Способ переработки радиоактивных растворов, содержащих плутоний и америций


 


Владельцы патента RU 2432629:

Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" (RU)

Изобретение относится к области переработки и утилизации радиоактивных отходов предприятий атомной промышленности. Способ переработки радиоактивных растворов, содержащих плутоний и америций, включает корректировку рН исходных растворов, разделение фаз фильтрованием. Для очистки САО от плутония и америция используют двухстадийную корректировку рН раствора: первая до рН 3,5±0,5 при перемешивании 25±5 мин до образования первичных флоккул; вторая до рН 8,4±0,2 для соосаждения плутония и америция на осадках гидроксидов; сгущенную суспензию трижды промывают водой при объемном соотношении пульпа : вода 1:3; декантаты (фильтраты) и промводы направляют на переработку по технологии очистки НАО; сгущенную суспензию термообрабатывают при температуре не выше 850°С с получением «кальцината», который направляют либо на «временное» хранение с целью будущего извлечения из него ценных элементов, либо на омоноличивание в минералоподобные матрицы (ферросиликатную, Sinroc-С и др.), пригодные для длительного захоронения. Изобретение позволяет упростить и удешевить технологический процесс переработки САО, облегчить обращение с водно-хвостовыми растворами. 1 табл.

 

Изобретение относится к технологии переработки радиоактивных вод и растворов химико-металлургического и радиохимического производств с целью очистки от радионуклидов плутония и америция.

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.

Известен способ переработки кислых жидких среднеактивных отходов (САО) с использованием смолы КУ-2×8. Процесс включает двойное разбавление исходных САО водой, смешивание с жидкими низкоактивными растворами при объемном отношении 1:20 с последующей обработкой смешанного раствора ронгалитом. Недостатками способа являются большое разбавление (примерно в 40 раз) и вывод америция-241 с водно-хвостовыми растворами после смолы КУ-2х8, которые требуют дальнейшей переработки [Никифоров А.С. и др. «Обезвреживание жидких радиоактивных отходов». - М., Энергоатомиздат, 1985].

Наиболее близким техническим решением является способ переработки жидких среднеактивных отходов, согласно которому в растворе ЖРО создают солесодержание суммы неорганических и органических веществ не более 25 г/л, корректируют рН до величины от 8 до 12, вводят в подготовленный раствор ЖРО отобранные фракции природного сорбента и осуществляют сорбцию радионуклидов в статических условиях путем перемешивания раствора ЖРО с сорбентом в течение 1 ч. Затем отделяют полученный радиоактивный сорбент от раствора, сбрасывают сорбент в накопитель и цементируют [№2189650, МПК G21F 9/12 «Способ обезвреживания жидких радиоактивных отходов» опубликован 20.09.2002].

К недостаткам способа относятся:

- корректировка рН раствора от 8 до 12, что указывает на значительный расход раствора гидроксида натрия;

- введение солей неорганических и органических веществ;

- использование природного сорбента, что значительно увеличивает массу конечных твердых отходов, содержащих радионуклиды;

- радиоактивный сорбент цементируют, что неприемлемо для таких высокоактивных радионуклидов, как плутоний и америций, которые легко выщелачиваются из цементной матрицы.

Перед авторами стояла задача устранить указанные недостатки, упростить и удешевить технологический процесс переработки САО, облегчить обращение с водно-хвостовыми растворами.

Для решения этой задачи предлагается способ переработки САО, включающий двухстадийный процесс нейтрализации САО раствором гидроксида натрия: в начале до величины рН 3,5±0,5 для зародышей первичных флоккул основных солей железа и алюминия, на второй стадии рН доводят до величины 8,4±0,2 для соосаждения плутония и америция на осадках гидроксидов железа, алюминия и других элементов, которые осаждаются при таком значении рН.

Способ осуществляется следующим образом

В растворе САО, имеющем суммарную альфа-активность по плутонию и америцию от 108 до 109 Бк/л, содержащем азотную кислоту от 4 до 5 моль/л, до 6 г/л железа, от 2 до 3 г/л кальция, от 0,3 до 9 г/л алюминия, от 0,2 до 2 г/л магния, от 0,2 до 0,5 г/л бария и другие микроэлементы, корректируют раствор САО до величины рН 3,5±0,5, перемешивают 25±5 мин. Затем проводят вторую стадию нейтрализации до величины рН 8,4±0,2, перемешивают 25±5 мин до образования гидроксидов элементов и соосаждают плутоний и америций. Разделяют фазы (фильтрованием или отстаиванием). Сгущенную суспензию трижды промывают водой при объемном соотношении пульпа : вода 1:3. Декантаты (фильтраты) и промводы, содержащие общую альфа-активность от 4·102 до 8·102 Бк/л, направляют на существующие очистные сооружения переработки этих низкоактивных вод. Коэффициент очистки САО от плутония и америция до получения НАО составляет от 2·105 до 1,6·106.

Сгущенную промытую суспензию термообрабатывают при температуре не выше 850°С с получением «кальцината», содержащего до 100 г/кг плутония и америция, и направляют либо на «временное» хранение с целью будущего извлечения ценных элементов, либо на иммобилизацию в минералоподобные матрицы (ферро-силикатную, Sinroc-C и др.), пригодные для долговременного безопасного захоронения (более 1000 л) [Ровный С.И., Гужавин В.И. Иммобилизация альфа-активных отходов от переработки облученного ядерного топлива на ФГУП ПО «Маяк». Книга. - Озерск, 2009].

В таблице 1 представлены данные по использованию предлагаемого способа.

Таблица 1
Результаты экспериментов по переработке реальных САО по предлагаемому способу
Номер опыта Исходная альфа-активность САО, Бк/л Первая ступень нейтрализации САО Вторая ступень нейтрализации САО Конечная активность НАО, Бк/л Масса кальцината от переработки 1 м3 САО, кг Коэффициент очистки САО
CNaOH, г/л рН г/л рН
1 108 600 2,75 120 8,2 5·102 5,0 2,0·105
2 109 600 3,00 120 8,4 7·102 5,3 1,4·106
3 6·108 600 3,50 120 8,6 4·102 5,5 1,5·106
4 109 600 4,00 120 8,5 8·102 5,6 1,2·106
5 8·108 600 4,20 120 8,6 5·102 6,0 1,6·106

Из приведенных примеров следует, что оптимальными параметрами процесса переработки САО, содержащих плутоний и америций, по предлагаемому способу являются:

- первая стадия нейтрализации в интервале рН от 3 до 4;

- вторая стадия нейтрализации в интервале рН от 8,2 до 8,6.

От 1 м3 переработанного САО образуется от 5 до 6 кг «кальцината».

Способ переработки радиоактивных растворов, содержащих плутоний и америций, включающий корректировку рН исходных растворов, разделение фаз фильтрованием, отличающийся тем, что для очистки САО от плутония и америция используют двухстадийную корректировку рН раствора: первая до рН=(3,5±0,5) при перемешивании (25±5) мин до образования первичных флоккул; вторая до рН=(8,4±0,2) для соосаждения плутония и америция на осадках гидроксидов; сгущенную суспензию трижды промывают водой при объемном соотношении пульпа:вода 1:3; декантаты (фильтраты) и промводы направляют на переработку по технологии очистки НАО; сгущенную суспензию термообрабатывают при температуре не выше 850°С с получением «кальцината», который направляют либо на «временное» хранение с целью будущего извлечения из него ценных элементов, либо на омоноличивание в минералоподобные матрицы (ферро-силикатную, Sinroc-C и др.), пригодные для длительного захоронения.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к сорбционной технологии очистки от радионуклидов, прежде всего радионуклидов цезия, водной технологической среды атомных производств. .

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при очистке и дезактивации оборудования, эксплуатируемого в среде жидкого свинцового теплоносителя, и переработке (обезвреживании) образующихся жидких радиоактивных отходов на стадиях их очистки, концентрирования и отверждения.

Изобретение относится к производству композитных материалов для локализации молекулярной формы радиоактивного йода в водных растворах и может быть использовано для снижения концентрации молекулярной формы радиоактивного йода в водных теплоносителях атомных электростанций (АЭС) и технологических растворах в процессах переработки отработавшего ядерного горючего.
Изобретение относится к области очистки вод от стронция. .

Изобретение относится к охране окружающей среды, к области экологии, а именно к области сорбционной технологии, и может быть использовано для дезактивации водных, паводковых, ливневых, техногенных растворов путем извлечения из них -, -, -радионуклидов.

Изобретение относится к технологии очистки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) от радионуклидов цезия и может быть использовано для очистки кислых и нейтральных средне- и высокоактивных ЖРО.

Изобретение относится к области технологий очистки водных сред от загрязнений радиоактивными отходами и их последующей иммобилизации и может быть использовано для безопасной утилизации экологически опасных радиоактивных отходов.

Изобретение относится к производству сорбционных материалов для локализации молекулярной формы радиоактивного иода из водных растворов на основе ионообменных смол и предназначено для очистки водных теплоносителей атомных электростанций (АЭС), а также технологических растворов в процессах переработки отработавшего ядерного горючего.

Изобретение относится к способу получения сорбента для очистки среды от радиоактивных и токсичных загрязнений на основе измельченных железомарганцевых конкреций и предназначено для использования в процессе обработки жидких радиоактивных отходов, при очистке сточных промышленных вод и очистке воздушных и паро-воздушных сред.

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к технологии обработки радиоактивных отходов атомной электростанции (АЭС)
Изобретение относится к области аналитической радиохимии и технологии обработки радиоактивных вод
Изобретение относится к технологии обращения с жидкими радиоактивными отходами (ЖРО) атомных электростанций (АЭС) и может быть использовано в процессе переработки трапных вод и кубового остатка ЖРО АЭС для удаления радионуклида 60Со с концентрированием его в твердой фазе. Способ извлечения радионуклида 60Со из жидких радиоактивных отходов АЭС включает введение в раствор катионов железа (III) и катионов никеля (II) в мольном соотношении 1:1 и ферроцианида калия в мольном соотношении с катионами железа (III) от 2:1 до 4:1. Изобретение позволяет упростить процесс извлечения радионуклида 60Со из ЖРО АЭС, уменьшить время его проведения. 1 табл.

Изобретение относится к способу дезактивации жидких радиоактивных отходов. Способ дезактивации жидких отходов, содержащих один или несколько предназначенных для удаления радиоактивных химических элементов, содержащий следующие стадии: - стадию введения в контакт в первом реакторе жидких отходов с твердыми частицами; - стадию отстаивания суспензии во втором реакторе, в результате чего получают твердую фазу и жидкую фазу; - стадию разделения указанной твердой фазы и указанной жидкой фазы, часть указанной твердой фазы, полученной после стадии отстаивания, повторно направляют в первый реактор для осуществления стадии введения в контакт. Изобретение позволяет повысить эффективность дезактивации. 5 з.п. ф-лы, 1 ил.
Изобретение относится к удалению радионуклидов стронция, рубидия, цезия, урана и некоторых токсичных ионов металлов из водных потоков. Радионуклиды и токсичные ионы металлов удаляют из воды сорбентами, в качестве которых используется крошка опок диаметром от 20 до 50 мм. Изобретение позволяет исключить промежуточные операции и использование дезактивирующих веществ. 2 табл.
Изобретение относится к области аналитической радиохимии и обеспечения безопасности эксплуатации ядерных энергетических установок (ЯЭУ). Контроль содержания урана в технологических средах ЯЭУ осуществляют следующим образом: отбирают пробу технологической среды, подщелачивают ее до рН 9-11 добавлением аммиака, фильтруют через ацетатцеллюлозную мембрану со свежеосажденной двуокисью марганца, растворяют мембрану с двуокисью марганца в соляной кислоте при кипении, восстанавлливают уран аскорбиновой кислотой и металлическим цинком до степени окисления IV, а затем определяют содержание урана в растворе фотометрическим методом с использованием арсеназо III в солянокислой среде. Техническим результатом является упрощение и повышение оперативности контроля, а также снижение предела обнаружения урана в 40 раз.

Изобретение относится к сорбентам, полученным на основе микросфер зол-уноса тепловых электростанций, и может быть использовано для очистки жидких отходов от радионуклидов. Синтез сорбента включает осаждение активного компонента на поверхности микросфер путем перемешивания их с раствором ферроцианида щелочного металла (осадитель), удаление избытка раствора осадителя, по которому определяют удерживаемый микросферами объем осадителя. К смеси, состоящей из микросфер и осадителя, добавляют раствор соли переходного металла, выдерживают до разделения фаз, после чего удаляют жидкую фазу, а полученный сорбент сушат. По второму варианту синтез сорбента включает обработку микросфер раствором соли ванадия, или циркония, или вольфрама с последующим удалением избытка раствора, по которому определяют удерживаемый микросферами объем раствора соли, а затем в полученную смесь добавляют осадитель, которым служит кислый раствор ферроцианида щелочного металла, смесь компонентов выдерживают до разделения фаз, после чего жидкую фазу удаляют, а полученный сорбент сушат. В обоих вариантах сушку сорбента проводят при температуре 60-80°С в течение 1-2 часов или при комнатной температуре в течение 15-20 часов до воздушно-сухого состояния. Сорбент, получаемый заявленным способом, эффективен для извлечения радионуклидов, например цезия, кобальта, церия, европия и др., обладает хорошими кинетическими характеристиками и высокой плавучестью, что позволяет использовать его для очистки жидких радиоактивных растворов низкой и средней активности. 2 н. и 9 з.п.ф-лы, 6 ил., 6 пр., 1 табл.
Изобретение относится к технологии сорбционного извлечения радионуклидов цезия из водных растворов. Способ извлечения радионуклидов цезия включает фильтрацию водного раствора через селективный сорбент, представляющий собой ферроцианид железа-калия на носителе, десорбцию цезия из сорбента щелочным раствором, содержащим Трилон Б и оксалат калия. Полученный при десорбции элюат далее фильтруют через сорбент, представляющий собой ферроцианид никеля-калия. Технический результат заключается в снижении времени извлечения цезия и минимизации объема получаемого концентрата, содержащего радионуклиды цезия. 1 табл., 2 пр.

Изобретение относится к области радиоаналитической химии и может быть использовано для контроля содержания радионуклидов в пресной и морской воде, в моче людей, пострадавших от радиационных инцидентов и в пробах различных технологических растворов. Способ извлечения радионуклидов из водных растворов включает фильтрацию раствора через селективный сорбент, помещенный в капельную камеру устройства, применяемого для внутривенного переливания инфузионных растворов, и приготовление препарата, удобного для гамма-спектрометрического измерения. Техническим результатом является повышение экспрессности метода при сохранении высокой эффективности и уменьшении погрешности измерений и искажения результатов вследствие поглощения фильтрами измеряемого гамма-излучения. 1 з. п. ф-лы, 3 ил.
Наверх