Способ переработки радиоактивных отходов фильтроперлита



Способ переработки радиоактивных отходов фильтроперлита
Способ переработки радиоактивных отходов фильтроперлита

 


Владельцы патента RU 2518382:

Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") (RU)

Изобретение относится к области переработки гетерогенных жидких радиоактивных отходов (ЖРО), в частности к переработке отработавших мелкодисперсных абразивных фильтроматериалов, и может быть использовано при переработке отработавшего фильтроперлита (ФП) систем спецводоочисток. Сущность заявленного способа заключается в том, что предусмотрены операции извлечения пульпы фильтроперлита из емкости хранения, удаления избыточной влаги, транспортирования гидротранспортом и цементирования, введения в пульпу перед транспортированием из емкости хранения отработанных ионообменных смол в количестве 10÷75% от объема фильтроперлита при плотности 1÷1,5 г/см3. Техническим результатом является возможность снижения износа оборудования и трубопроводов в процессе осуществления способа переработки радиоактивных отходов фильтроперлита в 80-100 раз, а также снижение износа насосов при транспортировке фильтроперлита и упрощение операции транспортировки пульпы. 2 ил.

 

Изобретение относится к области переработки гетерогенных жидких радиоактивных отходов (ЖРО), в частности к переработке отработавших мелкодисперсных абразивных фильтроматериалов, и может быть использовано при переработке отработавшего фильтроперлита (ФП) систем спецводоочисток.

В системах спецводоочисток АЭС используются намывные фильтры для очистки водных сред от масел и взвесей, в которых в качестве намываемого фильтроматериала используют фильтроперлит ядерного класса. В процессе фильтрования поверхность слоя фильтроперлита загрязняется взвесями, гидроокислами продуктов коррозии металлов, маслами и др., сопротивление фильтровального слоя возрастает. При превышении перепада давления выше допустимого значения проводят регенерацию намывного фильтра, т.е. удаление намытого фильтроперлита. Отработавший фильтроматериал гидротранспортом направляется в емкости хранения, где он отстаивается, транспортная вода декантируется и направляется на переработку. На многих АЭС используют раздельное хранение фильтроматериалов различной природы, хранят фильтроперлит отдельно от фильтроматериалов другого типа. В последние годы на АЭС начинают создавать установки переработки накопленных фильтроматериалов, в частности, с цементированием. Однако при транспортировке фильтроперлита возникают определенные трудности, обусловленные его абразивным воздействием на материал оборудования. Фильтроперлит имеет высокую пористость (до 85÷90% объема) и низкую насыпную плотность, составляющую 0,1÷0,15 кг/дм3. В технических условиях на порошок перлитовый фильтровальный (ГОСТ 30566-98) указано, что зерновой состав определяется отсеиванием на сите с размером ячеек 0,14 мм. На АЭС поставляют фильтроперлит по техническим условиям с более мелким зерновым составом. Для получения ФП ядерного класса, имеющего более высокую фильтрационную способность к коллоидным загрязнениям и повышенную химическую устойчивость, проводят дополнительную обработку порошка ФП, заключающуюся в ультразвуковом измельчении частиц, а также химической обработке, для создания на поверхности частиц поликонденсационной и сополимерной пленки. Фильтроперлит является природным алюмосиликатом с высоким содержанием кремния. Получаемые частицы фильтроперлита имеют игольчатую конфигурацию, что совместно с твердостью вулканического стекла определяет его абразивное действие, приводящее к быстрому износу трущихся частей и выводу из строя оборудования. Опыт эксплуатации оборудования установки цементирования отработавших фильтроматериалов Игналинской АЭС (Литва) показал, что выход из строя (отсутствие давления на выходе) винтового насоса «Муане» и винтового смесителя цементного компаунда происходит в течение суток работы. Известным способом переработки фильтроперлита является битумирование. Однако на практике включение фильтроперлита в битум практически не производят, поскольку он сильно снижает текучесть битума и включение его в битумный компаунд не превышает 10% масс. по сухому фильтроматериалу.

Наиболее близким аналогом заявляемого изобретения является способ переработки радиоактивных фильтроперлитов, описанных в патенте РФ №2435240. Согласно данному способу пульпу фильтроперлита извлекают из емкости хранения, удаляют избыточную влагу и транспортируют гидротранспортом к контейнеру, в котором осуществляют ее цементирование. Фильтроперлит по химическому составу прекрасно совмещается с цементом, однако степень включения в цементную матрицу лимитируется его высокой пористостью. В портландцемент ПЦ - 400 удается включить до 12,5% масс. при сохранении достаточной механической прочности цементных блоков. При массовом соотношении компонентов - сухой ФП, ПЦ-400 и вода, равном 1:3:4, объем ЦК превышает объем исходного ФП лишь на 15%, т.е. Kv=1,15.

Недостатком ближайшего аналога способа переработки радиоактивных отходов фильтроперлита является сложность выполнения операции транспортирования гидротранспортом фильтроперлита из-за его высокой твердости и игольчатости конфигурации частиц фильтроперлита, что приводит к большому износу транспортного трубопровода и насосов.

Задача, решаемая изобретением, заключается в снижении износа транспортного трубопровода, насосов при транспортировке фильтроперлита и упрощении операции транспортировки пульпы.

Сущность данного технического решения заключается в том, что в способе переработки радиоактивных отходов фильтроперлита, включающем операции: извлечение пульпы фильтроперлита из емкости хранения, удаление избыточной влаги, транспортирование гидротранспортом и цементирование, предложено в пульпу перед транспортированием из емкости хранения вводить отработанные ионообменные смолы в количестве 10÷75% от объема фильтроперлита при плотности 1÷1,5 г/см3.

Обычное транспортирование суспензии отработавшего ФП гидротранспортом и дальнейшая переработка приводит к абразивному износу оборудования и трубопроводов. Известно, что негативное влияние ФП возможно снизить за счет увеличения соотношения жидкость: ФП, что приведет к увеличению объемов ЖРО (вода гидротранспорта) и, следовательно, увеличению затрат на обращение с ними, а также снизит производительность установки переработки радиоактивных пульп и сделает ее малоэффективной. Для снижения износа оборудования и трубопроводов предлагается транспортирование и переработку отработавшего фильтроперлита производить совместно с отработавшими ионообменными смолами (ИОС) спецводоочисток АЭС, частицы которых имеют правильную шарообразную форму с плотностью 1÷1,5 г/см3, являются упругими и не оказывают негативного влияния на оборудование и трубопроводы. Зерна ионообменных смол имеют больший диаметр и при определенном их количестве блокируют контакт зерен фильтроперлита с поверхностью оборудования либо трубопровода, уменьшая существенно его износ.

Примеры осуществления предложенного способа с графической демонстрацией значений заявленных параметров сведены в таблицы, приведенные на фиг.1, 2. Размер зерен ионитов составляет 0,35÷2,00 мм с плотностью 1÷1,5 г/см3, фильтроперлита - 0,006÷0,030 мм. Мелкие частицы ФП будут занимать свободное пространство между зернами ионитов. Объемное соотношение иониты: ФП представлено на фиг.1, 2. Рассмотрим 2 предельных варианта при влажности хранящейся пульпы отработавших фильтроматериалов в емкостях хранения. Влажность пульпы составляет 60÷65%, т.е. объемное соотношение Т:Ж=1:1 (вся влага находится в порах и между зернами пульпы). Первый вариант (п.1, фиг.1) - ионообменные смолы отсутствуют, износ оборудования и трубопроводов максимален. Второй вариант (п.4, фиг.2) - максимально полное наполнение смеси отработавшими ионитами. Наиболее плотной упаковкой зерен ионообменных смол (шаров с усредненным размером) является гранецентрированная либо объемно центрированная кубическая упаковка. Объем, занимаемый ионообменными смолами в таких упаковках, составит 75%. При заполнении всего пространства между зернами ионитов влажным фильтроперлитом влажностью 60÷65% объемное соотношение Т:Ж в пульпе составит 4:1. В этом случае минимальное количество зерен ФП будет касаться поверхностей оборудования и трубопроводов, изнашивая их. Возможно увеличить содержание ионообменных смол до соотношения с фильтроперлитом 90:10%, но в этом случае часть пространства между зернами ионитов будет использовано неэффективно и останется не заполненным фильтроперлитом. Обычно транспортирование пульп ФП и ионитов осуществляется гидротранспортом, когда соотношение Т:Ж составляется от 1:10 до 1:20 (п.3, фиг.2). С увеличением соотношения Т:Ж снижается негативное абразивное действие ФП на оборудование и трубопроводы, поэтому объем вводимых отработавших ионообменных смол по отношению к объему фильтроперлита возможно снизить до 10% (п.2, фиг.1). Совместное транспортирование отработавшего фильтроперлита и отработавших ИОС предпочтительнее также ввиду их последующего совместного отверждения в установке цементирования гетерогенных ЖРО.

Данное изобретение позволяет снизить износ оборудования и трубопроводов в процессе осуществления способа переработки радиоактивных отходов фильтроперлита в 80-100 раз.

Способ переработки радиоактивных отходов фильтроперлита, включающий операции извлечения пульпы фильтроперлита из емкости хранения, удаления избыточной влаги, транспортирования гидротранспортом и цементирования, отличающийся тем, что в пульпу перед транспортированием из емкости хранения вводят отработанные ионообменные смолы в количестве 10÷75% от объема фильтроперлита при плотности 1÷1,5 г/см3.



 

Похожие патенты:
Изобретение относится к переработке жидких радиоактивных отходов, образующихся в процессе переработки ОЯТ. Описан способ переработки технециевых растворов, включающий осаждение технеция из азотнокислых растворов с концентрацией азотной кислоты или нитрат-иона, не превышающей 3 моль/л, концентрированными водными растворами о-фенантролиновых или α-бипиридильных комплексов двухвалентных переходных металлов, или смешанными комплексами указанных органических соединений, или смешанными комплексами, содержащими о-фенантролин или α-бипиридил с двухосновными аминами.

Заявленное изобретение относится к способам обезвреживания жидких радиоактивных отходов ядерных энергетических установок, загрязненных нефтепродуктами, продуктами коррозии и синтетическими поверхностно-активными веществами, в полевых условиях.

Изобретение относится к технологии переработки жидких отходов, в том числе и радиоактивных отходов (РАО). .
Изобретение относится к области атомной техники и касается технологии переработки высокосолевых жидких радиоактивных отходов низкого и среднего уровня активности, содержащих до 30% органических веществ, путем включения их в магнезиальный цемент.

Изобретение относится к области переработки жидких и пульпообразных радиоактивных отходов (РАО), образующихся при регенерации облученного ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в радиохимической промышленности.

Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов. .

Изобретение относится к области экологии, к защите природных объектов от загрязнений жидкими радиоактивными отходами (ЖРО) и/или другими жидкими токсичными отходами (ЖТО), побочно образующимися при переработке отработанного ядерного топлива (ОЯТ) или промышленной деятельности.
Изобретение относится к области переработки отходов ионообменных смол. .
Изобретение относится к гидрометаллургии урана и может быть использовано для утилизации маточников, образующихся при получении тетрафторида урана из азотнокислых растворов с использованием процессов экстракции, реэкстракции и термообработки соединений урана, получаемых из реэкстрактов с получением диоксида урана и дальнейшей его обработкой хлоридно-фторидными растворами. Способ утилизации оборотных маточных растворов производства тетрафторида урана, включающий их смешение при значениях pH 4,0-5,2 барботажем воздухом до стабилизации значения pH и обработку гидроксидом натрия при значениях pH 10,5-11,0, отделение урансодержащих осадков от растворов с последующим возвратом их на стадию выщелачивания исходных продуктов, отстой сбросных растворов на хвостохранилище и закачку отстоявшейся части растворов в подземные горизонты. Техническим результатом является снижение расхода азотной кислоты, гидроксида натрия и извести, сокращение сброса жидких отходов на хвостохранилище. 2 з. п. ф-лы, 6 табл.
Изобретение относится к способу отверждения жидких высокоактивных отходов с целью переведения их в компактный материал, пригодный для долговременного и безопасного хранения. Способ заключается в переведении отходов в гелеобразное состояние и характеризуется тем, что в растворы высокоактивных отходов вводят соли циркония, железа и глицерин до концентрации их в растворах соответственно не менее 0,12, 0,6 и 0,23 М/л, выдерживают полученную смесь в течение не менее 2,5 ч с последующим добавлением в смесь раствора однозамещенного фосфата калия в фосфорной кислоте до мольного соотношения компонентов Zr:Fe:K:PO4=1:3:2:5-8, высушиванием, прокаливанием полученного полимерного геля цирконилфосфата соответственно при 70-90°C и 300-400°С и плавлением полученных гранул при 980-1000°С. 2 з.п. ф-лы, 2 табл., 1 пр.
Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при производстве «реакторного» 99Мо как генератора 99mТc биомедицинского назначения, а также при анализе технологических растворов для предварительного выделения Мо или Мо и Zr при экстракционной переработке растворов технологии отработавшего ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС). Описаны варианты способов селективного экстракционного извлечения значительной части молибдена или совместно молибдена и циркония из радиоактивных растворов с получением экстракта. Перерабатываемый радиоактивный раствор обрабатывают экстрагентом, представляющим собой трудно растворимый в водной фазе спирт, в присутствии экстрагируемого комплексообразователя, в качестве которого могут быть использованы гидроксамовые кислоты с числом углеродных атомов 6-12, что обеспечивает достаточно полное извлечение молибдена и циркония в органическую фазу. Из экстракта выделяют молибден или молибден и цирконий в компактном виде сублимацией или реэкстракцией. Технический результат - получение экстракта, очищенного от альфа- и гамма-радиоактивных примесей более чем в 100 раз, и последующее раздельное выделение радионуклидов из экстракта, совмещенное в заключительной стадии процесса с регенерацией экстрагента. 2 н. и 15 з.п. ф-лы, 2 табл., 12 пр.

Изобретение относится к области создания пирохимических технологий переработки облученного ядерного топлива, а именно к способу извлечения редкоземельных элементов из жидкого сплава с цинком. Предлагаемый способ включает погружение сплава в солевой расплав с последующим переводом редкоземельных элементов из жидкого сплава в расплав путем окисления. При этом окисление редкоземельных элементов осуществляют в расплаве хлорида цинка в интервале температур 420-550°С, а в качестве окислителя используют ионы цинка из расплава. Способ обеспечивает большой выход по массе среди продуктов деления. 2 табл., 2 пр.

Заявленная группа изобретений относится к средствам обработки радиоактивных растворов. В заявленном способе обработки радиоактивных растворов перед заполнением емкости раствором в ее нижнюю часть помещают дополнительную емкость из тонкой диэлектрической пленки. Затем радиоактивный раствор заливают в емкость, добавляют в него вещества для управления процессом обработки. После этого раствор подвергают облучению однополярными электромагнитными импульсами мощностью более 1 МВт и длительностью менее 1 нс, частотой повторения не менее 1 кГц. Раствор обрабатывают в течение 10-30 минут, выдерживают в емкости в течение 1-4-х суток, после чего обработанный раствор сливают и удаляют дополнительную емкость, которую подвергают захоронению. Заявленная установка содержит токопроводящий корпус (1), в центральной части которого размещен электрод (2), выполненный в виде горизонтальной пластины. Пластина повторяет форму сечения корпуса, но имеет размеры 20-30% от площади сечения корпуса. Установка также содержит расположенный вне корпуса генератор (3) однополярных электромагнитных импульсов. На время обработки в нижней части корпуса размещена дополнительная емкость (4). Техническим результатом является упрощение технических средств обработки радиоактивных растворов с сохранением высокого качества очистки. 2 н.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано в технологии переработки жидких радиоактивных отходов радиохимических производств и АЭС. В заявленном способе предусмотрено гетерогенное каталитическое разложение технологических растворов, содержащих оксалат-ионы с концентрацией 16-18 г/л (комплексоны (до 2 г/л), ПАВ (до 50 мг/л)) и азотную кислоту (до 60 г/л) на платиновом катализаторе, нанесенном на анионообменную смолу ВП-1АП (0,05-2 вес.% платины). Техническим результатом является достижение степени разложения оксалат-ионов, комплексонов, поверхностно-активных веществ до 99,9%, остаточных концентраций - менее 10 мг/л по оксалат-иону и менее 1 мг/л по комплексону (ЭДТА, трилон Б) и ПАВ (сульфонол). 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к переработке жидких радиоактивных отходов, в частности кубовых остатков выпарных установок переработки трапных вод атомных электростанций. Способ удаления радиоактивного изотопа 60Co включает окисление кубового остатка в режиме циркуляции через трубчатый реактор под воздействием жесткого ультрафиолетового излучения ксеноновой лампы, вводимой перекиси водорода и непрерывным инжектированным воздухом в реактор, который предварительно направляют во внутренний электрод лампы, а полученную после этого озоно-воздушную смесь направляют в окисляемый раствор, и выделение активированных продуктов коррозии фильтрацией. Изобретение обеспечивает эффективное удаление радиоактивного изотопа 60Со из кубовых остатков атомных электростанций и экономию количества реагентов для соосадительной доочистки. 2 н.п. ф-лы, 1 ил., 1 пр.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к обезвреживанию жидких радиоактивных отходов, и может быть реализовано при утилизации радиоактивных отходов методом отверждения в стабильные твердые матрицы. Способ иммобилизации радионуклидов из жидких радиоактивных отходов заключается в том, что в жидкие радиоактивные отходы добавляют сорбент, в качестве которого используют слоистый титанат гидразина и/или синтетический титаносиликат иванюкит, перемешивают, отстаивают до образования стабильного осадка и прозрачного раствора, фильтруют или декантируют, контролируют гамма- и/или бета-активность полученного раствора, проводят термическую обработку осадка, насыщенного радионуклидами, с получением керамической матрицы, при этом сорбенты применяют в следующем соотношении: от 40 до 100 г титаната на 1 л отходов, от 10 до 20 г титаносиликата на 1 л отходов. Изобретение обеспечивает эффективную иммобилизацию радионуклидов, позволяет производить комплексную очистку жидких радиоактивных отходов и дальнейшее долговременное захоронение продуктов очистки. 5 з.п. ф-лы, 6 табл., 8 пр.

Изобретение относится к области биотехнологии и трансмутации химических элементов. Радиоактивное сырье, содержащее радиоактивные химические элементы или их изотопы, обрабатывают водной суспензией бактерий рода Thiobacillus в присутствии элементов с переменной валентностью. В качестве радиоактивного сырья используют руды или радиоактивные отходы ядерных циклов. Способ ведут с получением полония, радона, франция, радия, актиния, тория, протактиния, урана, нептуния, америция, никеля, марганца, брома, гафния, иттербия, ртути, золота, платины и их изотопов. Изобретение позволяет получать ценные радиоактивные элементы, осуществлять инактивацию ядерных отходов с превращением радиоактивных изотопов элементов отходов в стабильные изотопы. 2 з.п. ф-лы, 18 ил., 5 табл., 9 пр.

Изобретение относится к способу гетерогенного каталитического разложения комплексонов и поверхностно-активных веществ в технологических растворах радиохимических производств на никель-феррицианидном катализаторе. При этом феррицианид никеля, нанесенный на анионообменную смолу, используют в качестве катализатора при воздействии окислительной системы, состоящей из пероксида водорода и азотной кислоты, в динамическом режиме в термостатируемом аппарате колонного типа. Возможность осуществления заявляемого способа подтверждена исследованиями на лабораторной установке, изображенной на фиг. 1, в состав которой входят: каталитическая колонна с рубашкой (1), термостат (2), перистальтический насос (3), емкость с исходным раствором (4), приемная емкость (5), мерный цилиндр (6); В-01, В-02, В-03 - игольчатые вентили для регулирования расхода. Предлагаемый способ позволяет достичь степени разложения более 99% и остаточных концентраций менее 1 мг/л по комплексону (ЭДТА, трилон Б) и поверхностно-активному веществу (сульфонол). 3 з.п. ф-лы, 1 ил., 2 табл., 3 пр.
Наверх