения. Кроме того, сорбент в виде суспензии проще дозировать в отличие от порошкового сорбента, который, как правило, может быть подан в избытке, что приводит к образованию избытка радиоактивно зараженного отработанного сорбента, который требует утилизации и хранения.

Таким образом, добавление сорбента к жидким радиоактивным отходам только после стадии окисления и в виде суспензии приводит к сокращению объема радиоактивных отходов, требующих специального хранения.

Внесение после окисления перед фильтрацией в окисленный поток селективного сорбента позволяет основное количество радионуклидов, в том числе радионуклидов цезия, перевести в шлам, отделяемый на стадиях фильтрации и микрофильтрации. При этом активность по радионуклидам цезия в жидкой фазе после фильтрации снижается до 10^-4-10^-5 Кu/м³, следовательно одним фильтр-контейнером можно будет очистить не 12 м³, как в способе-аналоге, а до 10000 м³ ЖРО, соответственно эффективный коэффициент снижения объема отходов вырастет не менее чем до 100. Необходимое для переработки ЖРО количество дорогостоящих фильтр-контейнеров и затраты на их спецхранение, также снизятся не менее чем в 100 раз. При этом добавка селективного сорбента увеличит объем отходов незначительно по сравнению с исходным объемом ЖРО, причем эти отходы не будут направлены на специальное хранение, а будут кондиционированы в штатном режиме по обычной технологии цементирования и захоронены, что принципиально.

Технических решений, совпадающих с совокупностью существенных признаков заявляемого изобретения, не выявлено, что позволяет сделать вывод о соответствии заявляемого изобретения такому условию патентоспособности как «новизна».

Заявляемые существенные признаки, предопределяющие получение указанного технического результата, явным образом не следуют из уровня техники, что позволяет сделать вывод о соответствии заявляемого изобретения такому условию патентоспособности как «изобретательский уровень».

Условие патентоспособности «промышленная применимость» подтверждается примерами конкретного выполнения заявляемого способа представленными ниже.

Пример 1

Заявляемый способ был применен для переработки ЖРО следующего состава: рН=10,2, общее солесодержание 371 г/л, активность по Cs-137-12,16 Ku/м³ (1,2⋅10^-2Кu/л), по Со-60-0,09 Кu/м³(9⋅10^-5Кu/л).

В 10 литров исходных ЖРО, которые после предварительной фильтрации на сетчатом фильтре (отделяли частицы более 50 мкм) и озонирования содержали Со-60 менее 10^-9 Ku/л и 1,1⋅10^-2 Ku/л Cs-137, вносят 30 г (0,3% от массы ЖРО) селективного к цезию сорбента на основе ферроцианида никеля в виде суспензии с размером частиц 100 мкм, после перемешивания в течение 1 часа отфильтровали полученную суспензию сначала на сетчатом фильтре с тонкостью фильтрации менее 5 мкм, а затем осуществили микрофильтрацию на керамических мембранах с порами 0,2 мкм. Содержание Cs-137 в очищенном растворе составило 4,1⋅10^-8 Ku/л. При переработке такого ЖРО ресурс фильтр-контейнера используемого в настоящее время на АЭС, будет составлять не менее 1000 м³, а при отсутствии стадии внесения порошкового сорбента, содержание Cs-137 в очищенном растворе составит 1,1⋅10^-2 Ku/л, ресурс фильтр-контейнера составит менее 10 м³ ЖРО.

Пример 2

В ЖРО, такие же, как в Примере 1, после озонирования вносят 100 г водной суспензии сорбента ферроцианида никеля (содержащей 50 г (0,5% от массы ЖРО) коллоидного сорбента ферроцианида никеля) и после двух часового перемешивания отфильтровали как в Примере 1. Удельная активность раствора составила менее 0,4⋅10^-10 Ku/л, следовательно исходя из норм радиационной безопасности, такой раствор не требует дальнейшей доочистки с использование фильтр-контейнеров. После упарки данного раствора, полученный плав может храниться на полигонах с нерадиоактивными химическими материалами.

Способ очистки жидких радиоактивных отходов, включающий фильтрацию, окисление жидких радиоактивных отходов с получением окисленного потока, его фильтрацию, микрофильтрацию и очистку от радионуклидов путем подачи фильтрата в емкость с гранулированными селективными сорбентами, отличающийся тем, что после окисления перед фильтрацией в окисленный поток вносят селективный сорбент в виде суспензии, причем сорбент вносят в жидкие радиоактивные отходы только после стадии окисления.