Способ комплексной переработки жидких радиоактивных отходов и устройство для его осуществления

Способ комплексной переработки жидких радиоактивных отходов и устройство для его осуществления (Патент RU 2101235):

G21F9/12 - абсорбция; адсорбция; ионообмен

C02F9 - Многоступенчатая обработка воды, промышленных или бытовых сточных вод

B01J20/02 - содержащие неорганические материалы


Авторы патента:

Пензин Р.А.
Шведов А.А.
Шептунов В.С.


Вледельцы патента:

Пензин Роман Андреевич
Другие патенты:

Способ очистки слабосолевых растворов типа морской воды от радионуклидов и установка для его осуществления

Изобретение относится к химической технологии, конкретно к атомной экологии и может быть использовано при переработке жидких радиоактивных отходов (ЖРО), образующихся при эксплуатации различных ядерно-энергетических установок (ЯЭУ) на транспортных средствах (атомных ледоколах, подводных лодках, плавучих АЭС)

Способ извлечения рутения из сернокислых растворов никеля

Изобретение относится к способу извлечения радиоактивного рутения-106 из сернокислых растворов никеля

Способ очистки от радионуклидов воды высокого уровня активности

Изобретение относится к сорбционной технологии очистки воды и может быть использовано для очистки высоко- и среднеактивных жидких отходов, в частности воды бассейнов выдержки отработавшего топлива атомных электростанций в режиме рециркуляции либо водного теплоносителя ядерных реакторов при аварийных ситуациях в режиме прямой фильтрации со сбросом эффлюента

Сорбирующая композиция для очистки воды хранилищ отработанного ядерного топлива

Изобретение относится к области ядерной техники, в частности к хранению отработанного ядерного топлива (ОЯТ), и предназначено для очистки водной среды при хранении и перегрузке ОЯТ (бассейны выдержки отработанных тепловыделяющих сборок (ОТВС), баки и резервуары разгрузо-загрузочной машины (РЗМ))

Способ очистки слабосолевых растворов типа морской воды от радионуклидов и установка для его осуществления

Изобретение относится к химической технологии, конкретно к атомной экологии и может быть использовано при переработке жидких радиоактивных отходов (ЖРО), образующихся при эксплуатации различных ядерно-энергетических установок (ЯЭУ) на транспортных средствах (атомных ледоколах, подводных лодках, плавучих АЭС)

Установка для очистки воды

Изобретение относится к области водоснабжения, в частности к переносным средствам для комплексной очистки воды

Способ глубокой очистки высококонцентрированных сточных вод и устройство для его осуществления

Изобретение относится к области комплексной физико-химической и последующей биологической очистки высоконцентрированных сточных вод сложного состава, например промстоков, фильтратов свалок твердых бытовых отходов (ТБО), и может быть применено в коммунальном хозяйстве и различных отраслях промышленности

Способ получения высокочистой целебной питьевой воды

Изобретение относится к способам получения высокочистой питьевой воды, обладающей целебными свойствами, которая может быть использована в пищевой промышленности для приготовления высокочастотных продуктов детского и диетического питания, а также в медицине - для профилактики и лечения нарушения гомеостаза

Установка для очистки сточных вод

Изобретение относится к технике очистки сточных вод и может быть использовано в установках биологической очистки сточных вод

Способ многостадийной обработки воды и установка для его осуществления

Изобретение относится к области фармацевтической техники и может быть использовано для получения воды, очищенной от пирогенных веществ, и одновременного получения особо чистой воды различного лечебно-гигиенического назначения
Изобретение относится к способам комплексной обработки воды для улучшения ее биологических свойств

Способ получения сорбента для очистки питьевой воды

Изобретение относится к области сорбционной очистки воды, в частности, от ионов радиоактивного цезия


Подписаться на новые патенты в этик классах:

Ваш e-mail:

(На указанный вами e-mail, мы будем присылать информацию о свежеопубликованных патентах по интересуюзим вас классам МПК7)

Изобретение относится к химической технологии, конкретно к атомной экологии и может быть использовано при переработке жидких радиоактивных отходов (ЖРО), образующихся при эксплуатации различных ядерно-энергетических установок (ЯЭУ) на транспортных средствах (атомных ледоколах, подводных лодках, плавучих АЭС). Сущность изобретения состоит в том, что жидкие радиоактивные отходы подвергают комплексной переработке путем очистки от радионуклидов с помощью неорганического сорбента на основе ферроцианида переходного металла (меди или никеля) с последующим обессоливанием и концентрированием, с разделением потоков на фильтрат с солесодержанием менее 0,5 г/дм3 и рассол с последующим его концентрированием до получения солей и с последующей доочисткой фильтрата путем его пропускания через колонны с сорбентами, осушением отработанных сорбентов и утилизации солей и отработанных сорбентов путем их помещения в изолирующий защитный контейнер для хранения. Для осуществления данного способа предложена установка, содержащая последовательно расположенные и соединенные между собой приемные емкости, блок предочистки, содержащий колонну сорбционной очистки жидких радиоактивных отходов, помещенную вместе с колоннами сорбционной доочистки фильтрата в защитный контейнер, снабженный верхними съемными крышками и подводящими и отводящими патрубками, - блоки обессоливания и концентрирования и блок утилизации отработанных сорбентов и солей, снабженный защитным контейнером для хранения твердых радиоактивных отходов, причем блок утилизации отработанных сорбентов представляет собой устройство, состоящее из узла для осушения сорбентов в колонне, перегрузочного транспортного контейнера для выемки колонн из защитного контейнера, их доставки и установки в защитный контейнер для хранения твердых радиоактивных отходов. 2 с. и 15 з.п. ф-лы, 1 табл. 3 ил.

Изобретение относится к атомной экологии и может быть использовано при переработке жидких радиоактивных отходов (ЖРО), образующихся при эксплуатации различных атомно-энергетических установок (АЭУ) на АЭС, транспортных средствах (атомных ледоколах, подводных лодках (АПЛ), плавучих АЭС).

В результате эксплуатации АЭУ образуются три основных типа ЖРО, относящихся к классу средне- и низкоактивных, состав которых приведен в таблице.

Исходя из экологических требований, существующих в РФ и отраженных в НРБ-96 [1] и рекомендаций МАГАТЭ процесс переработки ЖРО должен включать в себя их очистку до суммарного содержания активных радионуклидов меньше 10-9 Кu/л. Как правило, лимитирующими этот показатель являются радионуклиды цезия-137 и стронция-90, активность которых в стандартных ЖРО составляет около 80% от суммарной, а химическая природа такова, что они очень трудно извлекаются из солевых растворов. Кроме того, исходя из санитарных требований (СПОРО-85) активность подлежащих окончательной утилизации твердых радиоактивных отходов (ТРО), как правило, не должна превышать 10-(3-4) Кu/к. Это требование обусловлено допустимыми уровнями облучения обслуживающего персонала хранилищ.

Поэтому комплексные методы переработки ЖРО включают в себя предочистку от некоторых химических примесей, мешающих дальнейшим процессам обессоливания и очистки от радионуклидов, последующие обессоливание и очистку ЖРО от радионуклидов различными методами и сорбционную доочистку обессоленных растворов до допустимых сбросных норм [2, 3] Наиболее близким к описываемому способу комплексной переработки жидких радиоактивных отходов от радионуклидов является способ, включающий стадии предочистки, обессоливания и концентрирования, с разделением потоков на фильтрат с солесодержанием менее 0,5 г/дм3 и рассол с последующим его концентрированием до получения солей и с последующей доочисткой фильтрата путем его пропускания через колонны с сорбентом и утилизацией солей и отработанных сорбентов помещением их в изолирующий защитный контейнер для хранения [4] По данному способу ЖРО последовательно подвергают следующим стадиям обработки. Сначала растворы направляют на стадию предочистки. В зависимости от степени их загрязненности взвешенными веществами, нефтепродуктами (НП) и поверхностно-активных веществ (ПАВ) эта стадия включает: очистку от взвешенных веществ и нефтепродуктов на специальных фильтрах с фильтрующим материалом, задерживающим органические вещества и нефтепродукты (поролоном, высокопористыми органическими сорбентами типа "Поролас-ТМ", активными углями); последующее фильтрование ЖРО через патронные фильтроэлементы с тонкостью фильтрации 20 мкм и ультрафильтрационные мембраны.

При низком содержании в исходных ЖРО взвешенных веществ и нефтепродуктов из этой стадии исключается процесс ультрафильтрации, а применяют только сорбционную предочистку от следов НП и ПАВ. На стадии предочистки могут быть использованы осадительные методы для удаления различных примесей, солей жесткости, ПАВ, железа, оксалатов, которые в дальнейшем будут мешать процессам концентрирования солей различными методами. Затем предварительно очищенные растворы подают на стадию обессоливания. Такой стадией является выпарка, которая может быть реализована как в высокотемпературном режиме, так и при вакуумировании. Возможно использование других альтернативных способов первичного обессоливания и концентрирования, например обратного осмоса, электродиализа или их комбинации с получением рассола с концентрацией солей 20-80 г/дм3 и обессоленного фильтрата с солесодержанием меньше 0,5 г/дм3. Затем полученные на первой стадии концентрирования рассолы подвергают упарке "досуха" с получением кристаллогидратов солей. На конечной стадии эти соли могут быть путем термообработки досушены до сухих солей. Образующиеся на стадиях концентрирования обессоленные фильтраты дополнительно подвергают сорбционной доочистке с помощью ионообменных смол с получением на выходе чистого раствора, который подлежит сливу в канализацию. Полученные по данному способу ТРО (соли и отработанные сорбенты) подвергают утилизации путем цементирования, для чего предусмотрена специальная достаточно сложная установка. Процесс цементирования включает смешение солей и предварительно выгруженных и измельченных сорбентов с природными цеолитами, затем их смешивают с заранее приготовленной цементной массой и заливают образовавшуюся смесь в железные бочки или железобетонные контейнеры. После выдержки смеси для образования цементного камня ТРО направляют на хранение в специальные хранилища.

При переработке ЖРО по данному способу степень концентрирования радионуклидов в твердой фазе, являющаяся одним из основных экономических показателей всего процесса переработки, будет обратно пропорциональна содержанию в исходных ЖРО солей.

Основным недостатком данного способа является то, что он является многостадийным и приводит к образованию большого количества ТРО. Так, при переработке типичных ЖРО с солесодержанием около 5 г/дм3 степень концентрирования радионуклидов в конечном захораниваемом продукте-контейнере с цементной массой по известному способу не превышает 70-80.

Наиболее близкой к описываемой установке для комплексной переработки жидких радиоактивных отходов является установка, содержащая последовательно расположенные и соединенные между собой приемные емкости, блоки предочистки (обессоливания и концентрирования), колонны сорбционной доочистки фильтрата и блок утилизации отработанных сорбентов и солей, снабженный защитным контейнером для хранения твердых радиоактивных отходов [4] ЖРО в данной установке последовательно подвергают следующим стадиям обработки, которую осуществляют в комбинированном устройстве, состоящем из двух отдельных установок (установки по очистке ЖРО и установки цементирования отработанных сорбентов, рассолов и пульп): предочистке с помощью блоков фильтрации, микрофильтрации или ультрафильтрации; обессоливания и первичного концентрирования с помощью блоков выпарки, обратного осмоса, электродиализа, или их комбинации; концентрирования с получением солей с помощью блоков выпарки досуха; доочистки с помощью сорбционного блока; утилизации отработанных сорбентов, солей и пульп с помощью установки цементирования с получением в качестве захораниваемого ТРО цементного продукта.

Недостатком известного устройства является его сложность и большое количество образующихся при его эксплуатации ТРО.

Задачей изобретения является разработка способа и установки, позволяющей достигнуть высокой степени концентрирования радионуклидов в утилизируемом конечном продукте твердом отходе, а значит и снижения количества захораниваемых твердых отходов, а также повышения экологической безопасности процесса переработки ЖРО за счет сокращения цикла переработки и утилизации радионуклидов.

Поставленная задача решается описываемым способом комплексной переработки жидких радиоактивных отходов, включающим стадии предочистки обессоливания и концентрирования, с разделением потоков на фильтрат с солесодержанием менее 0,5 г/дм3 и рассол с последующим его концентрированием до получения солей и с последующей доочисткой фильтрата путем его пропускания через колонны с сорбентами, осушением отработанных сорбентов и утилизации солей и отработанных сорбентов путем их помещения в изолирующий защитный контейнер для хранения, причем перед получением солей проводят удаление радионуклидов из жидких радиоактивных отходов с помощью селективного неорганического сорбента, перед утилизацией отработанные сорбенты в колонне осушают, а саму утилизацию ведут путем помещения колонн вместе с осушенными сорбентами вертикально в контейнер.

При этом предпочтительно проводить удаление радионуклидов с помощью селективного неорганического сорбента на основе ферроцианидов переходных металлов меди или никеля, и пористого неорганического носителя, в качестве которого предпочтительно использовать сорбенты марки НЖА или МЖА, а стадии обессоливания и концентрирования вести путем дистилляции или в две стадии с использованием на первой электромембранного или обратноосмотического обессоливания, а на второй дистилляционного концентрирования с получением соли и фильтрата и его сорбционной доочистки путем пропускания через колонны с сорбентом. При этом в качестве сорбента предпочтительно использовать неорганические сорбенты на основе ферроцианидов переходных металлов меди или никеля и пористого неорганического носителя и/или природных или синтетических цеолитов кубической, моноклинной или гексагональной структуры и органические катиониты и аниониты, а осушку отработанных сорбентов в колонне вести до содержания влаги в них меньше 5 мас.

Удаление радионуклидов перед получением солей предпочтительно проводить в следующих альтернативных вариантах: на стадии предочистки перед обессоливанием жидких радиоактивных отходов; путем очистки концентрата 20-80 г/дм3 со стадий электромембранного или обратноосмотического обессоливания; путем очистки концентрата со стадии дистилляционного концентрирования.

Отличительным признаком способа является то, что перед получением солей проводят удаление радионуклидов из жидких радиоактивных отходов с помощью селективного неорганического сорбента, перед утилизацией отработанные сорбенты в колонне осушают, а саму утилизацию ведут путем помещения колонн вместе с осушенными сорбентами вертикально в контейнер для хранения.

Другое отличие способа заключается в том, что осушку сорбентов ведут до содержания влаги в них меньше 5 мас.

Еще одни отличия способа состоят в том, что удаление радионуклидов проводят с помощью селективного неорганического сорбента на основе ферроцианидов переходных металлов меди или никеля и пористого неорганического носителя, а в качестве такого сорбента используют сорбент марки НЖА или МЖА.

Кроме того, отличия способа заключаются в том, что удаление радионуклидов ведут на стадии предочистки перед обессоливанием жидких радиоактивных отходов или путем очистки концентрата 20-80 г/дм со стадий электромембранного или обратноосмотического обессоливания или путем очистки концентрата со стадии дистилляционного концентрирования. Кроме того, отличительные признаки способа состоят в том, что обессоливание и концентрирование ЖРО ведут путем дистилляции или в две стадии с использованием вначале электромембранного или обратноосмотического обессоливания, а затем дистилляционного концентрирования до получения солей.

Еще одно отличие способа заключается в том, что обратноосмотическое или электромембранное обессоливание ведут до получения концентрата 20-80 г/дм3, при этом фильтраты со стадий обессоливания объединяют с фильтратом со стадии дистилляционного концентрирования и направляют на сорбционную доочистку.

Отличиями способа являются также то, что на стадии доочистки фильтрата использую сорбенты, выбранные из группы: цеолитов кубической структуры типа "А", шабазитов гексагональной структуры или цеолитов моноклинной структуры типа модифицированного цеолита "Селекс-КМ" и/или ионообменных смол.

Поставленная задача решается также описываемой установкой для комплексной переработки жидких радиоактивных отходов, содержащей последовательно расположенные и соединенные между собой приемные емкости, блок предочистки, содержащий колонну сорбционной очистки жидких радиоактивных отходов, помещенную вместе с колоннами сорбционной доочистки фильтрата в защитный контейнер, снабженный верхними съемными крышками и подводящими и отводящими патрубками, блоки обессоливания и концентрирования и блок утилизации отработанных сорбентов и солей, снабженный защитным контейнером для хранения твердых радиоактивных отходов, причем блок утилизации отработанных сорбентов представляет собой устройство, состоящее из узла для осушения сорбентов в колонне, перегрузочного транспортного контейнера для выемки колонн из защитного контейнера, их доставки и установки в защитный контейнер для хранения твердых радиоактивных отходов.

Колонна сорбционной очистки жидких радиоактивных отходов установлена в защитном контейнере таким образом, что ее выход соединен или с входом в блок обессоливания, или с входом в блок концентрирования. При этом в защитный контейнер предпочтительно устанавливают 4-8 колонн сорбционной очистки жидких радиоактивных отходов и доочистки фильтрата, а сам защитный контейнер предпочтительно представляет собой модуль с цилиндрическими отверстиями, над которыми расположены съемные крышки с прижимными болтами, снабженный подводящими и отводящими патрубками. Колонны сорбционной очистки жидких радиоактивных отходов и сорбционной доочистки фильтрата выполнены в виде герметичной цилиндрической обечайки с загруженным сорбентом, снабженной верхним и нижним распределительным устройствами и центральной трубой для ввода или вывода раствора и подводящими и отводящими патрубками, расположенными на одном уровне и снабженными разъемным уплотнительным узлом с прокладками, на котором они помещены в защитный контейнер под его съемными крышками в подвешенном состоянии на его подводящих и отводящих патрубках. Кроме того, перегрузочный транспортный контейнер в блоке утилизации снабжен механизмом дистанционного захвата с фиксатором для выемки сорбционной обечайки из защитного контейнера, ее доставки и установки в защитный контейнер для хранения твердых радиоактивных отходов, выполненный в виде железобетонного куба с размерам L х В х Н 1,52 х 1,52 х 1,4 м с объемом 300-900 дм3 и снабженный съемной крышкой.

Отличительным признаком установки является то, что она дополнительно содержит колонну сорбционной очистки жидких радиоактивных отходов, помещенную вместе с колоннами сорбционной доочистки фильтрата в защитный контейнер, снабженный верхними съемными крышками и подводящими и отводящими патрубками, а блок утилизации отработанных сорбентов представляет собой устройство, состоящее из узла для осушения сорбентов в колонне, перегрузочного транспортного контейнера для выемки колонн из защитного контейнера, их доставки и установки в защитный контейнер для хранения твердых радиоактивных отходов.

Еще одно отличие установки состоит в том, что защитный контейнер выполнен в виде модуля с цилиндрическими отверстиями, в которых помещены колонны сорбционной очистки жидких радиоактивных отходов и доочистки фильтрата.

Другое отличие установки заключается в том, что колонна сорбционной очистки жидких радиоактивных отходов установлена в защитном контейнере таким образом, что ее выход соединен или с входом в блок обессоливания или с входом в блок концентрирования.

Кроме того, отличительный признак установки состоит в том, что колонны сорбционной очистки жидких радиоактивных отходов и доочистки фильтрата выполнены в виде герметичной цилиндрической обечайки с загруженным сорбентом, снабженной верхним и нижним распределительным устройствами и центральной трубой для ввода или вывода раствора и подводящими и отводящими патрубками, расположенными на одном уровне и снабженными разъемным уплотнительным узлом с прокладками.

Другими отличиями установки является то, что колонны сорбционной очистки жидких радиоактивных отходов и доочистки фильтрата помещены в защитный контейнер в количестве 4-8 штук в подвешенном состоянии на отводящем и подводящем патрубках защитного контейнера под его верхними съемными крышками, снабженными прижимными болтами, с помощью разъемного уплотнительного узла, снабженного прокладками, а сам защитный контейнер предпочтительно представляет собой железобетонный модуль с цилиндрическими отверстиями.

Еще одно отличие установки состоит в том, что перегрузочный транспортный контейнер для выемки сорбционной обечайки снабжен механизмом дистанционного захвата с фиксатором.

Другое отличие установки заключаются в том, что для утилизации отработанных сорбентов и солей используют железобетонный контейнер, выполненный в виде куба с размерам L х В х Н 1,52 х 1,52 х 1,4 м с объемом 300-900 дм3 и снабженный съемной крышкой.

Предлагаемая установка, схема которой изображена на фиг. 1, состоит из следующих основных узлов: 1 приемные емкости (их установлено две штуки для раздельной приемки растворов, имеющих различное солесодержание, 2 блоки предочистки (механической очистки, очистки от НП и ПАВ, сорбционной предочистки от радионуклидов), 3 блок обессоливания (обратноосмотическое, электромембранное или дистилляционное обессоливание), 4 блок дистилляционного концентрирования с получением солей, 5 сорбционный блок доочистки, 6 блок утилизации отработанных сорбентов и солей. 7 защитный контейнер для хранения ТРО.

Установка работает следующим образом. Исходные ЖРО с солесодержанием 0,1-20 г/л подают в приемные емкости 1. Из этих емкостей растворы насосами подают на блок 2 предочистки, который снабжен различными узлами для очистки растворов от механических примесей, ПАВ, НП. В зависимости от их содержания растворы подают последовательно через те или иные узлы данного блока. Затем для удаления радионуклидов цезия, кобальта и стронция исходные ЖРО на стадии предочистки пропускают через колонну с ферроцианидным сорбентом, помещенную в сорбционный блок. Схематичное устройство сорбционного блока с четырьмя колоннами изображено на фиг. 2.

Блок-схема колонны, установленной в контейнере, изображена на фиг. 3. Она состоит из следующих основных частей: 1 съемная защитная крышка контейнера, 2 защитный прямоугольный контейнер, 3 сорбционная обечайка с сорбентом, 4 верхнее и нижнее распределительные устройства, 5 центральная труба, 6 подводящий и отводящий патрубки контейнера, 7 подводящий и отводящий патрубки обечайки, 8 разъемный уплотнительный узел, снабженный прокладками.

Сорбционный блок дополнительно имеет внешние прижимные болты 9, установленные в съемной крышке контейнера, которые служат для обеспечения более надежного уплотнения прокладок в узле 8.

Установка по переработке ЖРО может иметь несколько вариантов исполнения. В одном из них, модульном, сорбционный блок установлен во внешнем защитно-транспортном контейнере таким образом, что по бокам расположены баки с исходными и очищенными растворами, являющиеся одновременно и биологической защитой от радиоактивного излучения. На фиг. 2 изображен именно такой принцип установки сорбционных колонн в защитный контейнер и сорбционного блока во внешнем защитно-транспортном контейнере. Сорбционный блок представляет собой прямоугольный контейнер, снабженный защитой от облучения (железобетонной, металлической, в том числе и свинцовой). Как правило, данный блок представляет собой прямоугольный железобетонный контейнер, во внутренней части которого находятся четыре-восемь цилиндрических отверстий для установки сорбционных обечаек. Сверху, над обечайками, блок имеет четыре-восемь съемных крышек для обеспечения радиационной безопасности обслуживающего персонала. На одной из внешних панелей блока выведены в общий узел все подводящие и отводящие патрубки, снабженные регулирующими устройствами. Во внутренней верхней цилиндрической части блока выведены подводящие и отводящие патрубки, на которых с помощью разъемного уплотнительного узла, снабженного прокладками помещены в подвешенном состоянии колонны.

Функциональное устройство и схема циркуляции растворов в данном блоке приведена на фиг. 3.

Исходный раствор для очистки от механических взвесей и нефтепродуктов поступает в предварительно собранный сорбционный блок с предварительно установленными в нем всеми колоннами предочистки и сорбционной доочистки. Входящие и выходящие растворы распределяются следующим образом. Все входящие растворы через подводящий патрубок защитного контейнера и уплотнительный узел 8 поступают в подводящий патрубок обечайки и затем попадают на верхнее распределительное устройство обечайки 4. С помощью этого устройства растворы равномерно распределяются по всей ширине колонки и фильтруются сверху вниз через слой сорбента, расположенного в сорбционной обечайке 3. Очищенный раствор (фильтрат) собирается с помощью нижнего распределительного устройства 4 и через центральную трубу 5 подается в обратном порядке сначала через отводящий патрубок обечайки 7, затем через уплотнительный узел 8 в отводящий патрубок защитного контейнера 6. Проходя таким образом последовательно на стадии предочистки ЖРО через две колонны, загруженные кварцевым песком и сорбентом типа "Поролас-ТМ" для поглощения нефтепродуктов, а затем через две колонны, загруженные ферроцианидным и цеолитным сорбентами, они практически полностью (на 99%) очищаются от механических примесей, нефтепродуктов и радионуклидов цезия и стронция. Очищенные таким образом растворы поступают в промежуточную емкость, и оттуда насосами их подают на блок обессоливания и концентрирования. Полученные на этих блоках фильтраты направляют на колонны сорбционной доочистки, также установленные в этом же сорбционном блоке. Для получения полностью очищенной от всех вредных химических примесей и радионуклидов воды растворы дополнительно могут быть направлены на финишную очистку. Эту очистку проводят с помощью колонн с активированным углем и микрофильтрационными элементами. Эти две колонны также устанавливают в сорбционном блоке. После такой доочистки растворы не содержат вредных химических примесей и радионуклидов, и их направляют на слив в хозяйственную канализацию.

В случае необходимости данный сорбционный блок может функционировать в режиме фильтрации снизу вверх. В этом случае после прохождения через подводящий патрубок обечайки 7 растворы через центральную трубу поступают на нижнее распределительное устройство 4 и затем снизу вверх фильтруются через слой сорбента. Затем через разъемный уплотнительный узел 8 растворы поступают в отводящий патрубок защитного контейнера и затем на следующие стадии очистки.

Через сорбционный блок пропускают растворы со скоростью 10-20 К.О./ч (объемов раствора, равных объему сорбента).

После выработки ресурса сорбента производят его замену вместе с сорбционной обечайкой с помощью устройства, входящего в состав блока утилизации 6 (фиг. 1) в следующей последовательности. Прекращают подачу исходного раствора, затем проводят осушение сорбента непосредственно в сорбционной обечайке путем ее подключения к вакуум-насосу или продувки горячим азотом. Затем с помощью ручного приспособления снимают верхнюю защитную крышку с контейнера, с помощью специального механического приспособления, снабженного механизмом дистанционного захвата с фиксатором, втягивают обечайку вместе с активным сорбентом внутрь защитного транспортируемого контейнера и транспортируют на захоронение в специальный железобетонный защитный контейнер 7 (фиг. 1).

На освободившееся место с помощью разъемного уплотнительного узла ставят новую сорбционную обечайку со свежим сорбентом. Таким образом, после установки сорбционная обечайка находится внутри защитного контейнера в подвешенном состоянии на двух уплотнительных узлах, являющихся одновременно и точками опоры. За счет этого и под действием собственного веса происходит надежное уплотнение всей системы, препятствующее протеканию радиоактивного раствора.

Такое устройство сорбционного узла позволяет обеспечить требуемые нормами радиационной безопасности (СПОРО-85) условия работы обслуживающего персонала во время очистки ЖРО и при замене отработанного сорбента, исключив радиационноопасные операции по его перегрузке и обеспечив возможность его компактного и безопасного захоронения.

Пример 1. Проводят комплексную очистку жидких радиоактивных отходов следующего состава: общее солесодержание 2 г/л; взвеси 100 мг/л; нефтепродукты 10 мг/л; жесткость 35 мг/л; Cl 0,8 г/л; ПАВ-6 мг/л; трилон "В" 14 мг/л; pH 8,5; Sr 2,1 х 10-6 Кu/л; Cs (134+137)1 х 10-5 Кu/л, остальные радионуклиды 2,5 х 10-6 Кu/л.

Очистку ведут в следующей последовательности.

На первой стадии исходный раствор направляют на стадии предочистки (для удаления механических примесей и нефтепродуктов). Эти операции проводят путем его пропускания через фильтр механической очистки, загруженный кварцевым песком или модифицированным клиноптилолитным сорбентом марки "СЕЛЕКС-КМ", и сорбционный фильтр, загруженный сорбентом для удаления нефтепродуктов- "ПОРОЛАС-ТМ". Эти фильтры помещены в сорбционный блок, аналогичный изображенному на фиг. 2. Данный блок представляет собой прямоугольный железобетонный контейнер, во внутренней части которого находятся восемь цилиндрических отверстий для установки сорбционных обечаек. Сверху блок имеет восемь съемных крышек для обеспечения радиационной безопасности. На одной из внешних панелей блока выведены в общий регулирующий узел все подводящие и отводящие патрубки, снабженные регулирующими устройствами. В верхних частях цилиндрических отверстий блока выведены подводящие и отводящие патрубки, снабженные прокладками. После этих стадий ЖРО со скоростью 10 К.О./ч (объемов раствора, равных объему сорбентов) пропускают через композиционный ферроцианидный сорбент на основе ферроцианида переходного металла (КФС) марки НЖА, который загружен в обечайку, также помещенную в сорбционный блок. Очищенный от основного количества механических примесей, нефтепродуктов и радионуклидов цезия и кобальта раствор направляют на электродиализное обессоливание на электродиализаторе с проточными дилюатными и рассольными камерами.

В процессе работы в электродиализаторе ионы солей, в том числе и радиоактивных, переносятся из дилюатных камер в рассольные, в результате чего обеспечивается необходимая степень очистки дилюата от солей. Электродиализатор работает в следующем электрическом режиме: напряжение 200 В; ток 3 А.

Обессоленный до солесодержания 0,15 г/л фильтрат из дилюатных камер электродиализатора обессоливания опять подают на сорбционный блок для доочистки путем их пропускания через обечайки, заполненные синтетическим цеолитом типа "А" марки ЦМП и модифицированным цеолитом моноклинной структуры марки "СЕЛЕКС-КМ". Обечайки с сорбентами в защитном контейнере расположены таким образом, что в его наружной части находятся обечайки с сорбентами для доочистки фильтрата, которые служат радиационной защитой для более "активных" со стадий предочистки, расположенных в его внутренней части. Затем растворы направляют на финишное кондиционирование и доочистку, которые проводят путем их пропускания через фильтры с активным углем и микрофильтрационными элементами с размером пор 5-10 мкм. Эти операции необходимы для получения растворов, удовлетворяющих сбросным нормам по всем токсичным химическим примесям. Таким образом, в сорбционном блоке, состоящем из 8 сорбционных обечаек: четырех на стадиях предочистки и четырех на стадии доочистки, происходит очистка от радионуклидов и вредных химических примесей. В очищенном растворе содержание b-активных радионуклидов составляет < 10-10 Ku/л, что соответствует сбросным нормам по НРБ-96.

Раствор из рассольных камер с концентрацией 20 г/л направляют на стадию конечного концентрирования, которую проводят в выпарном концентраторе с получением солей. Гомогенную смесь сухих солей затаривают в первичную водонепроницаемую упаковку (металлическую или пластмассовую бочку), а затем затаривают в контейнер для долговременного хранения ТРО, в качестве которого используют железобетонный выполненный в виде куба с размером L х В х Н 1,52 х 1,52 х 1,4 м и вместимостью 900 куб.дм.

Отработанные сорбенты с блоков сорбционной предочистки и доочистки после достижения ими удельной активности 10-(2-4) Кu/кг также подвергают захоронению в таком же железобетонном контейнере, но имеющем более толстые защитные стенки и внутренний объем 300 куб.дм. Захоронение ведут без выгрузки сорбентов после их осушки путем замены самой сорбционной обечайки с помощью вышеописанных специальных приспособлений.

Затем на освободившееся место ставят новую сорбционную обечайку со свежим сорбентом. После установки сорбционная обечайка находится внутри защитного контейнера в подвешенном состоянии на двух уплотнительных узлах, являющихся одновременно и точками опоры.

Таким образом, все радионуклиды, содержащиеся в исходном растворе, попадают в конечном итоге только в твердую неорганическую фазу,неорганические сорбенты или сухие соли.

Пример 2. Проводят очистку растворов типа III, имеющих солесодержание 12 г/л; жесткость 30 мг-экв/л; нефтепродуктов (НП) 200 мг/л; взвешенных веществ 100 мг/л; содержание остальных примесей и радионуклидов на уровне примера 1. Очистку ведут на установке, содержащей сорбционный блок в количестве 5 колонн, в следующей последовательности.

Сначала ЖРО пропускают через фильтр с "плавующей" поролоновой загрузкой, затем фильтруют через патронные фильтроэлементы с тонкостью фильтрации 20 мкм. При этом происходит очистка от НП на 95% от взвешенных веществ на 95% Фильтрацию ведут при рабочем давлении 0,2-0,3 МПа. Далее ЖРО фильтруют под давлением 0,04 МПа через колонну с микропористым полимерным сорбентом марки "Поролас-ТМ". Все фильтры помещены в сорбционный блок, аналогичный изображенному на фиг. 2, где происходит полная очистка от взвешенных веществ, НП и ПАВ. На данных стадиях достигается очистка от радионуклидов с коэффициентом 3-4. Затем ЖРО подают на обратноосмотический блок обессоливания, снабженный двумя рулонными обратноосмотическими элементами SWHR 30-8040 и патронными фильтрами 20 и 5 мкм. Фильтрацию ведут при рабочем давлении до 5,9 МПа путем последовательного пропускания ЖРО через два элемента.

Задерживающая способность используемых мембран марки "FT-30 Filmtec" фирмы Доу Кемикл Компани (США) по ионам натрия, цезия, хлора составляет не менее 99,3% а по ионам кальция, магния, стронция, тяжелым металлам, ПАВ не менее 99,9% Концентраты со стадии обратного осмоса с солесодержанием 80 г/л собирают в специальную емкость, из которой направляют на сорбционную очистку от радионуклидов цезия. Для этого их пропускают через колонну с КФС марки МЖА, также помещенную в сорбционный блок. После этой стадии концентраты, не содержащие радионуклидов цезия, направляют на дистилляционное концентрирование с получением кристаллогидратов солей и конденсата. Концентрирование ведут в выпарном аппарате прямоточного типа с теплообменниками типа труба в трубе, снабженном конденсатором для конденсации вторичного пара. Кристаллогидраты солей, выходящие из аппарата-концентратора, имеют удельную активность 2 х 10-4 Кu/л, а конденсат вторичного парo- солесодержание < 2 мг/л и удельную активность < 10-9 Кu/л. После сушки сухие соли утилизируют по примеру 1. Конденсат после выпарки объединяют с обессоленными до солесодержания < 10 мг/л растворами после обратного осмоса (пермеатами) и подвергают доочистке путем их пропускания через цеолит моноклинной структуры- модифицированный клиноптилолит марки "Селекс-КМ" и активный уголь марки СКТ. Эти сорбенты загружены в сорбционные обечайки также помещенные в сорбционный блок. После доочистки растворы содержат < 10-10 Кu/л b-активных радионуклидов и могут быть сброшены в открытые водоемы.

Утилизацию сорбентов ведут также, как это описано в примере 1.

Пример 3. Проводят очистку ЖРО по примеру 1, за исключением того, что для переработки используют смесь растворов I и II, содержащих 50 мг/л ионов аммония и рН-10. Остальные компоненты раствора соответствуют приведенным в примере 1. На стадии доочистки фильтраты с солесодержанием 0,1 г/л последовательно пропускают сначала через модифицированный клиноптилолит марки "Селекс-КМ", а затем через синтетический цеолит шабазитовой структуры марки JE-95. Захоронение отходов (солей и отработанных сорбентов) осуществляют по примеру 1.

Пример 4. Проводят переработку ЖРО, представляющих собой смесь растворов I и II состава, приведенного в примере 3, дистилляционным способом. Перед упаркой растворы подвергают механической фильтрации и очистки от следов нефтепродуктов и ПАВ, для чего используют фазовый сепаратор и две колонны сорбционной предочистки.

Выпарку ЖРО проводят греющим паром с Р 0,4 МПа в выпарном аппарате с естественной циркуляцией упариваемого раствора и вынесенной греющей камерой с поверхностью теплообмена 80 м при атмосферном давлении. Получаемый после упарки кубовый остаток имеет солесодержание около 200 г/дм3 и удельную активность 1,5 х 10 Кu/k. Его направляют сначала на сорбционную очистку для удаления радионуклидов цезия с помощью сорбента НЖА, который находится в сорбционном блоке. Затем очищенный раствор направляют на кристаллизацию с получением солей, которые ведут аналогично описанному в примере 2.

Конденсат вторичного пара имеет удельную активность < 10-9 Кu/л и его направляют на доочистку. Доочистку проводят путем пропускания конденсата через цеолиты ЦМП и "СЕЛЕКС-КМ" или через органические сорбенты марок КУ-2-8 ЧС и АВ-17-ЯК. Данные сорбенты загружают в колонны в виде смеси при объемном соотношении 1:1. После доочистки сбросные растворы имеют активность < 10-10 Кu/л. Захоронение отходов (солей и отработанных сорбентов) осуществляют по примеру 1.

В этом примере используют сорбционный блок, изображенный на фиг. 2, включающий четыре колонны с сорбентами (две на стадии предочистки и две на стадии доочистки).

Во всех вышеприведенных примерах достигается степень концентрирования радионуклидов в ТРО 210-250, что примерно в три раза превышает аналогичные показатели способа-прототипа. Это достигается за счет более значительного концентрирования радионуклидов цезия и кобальта, имеющих наиболее жесткий спектр g-излучения, на сорбентах, чем при обычном концентрировании выпарным методом с получением солей и специальному методу захоронения отработанных сорбентов непосредственно в колонне. Более 90% всей радиоактивности по описываемому способу концентрируются в твердой фазе селективных неорганических сорбентов, которые после осушения сами представляют твердую неорганическую матрицу, пригодную для захоронения ТРО.

Благодаря этому в описываемом способе с помощью описываемого устройства также значительно снижается общее количество захораниваемых ТРО. Все эти факторы в совокупности приводят к сокращению цикла переработки и повышению экологической надежности всего процесса переработки ЖРО.

Формула изобретения

1. Способ комплексной переработки жидких радиоактивных отходов, включающий стадии предочистки, обессоливания и концентрирования с разделением потоков на фильтрат с солесодержанием менее 0,5 г/дм3 и рассол с последующим его концентрированием до получения солей и с последующей доочисткой фильтрата путем его пропускания через колонны с сорбентом и утилизации солей и отработанных сорбентов путем их помещения в изолирующий защитный контейнер для хранения, отличающийся тем, что перед получением солей проводят удаление радионуклидов из жидких радиоактивных отходов с помощью селективного неорганического сорбента, перед утилизацией отработанные сорбенты в колонне осушают, а утилизацию ведут путем помещения колонн вместе с осушенными сорбентами вертикально в контейнер.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве неорганического сорбента для удаления радионуклидов используют сорбент на основе ферроцианидов переходных металлов меди или никеля и пористого неорганического носителя.

3. Способ по п.2, отличающийся тем, что в качестве неорганического сорбента используют сорбенты марки НЖА или МЖА.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что осушку сорбентов ведут до содержания влаги в них меньше 5 мас.

5. Способ по п.1, отличающийся тем, что обессоливание и концентрирование жидких радиоактивных отходов ведут путем дистилляции до получения солей.

6. Способ по п.5, отличающийся тем, что удаление радионуклидов проводят на стадии дистилляционного концентрирования.

7. Способ по п.1, отличающийся тем, что обессоливание и концентрирование жидких радиоактивных отходов ведут в две стадии с использованием в начале электромембранного или обратноосмотического обессоливания, а затем дистилляционного концентрирования до получения солей.

8. Способ по п.7, отличающийся тем, что удаление радионуклидов проводят на стадии предочистки перед обессоливанием жидких радиоактивных отходов или перед стадией концентрирования.

9. Способ по п.7, отличающийся тем, что электромембранное или обратноосмотическое обессоливание ведут до получения концентрата 20 80 г/дм3, при этом фильтраты со стадий обессоливания объединяют с дистиллятом со стадии дистилляционного концентрирования и направляют на стадию доочистки.

10. Способ по п.1, отличающийся тем, что на стадии доочистки фильтрата используют неорганические сорбенты на основе ферроцианидов переходных металлов меди или никеля и пористого неорганического носителя и/или природных или синтетических цеолитов кубической, моноклинной или гексагональной структуры и органические катиониты и аниониты.

11. Установка для комплексной переработки жидких радиоактивных отходов, содержащая последовательно расположенные и соединенные между собой приемные емкости, блоки предочистки, обессоливания и концентрирования, колонны сорбционной доочистки фильтрата и блок утилизации отработанных сорбентов и солей, снабженный защитным контейнером для хранения твердых радиоактивных отходов, отличающаяся тем, что она дополнительно содержит колонну сорбционной очистки жидких радиоактивных отходов, помещенную вместе с колоннами сорбционной доочистки фильтрата в защитный контейнер, снабженный верхними съемными крышками и подводящими и отводящими патрубками, а блок утилизации отработанных сорбентов представляет собой устройство, состоящее из узла для осушения сорбентов в колонне, перегрузочного транспортного контейнера для выемки колонн из защитного контейнера, их доставки и установки в защитный контейнер для хранения твердых радиоактивных отходов.

12. Установка по п.11, отличающаяся тем, что защитный контейнер выполнен в виде модуля с цилиндрическими отверстиями, в которых помещены колонны сорбционной очистки жидких радиоактивных отходов и доочистки фильтрата.

13. Установка по п.11, отличающаяся тем, что колонна сорбционной очистки жидких радиоактивных отходов установлена в защитном контейнере так, что ее выход соединен или с входом в блок обессоливания, или с входом в блок концентрирования.

14. Установка по п.11, отличающаяся тем, что колонны сорбционной очистки жидких радиоактивных отходов и доочистки фильтрата выполнены в виде герметичной цилиндрической обечайки с загруженным сорбентом, снабженной верхним и нижним распределительным устройствами, центральной трубой для ввода или вывода раствора и подводящими и отводящими патрубками, расположенными на одном уровне и снабженными разъемным уплотнительным узлом с прокладками.

15. Установка по п.11, отличающаяся тем, что колонны сорбционной очистки жидких радиоактивных отходов и доочистки фильтрата помещены в защитный контейнер в количестве 4 8 штук под его верхними съемными крышками, снабженными прижимными болтами, так, что они находятся в подвешенном состоянии на двух разъемных уплотнительных узлах, опирающихся на отводящий и подводящий патрубки защитного контейнера.

16. Установка по п.11, отличающаяся тем, что перегрузочный транспортный контейнер для выемки сорбционной обечайки снабжен механизмом дистанционного захвата с фиксатором.

17. Установка по п.11, отличающаяся тем, что защитный контейнер для захоронения солей и отработанных сорбентов представляет собой железобетонный куб с внешними размерами L B H 1,52 1,52 1,4 м, объемом 300 900 дм3, снабженный съемной крышкой.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3, Рисунок 4

NF4A Восстановление действия патента

Дата, с которой действие патента восстановлено: 27.01.2011

Дата публикации: 27.01.2011



Рекомендуем ознакомиться и с недавно зарегистрированным патентом 2506683.

Наверх