Способ переработки жидких радиоактивных отходов

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к радиохимической переработке облученного ядерного топлива. Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих нитраты одно- и поливалентных катионов, включает упаривание ЖРО до солевого плава, добавление к кубовому остатку реагента, который является восстановителем нитрат-ионов, и термическую обработку кубового остатка с последующей кальцинацией. В качестве реагента-восстановителя используют дициандиамид (цианогуанидин). Изобретение позволяет повысить безопасность проведения процесса путем исключения выделения аммиака в процессе отверждения жидких радиоактивных отходов, уменьшить удельный расход восстанавливающего реагента по отношению к массе нитрата натрия в перерабатываемом растворе. 2 з.п. ф-лы, 1 пр.

 

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к радиохимической переработке облученного ядерного топлива, и может быть использовано в технологических схемах переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), содержащих нитрат-ион.

Радиохимическая переработка облученных топливных элементов ядерных реакторов с целью извлечения рециклируемых компонентов топлива генерирует большое количество водных растворов, содержащих радиоактивные отходы. Указанные отходы, являясь коррозионно-опасными, создают проблемы при обращении с ними. При длительном хранении происходит распад высокоактивных продуктов деления. Отходы, содержащиеся в водных растворах, путем упаривания, кальцинации с последующим спеканием или остекловыванием переводят в твердую форму, которая позволяет сократить объем продукта по отношению к объему раствора, и минимизирует проблемы при долговременном хранении. Радиоактивные растворы содержат значительные количества нитрат- и нитрит ионов, преимущественно в виде солей натрия. Подготовка твердой матрицы для хранения отходов посредством вышеупомянутых процедур связано с образованием большого количества токсичных оксидов азота (NO_x), особенно диоксида азота.

Известен способ переработки ЖРО, содержащих нитрат натрия, путем перевода их в твердое состояние путем высушивания с последующим разложением высушенных солей до образования смеси окислов (Никифоров А.С. и др. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. - М.: Энергоатомиздат, 1985, с. 143-148).

Недостатком данного решения является значительное выделение токсичных газов, отсутствие компактности конечного продукта, высокая степень выщелачивания радионуклидов.

Известен способ отверждения ЖРО для последующего длительного хранения в твердой фазе, содержащих существенные количества натриевых соединений посредством прокаливания в обжиговой печи с псевдоожиженным слоем. Образование нитрата натрия, вызывающего агломерацию частиц псевдоожиженного слоя, замедляется при помощи добавления алюминия и фторида к отходам с целью получения во время прокаливания криолита. Отходящий газ обжиговой печи очищают раствором, содержащим алюминий, для связывания в комплексное соединение любого фторида, который может быть высвобожден при последующем растворении криолита, и предотвращения коррозии в системе очистки отходящих газов (патент US 3943062, МПК G21F 9/16; опубл. 09.03.1976).

Недостатком данного способа является выделение токсичных газов, возможность образования отложений фтористых солей в коммуникациях, коррозионное воздействие на конструкционные материалы оборудования.

Известен способ переработки ЖРО, согласно которому указанные отходы, содержащие нитраты одно- и поливалентных катионов, упаривают до солевого плава, добавляют к кубовому остатку реагент-восстановитель нитрат-ионов и проводят термическую обработку кубового остатка с последующей кальцинацией; в качестве реагента-восстановителя используют карбамид (патент US 3 962 114, МПК G21F 9/08; опубл. 08.06.1976).

Разложение нитрата натрия протекает по следующей схеме

NaNO₃+3CO(NH₂)₂+O₂=NaOH+2N₂+3CO₂+3NH₃+H₂O

Данный способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих нитрат натрия, выбран нами в качестве прототипа.

Основными недостатками указанного способа являются:

- низкая эффективность восстановления нитрат-иона за счет разложения карбамида при температуре 132°С и выше;

- выделение аммиака (3 моля газа на 1 моль нитрата натрия) в качестве продукта реакции и, как следствие, возникновение пожароопасных условий при ведении процесса с подачей кислорода (газ-реагент) в зону реакции;

- высокий удельный расход карбамида - 68% масс. карбамида на 32% масс. нитрата натрия.

Задачей изобретения является повышение безопасности проведения процесса путем исключения выделения аммиака в процессе отверждения жидких радиоактивных отходов, уменьшение удельного расхода восстанавливающего агента по отношению к массе нитрату натрия в перерабатываемом растворе.

Поставленная задача решается тем, что в способе переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих нитраты одно- и поливалентных катионов, включающий упаривание ЖРО до солевого плава, добавление к кубовому остатку реагента-восстановителя нитрат-ионов и термическую обработку кубового остатка с последующей кальцинацией, в качестве реагента-восстановителя используют дициандиамид (цианогуанидин) в виде насыщенного раствора.

Разложение нитрата натрия с участием в реакции дициандиамида (ДЦДА) протекает по следующей схеме:

5C₂H₄N₄+12NaNO₃=4CO₂+10Н₂О+16N₂+6Na₂CO₃

Удельный расход дициандиамида составляет 29% масс. на 71% масс. нитрата натрия.

Пример выполнения.

Имитатор жидких радиоактивных отходов был приготовлен аналогично прототипу. Реагент-восстановитель (дициандиамид) вводили после упаривания имитатора до состояния солевого плава при массовом дициандиамид : нитрат-ион равном 1:1,9 в виде предварительно приготовленного насыщенного при 80°С раствора (концентрация ДЦДА - 30%). Полученную смесь доупаривали и нагревали далее до стадии интенсивного газовыделения. Анализ отходящих газов показал ожидаемое отсутствие в них аммиака.

Процесс газовыделения полностью завершился при температуре 350°С. Далее прореагировавшую смесь, в основном карбонат натрия, охлаждали. После чего конечный продукт проанализировали на наличие нитрат-иона. Нитрат-ион не был обнаружен. Массовый расход реагента-восстановителя уменьшается в 5 раз по сравнению со способом по прототипу.

1. Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих нитраты одно- и поливалентных катионов, включающий упаривание ЖРО до солевого плава, добавление к кубовому остатку реагента-восстановителя нитрат-ионов и термическую обработку кубового остатка с последующей кальцинацией, отличающийся тем, что в качестве реагента-восстановителя используют дициандиамид (цианогуанидин) в виде насыщенного раствора.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что дициандиамид смешивают с кубовым остатком при массовом соотношении дициандиамид:нитрат-ион не менее 1:1,8.

3. Способ по п. 1, 2, отличающийся тем, что дициандиамид вводят в виде раствора, насыщенного при температуре не менее 60°С.