Способ обезвреживания жидких радиоактивных отходов

 

Изобретение относится к области переработки среднеактивных жидких отходов АЭС, ядерных энергетических установок, радиохимических производств, ядерных научных центров. Сущность изобретения: в растворе среднесолевых жидких радиоактивных отходов (ЖРО) корректируют рН до величины 8-12, создают солесодержание суммы неорганических и органических веществ не более 25 г/л, вводят в подготовленный раствор ЖРО отобранные фракции природного сорбента и осуществляют сорбцию радионуклидов путем перемешивания раствора ЖРО с сорбентом. Затем отделяют полученный радиоактивный сорбент от раствора методом фильтрования под давлением через ультра- или микропористый мембранный фильтр с плазмохимическим покрытием, сбрасывают сорбент в накопитель и цементируют в геоцементный камень. Преимущества способа заключаются в том, что он позволяет упростить и удешевить технологический процесс переработки ЖРО и облегчает обращение с водно-солевыми растворами. 9 з.п.ф-лы.

Изобретение относится к области ядерной энергетики и технологии, а именно к технологии переработки жидких среднеактивных отходов АЭС, ядерных энергетических установок, радиохимических производств, ядерных научных центров.

Известен способ обезвреживания жидких радиоактивных отходов (ЖРО) путем очистки ЖРО на селективных сорбентах после их предварительной обработки различными окислителями и последующего цементирования радиоактивного сорбента (Лифанов Ф. А., Савкин А.Е., Сластенников Ю.Т. Очистка высокосолевых жидких радиоактивных отходов методом селективной сорбции. - В сб. "Радиоактивные отходы. Хранение, транспортировка, переработка. Влияние на человека и окружающую среду. Тезисы докладов". Материалы международной конференции 14-18 октября 1996 г., С.-Петербург: Администрация С.-Петербурга, ЦНИИ КМ "Прометей", доклад С-21, 1996.). К недостаткам этого способа относятся необходимость использования специального оборудования, дополнительных реактивов и материалов для оксидирования ЖРО и улавливания радионуклидов, выделяющихся с продуктами оксидирования. Кроме того, при его осуществлении используют дорогостоящие синтетические сорбенты, а в результате получают цементные компаунды с относительно невысокой водостойкостью.

Наиболее близким техническим решением является способ обезвреживания ЖРО, включающий сорбцию радионуклидов на природных цеолитах и цементирование полученных радиоактивных цеолитов с применением вяжущей системы, содержащей доменный гранулированный шлак и глинистый компонент, в смеси с раствором силиката натрия (Патент РФ 2154317, МПК G 21 F 9/12. Способ переработки жидких радиоактивных отходов. Опубликован 10.08.2000 г. , БИ 22). К недостаткам способа следует отнести необходимость отделения взвеси радиоактивного мелкодисперсного цеолита, получаемого в результате сорбции от раствора, не содержащего радионуклиды.

Перед авторами стояла задача устранить указанные недостатки, повысить качество минералоподобной матрицы, упростить и удешевить технологический процесс переработки ЖРО, облегчить обращение с водно-солевыми растворами.

Для решения этой задачи предлагается способ обезвреживания ЖРО, включающий подготовку исходного раствора ЖРО, в том числе корректировку его рН до величины от 8 до 12, сорбцию радионуклидов на природном сорбенте в статических условиях путем выдержки природного сорбента в подготовленном растворе ЖРО с предварительным отбором фракции природного сорбента.

Предлагаемый способ отличается от ранее известных тем, что в подготавливаемом растворе ЖРО создают солесодержание суммы неорганических и органических веществ не более 25 г/л, отбирают фракцию природного сорбента с размером частиц не менее 0,1 мкм, отделение полученного в результате сорбции радиоактивного сорбента от раствора осуществляют фильтрованием под давлением через ультра- или микропористый мембранный фильтр с плазмохимическим покрытием при перепаде давления на фильтре не менее 4 атм, радиоактивный сорбент сбрасывают, например, гидроимпульсом фильтрата и направляют на переработку. Удельный поток раствора через мембрану фильтра в процессе фильтрования поддерживают не более 0,2 л/см²•с, концентрацию природного сорбента поддерживают не менее 5 г на 1 л подготовленного раствора ЖРО, а сорбцию радионуклидов проводят не менее 1 ч при перемешивании.

При проведении сорбции многоступенчато путем дополнительного введения сорбента в раствор на каждой ступени сорбции наиболее полного извлечения радионуклидов из раствора ЖРО достигают, если сорбент вводят не менее двух раз. Причем либо отделенный фильтрованием радиоактивный сорбент объединяют, сбрасывают в накопитель и цементируют в геоцементный камень с применением необходимой вяжущей системы, либо при каждом дополнительном ведении сорбента в раствор получаемый на предыдущей ступени радиоактивный сорбент сбрасывают в накопитель и также цементируют. Выбор вяжущей системы определяется свойствами используемого природного сорбента. Критерием выбора сорбента, наряду с его сорбционной способностью и доступностью, служит сходство элементного состава и структурообразующих групп с новообразованиями формирующегося в нормальных влажностных условиях минералоподобного геоцементного камня. Использование природных сорбционных материалов позволяет при небольшом механическом воздействии переводить их в мелкодисперсное состояние без дополнительного гранулирования, так как большинство из них является механически непрочными.

Техническим результатом предлагаемого изобретения является комплексное решение задачи обезвреживания среднеактивных среднесолевых ЖРО, которое позволяет упростить обращение с водно-солевыми растворами после извлечения их них Cs-137 и Sr-90, вносящих основной вклад в радиоактивность ЖРО, сократить объемы получаемых твердых радиоактивных отходов в виде минералоподобного камня с повышенной водоустойчивостью и механической прочностью, подлежащих долговременному хранению и захоронению.

Способ осуществляют следующим образом.

В растворе среднеактивных среднесолевых ЖРО корректируют рН до величины 8-12, создают солесодержание суммы неорганических и органических веществ не более 25 г/л, отбирают фракцию природного сорбента не менее 0,1 мкм и вводят в подготовленный раствор ЖРО не менее 5 г на 1 л отобранной фракции природного сорбента. Сорбцию радионуклидов осуществляют при перемешивании раствора ЖРО с сорбентом не менее 1 ч. В необходимых случаях дополнительно осуществляют описанные выше операции введения сорбента и сорбции при перемешивании не менее двух раз. Радиоактивный сорбент отделяют от раствора фильтрованием через ультра- или микропористый мембранный фильтр с плазмохимическим покрытием, которое исключает объемное загрязнение подложки. Радиоактивный сорбент сбрасывают с плазмохимического покрытия фильтра гидроимпульсом фильтрата и направляют на цементирование. Для осуществления последней операции готовят вяжущую массу смешиванием не более 30 мас.% радиоактивного сорбента с необходимыми сухими компонентами. При снижении скорости фильтрации на 70-80% от начальной фильтр регенерируют, воздействуя импульсным ударом фильтрата из гидроаккумулятора фильтра на внутреннюю поверхность мембраны в течение 3-5 с. Выброс фильтрата происходит за счет атмосферного воздуха, предварительно сжатого очищенной водой. В результате происходит сброс осадков с внешней поверхности мембраны фильтра. При необходимости цикл регенерации повторяют.

Использование доступных и дешевых природных сорбционных материалов, в частности отбеливающих земель из опоки и трепела Зикеевского месторождения Калужской области (ТУ-2163-001-2612752-94, далее по тексту называемых "трепел"), позволило на практике продемонстрировать достоинства предлагаемого технического решения. На модельных растворах ЖРО изучены эффективность сорбционного извлечения трепелом радионуклидов Cs-137 и Sr-90 при их раздельном и совместном присутствии в статических условиях, эффективность отделения мелкодисперсного трепела и взвесей от водопроводной воды, исследованы рецептуры и методики иммобилизации трепела в геоцементный камень и прочностные свойства последнего. Изучение эффективности отделения мелкодисперсного трепела от водопроводной воды фильтрованием через микропористый мембранный фильтр на полиэтиленовой подложке с плазмохимическим покрытием толщиной 7-12 мкм и средним диаметром пор 0,1-0,3 мкм на испытательном стенде с рабочей емкостью 40 л показало возможность снижения концентрации трепела в воде с ~5 г/л до <0,001 г/л. Скорость фильтрования за 90 мин уменьшилась с 2,2 до 1,7 л/мин при площади фильтрующей поверхности ~0,8 м².

Апробация в ГНЦ РФ-ФЭИ им. академика А.И. Лейпунского заявляемого способа обезвреживания ЖРО показала, что использование трепела и клиноптилолита с размером частиц -80 мкм для сорбционно-мембранного извлечения радионуклидов Cs-137 и Sr-90 из воды хранилища отработавших тепловыделяющих сборок обеспечило одновременную очистку воды от Cs-137 и Sr-90 с уровня удельной активности ~10⁶ Бк/л до <25 Бк/л, что ниже допустимых удельных активностей воды в соответствии с нормами радиационной безопасности НРБ-96. При этом расход сорбента составил 15-20 кг/м, суммарная степень сорбции радионуклидов >99,9996%, суммарный коэффициент очистки ~10⁵, а объем радиоактивных отходов после извлечения Cs-137 и Sr-90 и цементирования радиоактивного сорбента уменьшился в 25-30 раз. Идентичные результаты получены для ЖРО с общим солесодержанием до 25 г/л, включающим до 4 г/г дезактивирующих органических веществ, в частности анионные ПАВ, трилон Б, щавелевую кислоту и индустриальные масла при расходе сорбента ~30 кг/м³. Концентрация взвеси сорбента в растворе после фильтрации <<0,001 г/л.

Использование изобретения обеспечит комплексное решение проблемы обезвреживания ЖРО, включающее сорбционное извлечение радионуклидов с помощью доступных и дешевых природных материалов, отделение радиоактивного сорбента фильтрованием через легкорегенерируемый мембранный фильтр, характеризующийся малой адгезией природных сорбентов к материалу мембраны, и цементирование радиоактивных сорбентов совместно со шламами с использованием необходимой шлаковяжущей системы в минералоподобные камни, обладающие высокой водоустойчивостью и механической прочностью.

Формула изобретения

1. Способ обезвреживания жидких радиоактивных отходов, включающий подготовку исходного раствора жидких радиоактивных отходов, в том числе корректировку его рН до величины 8-12, сорбцию радионуклидов на природном сорбенте путем выдержки природного сорбента в подготовленном растворе жидких радиоактивных отходов с предварительным отбором фракции природного сорбента, отличающийся тем, что в подготавливаемом растворе жидких радиоактивных отходов создают солесодержание суммы неорганических и органических веществ не более 25 г/л, отбирают фракцию природного сорбента с размером частиц не менее 0,1 мкм, отделение полученного в результате сорбции радиоактивного сорбента от раствора осуществляют фильтрованием под давлением через ультра- или микропористый мембранный фильтр с плазмохимическим покрытием при перепаде давления раствора на фильтре не менее 4 атм, а радиоактивный сорбент сбрасывают с плазмохимического покрытия и направляют на переработку.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что радиоактивный сорбент сбрасывают с плазмохимического покрытия гидроимпульсом фильтрата.

3. Способ по п. 1 или 2, отличающийся тем, что удельный поток раствора через мембрану фильтра в процессе фильтрования поддерживают не более 0,2 л/см•с.

4. Способ по п. 1 или 3, отличающийся тем, что поддерживают концентрацию природного сорбента не менее 5 г на литр подготовленного раствора жидких радиоактивных отходов.

5. Способ по п. 1 или 4, отличающийся тем, что сорбцию радионуклидов проводят при перемешивании.

6. Способ по п. 5, отличающийся тем, что сорбцию радионуклидов проводят не менее 1 ч.

7. Способ по п. 6, отличающийся тем, что сорбцию радионуклидов проводят многоступенчато путем дополнительного введения сорбента в раствор на каждой ступени сорбции.

8. Способ по п. 7, отличающийся тем, что при каждом дополнительном введении сорбента в раствор радиоактивный сорбент удаляют из раствора.

9. Способ по п. 7 или 8, отличающийся тем, что дополнительно вводят сорбент не менее двух раз.

10. Способ по п. 1 или 9, отличающийся тем, что радиоактивный сорбент цементируют с применением необходимой вяжущей системы.