Способ предварительной очистки содержащих радионуклиды растворов

Изобретение относится к способу предварительной очистки содержащих радионуклиды, такие как Co-60, растворов, таких как кубовые остатки ядерных установок, посредством осаждения неактивных нуклидов в гидротермальном процессе и последующего отделения осажденных твердых веществ. Способ удаления комплексов радионуклидов, в частности EDTA-комплексов Co-60, из растворов, таких как кубовые остатки ядерных установок, включает в себя предварительную очистку раствора посредством осаждения, по меньшей мере, неактивных нуклидов в гидротермальном процессе с предотвращением разрушения комплексов, по меньшей мере, Co-60 и последующее отделение осажденных в предварительной очистке твердых веществ и последующее разрушение, по меньшей мере, комплексов Co-60 и отделение Co-60. Изобретение позволяет сократить долю неактивных нуклидов в растворе, из которого затем отделяют радионуклиды. 2 н. и 10 з.п. ф-лы, 1 ил.

 

Изобретение относится к способу предварительной очистки содержащих радионуклиды, такие как Co-60, растворов, таких как кубовые остатки (солевые концентраты) ядерных установок.

При переработке происходящих в частности из ядерных установок растворов, таких как кубовые остатки, могут использоваться различные способы для отделения комплексно связанных радионуклидов. К ним относятся очистка в сверхкритической воде, очистка алмазными электродами и ионообменными веществами или очистка озоном и ионообменными веществами.

Недостатком известных способов принципиально является то, что при соответствующих способах одновременно удаляются также неактивные нуклиды, которые имеются в значительно более высокой концентрации в растворе, чем радиоактивные нуклиды, так что, например, при использовании ионообменных веществ или адсорбентов требуется частая замена материала ионообменных веществ или адсорбентов, или при использовании электродов требуется их восстановление.

При этом в качестве основного носителя радиоактивности следует назвать Co-60, комплекс которого с EDTA (с этилендиаминтетрауксусной кислотой) обладает исключительной стабильностью. При помощи соответствующих способов в частности с применением ионообменных веществ или адсорбентов соответствующие комплексы могут разрушаться, и Co-60 может отделяться. Тем не менее имеет место нежелательная нагрузка за счет отделения неактивных нуклидов и других радиоактивных нуклидов, так что требуется упомянутая частая замена материалов.

В основе данного изобретения лежит задача предоставить в распоряжение способ, который делает возможным, чтобы в том случае, если из раствора должны отделяться радионуклиды, доля неактивных нуклидов была сокращена.

Для решения задачи изобретения изобретение предусматривает способ предварительной очистки содержащих радионуклиды растворов посредством осаждения, по меньшей мере, неактивных нуклидов в гидротермальном процессе и последующего отделения осажденных нуклидов, причем разрушение комплексов Co-60, в частности EDTA-комплексов, принципиально не происходит.

Естественно, согласно соответствующему изобретению применяемому в отличие от отделения Co-60 способу в качестве обозначаемого как мягкий гидротермальный процесс соответствующего изобретению способа отделяются также радиоактивные нуклиды слабых комплексов Fe, Cr, Ni и т.д., вклад которых в радиоактивность низок. При предварительной очистке соответствующие радиоактивные нуклиды слабых комплексов точно так же выделяются.

Благодаря соответствующему изобретению техническому решению существует возможность удалять содержащиеся в многократно большем объеме в растворе неактивные нуклиды, так что последующее удаление в частности радионуклида Co-60 может выполняться дешевле и эффективнее.

В частности, согласно изобретению предусмотрено, что цитраты, оксалаты или EDTA-комплексы Fe, Mn, Ni и Cr разрушаются при гидротермальном процессе и осаждаются в виде гидроокисей, которые затем удаляются, например, посредством фильтрации или центрифугирования из раствора.

Гидротермальный способ выполняется в частности таким образом, что раствор подвергается в сосуде высокого давления температуре T в частности с 150°С≤T≤220°С в течение времени t, причем время может находиться между 5 и 15 минутами, в частности в диапазоне между 8 и 12 минутами.

Благодаря установленной температуре в сосуде высокого давления одновременно создается давление для разрушения в частности комплексов неактивных нуклидов и для их осаждения со значением примерно 1,5 МПа.

При соответствующих условиях стабильный Co-60/EDTA-комплекс не разрушается. Подвергнутый после фильтрации гидротермальному процессу предварительной очистки раствор подвергается затем указанным вначале способам, для того чтобы разрушать стабильные комплексы Co-60 и отделять радионуклид.

Для того чтобы повышать эффективность отделения в гидротермальном процессе предварительной очистки, существует возможность повышать в сосуде, в котором выполняется предварительная очистка, давление выше получающегося за счет температуры значения.

Во время гидротермального процесса, для осаждения нуклидов дополнительные меры не требуются, в частности ни использование неорганических матричных материалов, которые в противном случае применяются для отделения нуклидов, ни средств окисления, таких как перекись водорода.

В частности предусмотрено, что раствор устанавливается в сосуде высокого давления на значение pH (содержание ионов водорода) с pH≥7. При более высоких значениях pH осаждение неактивных нуклидов может улучшаться.

Осаждение неактивных нуклидов может выполняться непрерывно или в периодическом процессе.

Кроме того, благодаря гидротермальному процессу имеется возможность разрушать органические составные вещества, такие как твердые вещества, в частности хлопковый пух и/или частицы бумаги, вследствие чего загрузка вспомогательных средств, таких как засыпки оксидов, таких как TiO2, или материалов ионообменных веществ дополнительно сокращается при удалении радионуклидов на последующем шаге способа.

Дальнейшие подробности, преимущества и признаки изобретения проистекают не только из формулы изобретения и заимствуемых из нее признаков - по отдельности и/или в комбинации -, но и из последующего описания.

На единственном чертеже изображена принципиальная схема хода способа предварительной очистки содержащего радионуклиды раствора, такого как кубовый остаток ядерной установки. Согласно изобретению предусмотрено, что кубовый остаток подается в автоклав 10, то есть сосуд высокого давления, в котором раствор нагревается до температуры примерно 200°C и выдерживается при этой температуре в течение промежутка времени примерно 10 минут. Благодаря температуре в 200°C устанавливается таким образом выше раствора давление примерно в 15 бар. Однако существует возможность повышать давление, например, подходящими насосами.

Благодаря этому гидротермальному процессу разрушаются в растворе, например, цитраты, оксалаты или их комплексы, такие как также EDTA-комплексы, в которых имеются неактивные нуклиды, и нуклиды осаждаются в виде гидроокисей, причем речь в частности идет о гидроокисях Fe, Mn, Ni и Cr. Также разрушаются органические составные вещества, такие как хлопковый пух и/или частицы бумаги.

Возникшая благодаря гидротермальному процессу суспензия подается после охлаждения в отделитель 12, говоря о котором, речь идет, например, о центробежном сепараторе или о фильтре. Отделенные твердые вещества удаляются, для того чтобы подавать затем освобожденный от твердых веществ раствор на дальнейший процесс для удаления радионуклидов. При этом речь может идти о таком способе, как очистка в сверхкритической воде, очистка алмазными электродами и ионообменными веществами или очистка озоном и ионообменными веществами.

1. Способ предварительной очистки содержащих радионуклиды, такие как Co-60, растворов, таких как кубовые остатки ядерных установок, посредством осаждения неактивных нуклидов в гидротермальном процессе и последующего отделения осажденных твердых веществ.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что один или несколько неактивных нуклидов осаждают из группы Fe, Mn, Ni, Cr, в частности в виде гидроокисей.

3. Способ по п. 1 или 2, отличающийся тем, что имеющиеся в растворе органические вещества, в частности твердые вещества, такие как хлопковый пух и/или частицы бумаги, разрушаются.

4. Способ по любому из пп. 1-3, отличающийся тем, что раствор подвергают во время осаждения давлению p с p≤1,8 МПа, в частности 1,0 МПа≤p≤1,8 МПа, предпочтительно 1,0 МПа≤p≤1,6 МПа.

5. Способ по любому из пп. 1-4, отличающийся тем, что температуру раствора в сосуде (10) высокого давления устанавливают на значение T≥150°С, в частности 150°С≤T≤220°С.

6. Способ по любому из пп. 1-5, отличающийся тем, что раствор выдерживают в сосуде высокого давления в течение времени t при температуре T, причем t≥5 мин, в частности 5 мин≤t≤20 мин, наиболее предпочтительно 5 мин≤t≤15 мин, предпочтительно 8 мин≤t≤12 мин.

7. Способ по любому из пп. 1-6, отличающийся тем, что pH раствора устанавливают на значение pH≥7.

8. Способ по любому из пп. 1-7, отличающийся тем, что предварительную очистку осуществляют в периодическом или непрерывном процессе.

9. Способ по любому из пп. 1-8, отличающийся тем, что, по меньшей мере, осажденные нуклиды удаляют посредством фильтрации и/или центрифугирования.

10. Способ по любому из пп. 1-9, отличающийся тем, что после осаждения и удаления неактивных нуклидов из раствора удаляют радионуклиды.

11. Способ удаления комплексов радионуклидов, в частности EDTA-комплексов Co-60, из растворов, таких как кубовые остатки ядерных установок, включающий в себя шаги способа:

предварительная очистка раствора посредством осаждения, по меньшей мере, неактивных нуклидов в гидротермальном процессе с предотвращением разрушения комплексов, по меньшей мере, Co-60 и последующего отделения осажденных в предварительной очистке твердых веществ и

последующее разрушение, по меньшей мере, комплексов Co-60 и отделение Co-60.

12. Способ по п. 11, причем предварительную очистку раствора осуществляют по любому из пп. 1-10.



 

Похожие патенты:

Группа изобретений относится к способу производства формованного изделия из геополимера и системе для производства формованного изделия из геополимера. Способ производства формованного изделия из геополимера включает стадию смешивания, стадию прессования и стадию отверждения, на которой спрессованную смесь отверждают.

Группа изобретений относится к способам переработки заключенных в матрице радиоактивных отходов. Способ переработки заключенных в матрице радиоактивных отходов при помощи пиролиза включает в себя введение находящихся в приемнике радиоактивных отходов в реакционную камеру, в которой установлена или устанавливается содержащая водяной пар атмосфера температуры T≥200°C, выполнение пиролиза, отведение газов из реакционной камеры, извлечение приемников из реакционной камеры.

Группа изобретений относится к способам переработки заключенных в матрице радиоактивных отходов. Способ переработки заключенных в матрице радиоактивных отходов при помощи пиролиза включает в себя введение находящихся в приемнике радиоактивных отходов в реакционную камеру, в которой установлена или устанавливается содержащая водяной пар атмосфера температуры T≥200°C, выполнение пиролиза, отведение газов из реакционной камеры, извлечение приемников из реакционной камеры.

Изобретение относится к области охраны окружающей среды в части дезактивации и утилизации нефтезагрязненных грунтов (НЗГ) с повышенным содержанием естественных радионуклидов (ЕРН), и может быть использовано при рекультивации и реабилитации территорий. Нефтезагрязненные грунты предварительно экструдируют до размера 1-8 мм, обжигают экструдаты в окислительных условиях при избытке воздуха в диапазоне температур 600-700°С в течение 0,5-1 ч с получением огарка (Т).

Группа изобретений относится к сглаживающему инструменту в радиоактивной среде. Сглаживающий инструмент выполнен с возможностью сглаживания стеклянной фритты в радиоактивной среде и содержит стержень, решетку, выполненную с возможностью вхождения в контакт со сглаживаемой стеклянной фриттой, при этом решетка механически соединена со стержнем, и по меньшей мере один вибратор, выполненный с возможностью обеспечения вибрирования решетки.

Изобретение относится к способу извлечения радиоактивных изотопов из стоков отработавших смоляных материалов атомных электростанций и к установке для осуществления способа. Способ включает обработку отработавшей смолы органической кислотой или щелочным соединением с целью высвобождения радиоизотопа из отработавшей смолы и получения технологического раствора, содержащего радиоизотоп, при этом отработавшая смола представляет собой ионообменную смолу, выбранную из группы, состоящей из катионо- и анионообменных смол, смешанных ионообменных смол и их смеси, нагруженную радиоизотопом, отделение радиоизотопа из технологического раствора по специфичной к радиоизотопу реакции и получение технологического раствора, обедненного радиоизотопом, при этом специфичную к радиоизотопу реакцию выбирают из группы, включающей физическую реакцию, электрохимическую реакцию, реакцию осаждения и их комбинацию, при этом обедненный технологический раствор содержит органическую кислоту или щелочное соединение и ионные компоненты, далее взаимодействие органической кислоты или щелочного соединения в обедненном технологическом растворе, по реакции окисления in situ до воды и образования газообразных продуктов реакции, и пропускание технологического раствора через обработанную отработавшую смолу с целью вытеснения ионных компонентов из отработавшей смолы.

Настоящее изобретение относится к передвижному плавильному устройству для консолидации загрязненного лома и к соответствующему способу. Плавильное устройство имеет камеру тигля и основание тигля.

Изобретение относится к мембране на подложке, к способу получению мембраны и способу выделению с помощью указанной мембраны твердых частиц и катионов металлов, более точно, к способу фильтрации твердых частиц и экстракции катионов металлов, в частности радиоактивных, содержащихся в жидкости. Мембрана на подложке содержит твердую пористую неорганическую фильтрационную мембрану, нанесенную на твердую пористую неорганическую подложку.

Изобретение относится к мембране на подложке, к способу получению мембраны и способу выделению с помощью указанной мембраны твердых частиц и катионов металлов, более точно, к способу фильтрации твердых частиц и экстракции катионов металлов, в частности радиоактивных, содержащихся в жидкости. Мембрана на подложке содержит твердую пористую неорганическую фильтрационную мембрану, нанесенную на твердую пористую неорганическую подложку.

Группа изобретений относится к обработке радиоактивных углеродных отходов. Способ обработки радиоактивных углеродных отходов включает в себя доставку отходов до одного или нескольких участков разделения радиоактивных изотопов, по меньшей мере, углерода 14, хлора 36 и трития.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при дезактивации радиоактивных отходов. Предварительно твердые радиоактивные отходы подвергают дефрагментации до размеров, пригодных для их размещения в ультразвуковой и электрохимической ванне.
Наркология
Наверх