Способ удаления радиоактивного изотопа 60co из кубовых остатков атомных электростанций и система для его осуществления

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 области ядерной энергетики, а именно к переработке жидких радиоактивных отходов, в частности кубовых остатков (КО) выпарных установок переработки трапных вод атомных электростанций. Переработке могут подвергаться кубовые остатки как содержащие соли борной кислоты (получаемые при эксплуатации энергетических установок на реакторах ВВЭР), а также не содержащие боратов кубовые остатки энергетических установок на реакторах РБМК. В случае наличия боратов в перерабатываемом кубовом остатке рекомендуется провести их осадительное выделение перед предлагаемой очисткой от радиоактивного кобальта.

В процессе эксплуатации АЭС образуется значительное количество жидких радиоактивных сред, которые собираются, усредняются и концентрируются выпариванием. Полученные упариванием кубовые остатки отправляются на временное хранение в специальные емкости. Общее количество кубовых остатков, накопленных на атомных станциях России, составляет ~100000 м3 и ежегодно увеличивается на ~10%. Резерв временных хранилищ на сегодняшний день практически исчерпан. Так, например, на Ленинградской АЭС емкости хранения заполнены на 96%. Поэтому задача переработки кубового остатка является крайне актуальной.

В настоящее время кубовые остатки АЭС перерабатываются методом цементирования (реже битумированием, кальцинацией, получением солевого плава). При этом во всех упомянутых методах конечный твердый продукт переработки помещается в железобетонные контейнеры или металлические бочки. Это приводит к большим объемам радиоактивного продукта и, как следствие, большим затратам на получение упаковок отвержденных ЖРО и их последующее долговременное хранение.

Поэтому в настоящее время получил развитие метод переработки КО путем выделения радиоактивных элементов в небольшой объем твердой фазы и получения практически не содержащих радионуклидов солей, относящихся к категории ОНАО (очень низкоактивные отходы). Соли (ОНАО) можно хранить в простых хранилищах ангарного типа и в дальнейшем захоранивать на промышленных полигонах.

Основными изотопами, обуславливающими активность КО, являются 134,137Cs и 60Co. Изотопы цезия содержатся в КО в ионной форме, поэтому их выделение не представляет проблемы (ферроцианидный ион-селективный сорбционный метод). В то же время Со находится в КО в виде прочных комплексных соединений, таких, как, например, оксалаты и этилендиаминтетраацетаты. Поэтому для очистки от радиоактивного кобальта необходимо разрушить эти комплексы.

На сегодняшний день наиболее перспективными представляются два способа окисления комплексных соединений кобальта.

Озонирование (Патент РФ №2268513, G21F 9/06, G21F 9/20, опубл. 20.01.2006). Процесс окисления органических лигандов сопровождается осаждением твердой фазы гидроксидов переходных металлов (в основном гидроксида железа (III)), которая захватывает большую часть изотопа 60Со. Полученный радиоактивный шлам отделяют фильтрацией, а фильтрат направляют на очистку от радиоактивного цезия. Недостатками озонирования являются: недостаточно полная очистка от 60Со, опасность использования озона, концентрация которого в воздухе не должна превышать 0,1 мг/дм3, высокая себестоимость, обусловленная высоким расходом реагента (10 кг озона на 1 м3 кубового остатка) и электроэнергии. Высокий расход электроэнергии, кроме того, требует монтажа озонаторной станции, что приводит к взрывоопасности процесса.

Окислительно-соосадительный метод очистки от 60Со, описанный в патенте РФ №2467419 G21F 9/30, опубл. 20.11.2012. В этом случае кубовый остаток вначале окисляется комбинированным воздействием жесткого ультрафиолетового излучения и перекиси водорода, а затем осуществляется двухступенчатая (как правило) соосадительная доочистка при помощи диэтилдитиокарбамата кобальта или марганца. Это позволяет достигать значительно более глубокой степени очистки КО от радиоактивного кобальта и после очистки от цезия и упаривания кубового остатка получать соли категории ОНАО. Такой подход позволяет повысить эффективность процесса и отвечает всем требованиям безопасности. Недостатком этого способа является увеличение объема радиоактивного концентрата по отношению к озонированию за счет образования на стадии соосаждения дополнительного количества радиоактивных шламов. Несмотря на это, данный способ позволяет снизить расходы на переработку КО в 1,5÷2 раза по сравнению с озонированием. В основу изобретения положена задача создания способа удаления радиоактивного изотопа 60Co из кубовых остатков атомных электростанций и системы для его осуществления, в которых обеспечивается улучшение очистки от радиоактивного кобальта на этапе окисления и, как следствие, возможность сэкономить на количестве реагентов для соосадительной доочистки, при этом создается возможность уменьшить количество ступеней соосаждения за счет обработки кубового остатка озоно-воздушной смесью, получаемой продувкой сжатым воздухом пространства, прилегающего к внутреннему электроду ультрафиолетовой лампы.

Решение поставленной задачи обеспечивается тем, что в способе удаления радиоактивного изотопа 60Со из кубовых остатков атомных электростанций путем окисления кубового остатка в режиме циркуляции через трубчатый реактор, воздействия на кубовый остаток жестким ультрафиолетовым излучением ксеноновой лампы при непрерывном инжектировании воздуха в реактор и выделения активированных продуктов коррозии фильтрацией инжектируемый воздух предварительно направляют во внутренний электрод лампы, а полученную после этого озоно-воздушную смесь направляют в окисляемый раствор.

Для осуществления способа предлагается система удаления радиоактивного изотопа 60Со из кубовых остатков атомных электростанций, включающая контур окисления, содержащий насос, УФ-реактор, систему подачи воздуха в контур окисления, а также включающая фильтр с системой подачи реактивов для соосадительной доочистки, в которой в системе подачи воздуха в контур окисления предусмотрена предварительная подача воздуха в пространство, прилегающее к внутреннему электроду ультрафиолетовой лампы, и дальнейшая подача полученной озоно-воздушной смеси после прохождения реактора в кубовый остаток; размер пор фильтра выбран не более 0,2 мкм.

Сущность изобретения в том, что, использовав окислительную ступень, аналогичную описанной в патенте РФ №2467419 (УФ-реактор на базе ксеноновой УФ-лампы с излучением λ=172 нм + перекись водорода), осуществить продувку воздуха для охлаждения внутреннего электрода и для того, чтобы образовавшуюся в этом пространстве озоно-воздушную смесь подать в кубовый остаток.

В патенте РФ №2467419 предусматривается продувка воздухом с целью лучшего перемешивания КО в УФ-реакторе. В отличие от этого в предлагаемом изобретении эжектируемый в кубовый остаток воздух должен сначала пройти через внутреннее пространство ламп, где захватывает озон, образующийся в прилегающей к внутреннему электроду области в ходе барьерного разряда. Таким образом, получаемая озоно-воздушная смесь не только перемешивает кубовый остаток, но и принимает непосредственное участие в его окислении.

Важным моментом является тот факт, что дополнительный окислитель является побочным продуктом работы ультрафиолетовой лампы и не требует каких-либо дополнительных устройств или затрат энергии для его получения.

Кроме того, концентрация озона в получаемой смеси значительно ниже, чем в озонаторе, что гарантирует его полное разрушение в кубовом остатке и исключает попадание в атмосферу помещения, где осуществляется переработка жидких радиоактивных отходов.

Увеличение скорости окисления и степени выделения 60Со на окислительной ступени приводит к тому, что на соосадительные ступени очистки поступает раствор со значительно меньшей концентрацией этого радионуклида. Следовательно, количество соосадительных ступеней в линии переработки отходов можно уменьшить (например, оставить одну вместо двух). Это позволяет снизить количество реагентов-соосадителей, а следовательно, снизить количество образующихся твердых радиоактивных отходов. Как уже отмечалось, именно количество образующихся вторичных отходов является самым узким местом окислительно-соосадительного метода, поэтому снижение их количества почти в два раза является очень существенным улучшением метода.

Для разделения фаз после стадии окисления используются фильтры с диаметром пор не более 0,2 мкм, так как получающийся осадок состоит из очень мелких частиц, и использование более крупных пор может привести к проскоку радиоактивного кобальта в очищаемый раствор. В частности, хорошо зарекомендовали себя мембранные шторные фильтры, которые не засоряются в течении длительного времени и легко регенерируются обратным потоком фильтрата.

Изобретение поясняется фиг. 1, на которой показан УФ-реактор.

В предлагаемой технологии кубовый остаток окисляется, циркулируя в контуре: (обогреваемая емкость→насос→УФ-реактор→обогреваемая емкость) при температуре 45÷100°C под воздействием: жесткого ультрафиолетового излучения, перекиси водорода, дозируемой в кубовый остаток, озоно-воздушной смеси, получаемой продувкой сжатым воздухом пространства, прилегающего к внутреннему электроду ультрафиолетовой лампы (фиг. 1), и эжектируемой в КО.

На фиг. 1 показаны следующие обозначения:

1 - входной поток кубового остатка,

2 - выходной поток кубового остатка,

3 - корпус реактора,

4 - воздушный поток для охлаждения внутреннего электрода УФ-лампы, который предлагается подавать далее в объем КО, например, с помощью эжектора

5 - внутренняя и наружная стенки корпуса лампы,

6 - ксенон внутри лампы,

7 - убовый остаток внутри реактора,

8 - герметизация реактора,

9 - внутренний электрод лампы,

10 - высоковольтный кабель для подачи импульса напряжения.

Получаемая радиоактивная твердая фаза далее отделяется микрофильтрацией на фильтре с диаметром пор не более 0,2 мкм и отправляется на дальнейшую переработку (цементирование) и захоронение. Фильтрат подвергается одностадийной соосадительной доочистке с добавлением диэтилдитиокарбамата натрия (DDTC-Na) и солей кобальта(II). Образуемое количество твердой фазы на этой стадии составляет 0,75÷1% от объема КО, что в два раза меньше, чем в окислительно-соосадительном способе, описанном в патенте РФ №2467419. При этом следует иметь в виду, что данный способ за счет увеличения производительности при предварительном устранения из КО боратов может быть применен не только для реакторов РБМК, а также и для реакторов ВВЭР.

Пример конкретного выполнения

Кубовый остаток ЖРО подвергли предварительной корректировке pH до 7-7,5 азотной кислотой. Раствор нагрели до 95°C, ввели 30% раствор перекиси в количестве 15% от объема КО. В течение 10 часов обеспечивали циркуляцию кубового остатка через УФ-реактор с ультрафиолетовой ксеноновой лампой. В течение первых трех часов осуществляли равномерную дополнительную подачу перекиси водорода в количестве 15% от объема КО. Кроме того, в кубовый остаток подавали сжатый воздух, предварительно прошедший через внутриэлектродное пространство ксеноновой ультрафиолетовой лампы. По окончании окисления суспензию подавали на фильтрацию на шторном фильтре. Далее, в отфильтрованную суспензию вводили при 25°C диэтилдитиокарбамат натрия и нитрат кобальта(II) двумя порциями из расчета в сумме 10 и 6 г солей на 1 л обрабатываемого раствора соответственно и выдерживали при перемешивании в течение 2 часов. Твердую фазу диэтилдитиокарбамата кобальта отделяли фильтрованием на шторном фильтре.

Результатом проведенного выделения стало снижение активности кубового остатка по 60Co с 4·104 Бк/дм3 до 1,2·102 Бк/дм3, что после выделения цезия ферроцианидным методом достаточно для получения требуемой степени очистки кубового остатка.

Таким образом, предлагаемый способ имеет следующие преимущества по сравнению с аналогами:

1. По сравнению с озонированием:

a) позволяет избежать использования озонаторной станции и сделать процесс более безопасным;

b) позволяет добиться более эффективной очистки от 60Co;

c) потребляет меньше электроэнергии;

d) является более производительным.

2. По сравнению с окислительно-соосадительным методом, описанным в патенте РФ №2467419:

a) меньшее количество вторичных радиоактивных отходов;

b) увеличение скорости процесса окисления;

c)меньшие затраты реагентов на соосаждение.

1. Способ удаления радиоактивного изотопа 60Co из кубовых остатков атомных электростанций путем окисления кубового остатка в режиме циркуляции через трубчатый реактор, воздействия на кубовый остаток жестким ультрафиолетовым излучением ксеноновой лампы при введении перекиси водорода и непрерывном инжектировании воздуха в реактор и выделения активированных продуктов коррозии фильтрацией, отличающийся тем, что инжектируемый воздух предварительно направляют во внутренний электрод лампы, а полученную после этого озоно-воздушную смесь направляют в окисляемый раствор.

2. Система удаления радиоактивного изотопа 60Co из кубовых остатков атомных электростанций, включающая контур окисления, содержащий насос, УФ-реактор, систему подачи воздуха в контур окисления, а также включающая фильтр с системой подачи реактивов для соосадительной доочистки, отличающаяся тем, что в системе подачи воздуха в контур окисления предусмотрена предварительная подача воздуха в пространство, прилегающее к внутреннему электроду ультрафиолетовой лампы, и дальнейшая подача полученной озоно-воздушной смеси после прохождения реактора в кубовый остаток; размер пор фильтра выбран не более 0,2 мкм.



 

Похожие патенты:

Заявленное изобретение относится к способу переработки облученного топлива АЭС. Заявленный способ включает совместное экстракционное извлечение урана, плутония, нептуния и технеция 30%-ным трибутилфосфатом в углеводородном разбавителе из азотнокислого раствора, промывку экстракта этих элементов раствором азотной кислоты, восстановительную реэкстракцию плутония и нептуния с отмывкой от урана с технецием комплексующим восстановителем - ацетогидроксамовой кислотой, селективную восстановительную реэкстракцию технеция раствором того же восстановителя с гидразином и реэкстракцию урана.
Изобретение относится к способу разрушения азотсодержащих соединений и фосфорсодержащих соединений и может быть использовано для переработки растворов, образующихся при производстве и переработке ядерного топлива, содержащих соединения восстановленного азота, а также фосфорсодержащие соединения, к которым относятся растворы от регенерации экстрагента и комплексоны, образующие при упаривании среднеактивных хвостовых растворов неразлагаемые остатки, что не позволяет направлять растворы на остекловывание.

Изобретение относится к диамидам 2,2′-бипиридил-6,6′-дикарбоновых кислот формулы , где X=R1=H, R2=4-C6H13, или X=R1=H, R2=4-Et, или X=R1=H, R2=4-iPr, или X=H, R1=2-Me, R2=4-Me, или X=H, R1=2-Me, R2=5-Me, или X=H, R1=3-Me, R2=4-Ме, или X=R1=H, R2=4-OEt, или X=Br, R1=R2=H, или X=Br, R1=H, R2=4-C6H13, или X=R1=H, R2=2-F, или X=R1=H, R2=3-F, или X=R1=H, R2=4-F, или X=NO2, R1=R2=H.

Изобретение относится к способу обработки радиоактивного раствора, содержащего радионуклиды кобальта совместно с органическим комплексообразователем и радионуклиды цезия.

Изобретение относится к процессам извлечения и концентрирования радионуклидов и может быть использовано в радиохимических технологиях при переработке жидких радиоактивных отходов.

Изобретение относится к области переработки отходов, содержащих натрий и радиоактивное вещество. .

Изобретение относится к радиохимической технологии, конкретно к очистке жидких радиоактивных отходов. .
Изобретение относится к области определения радиоактивной загрязненности пресных вод. .

Изобретение относится к методам фракционирования долгоживущих радионуклидов при комплексной переработке облученного ядерного топлива (ОЯТ) атомных электростанций (АЭС) и направлено на селективное выделение нептуния из совместного экстракта урана, нептуния, плутония и технеция.

Изобретение относится к переработке жидких радиоактивных отходов (ЖРО) мембранно-сорбционными методами и применяется для очистки вод радио- и химическитоксичных загрязнений в мобильных установках переработки ЖРО.

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано в технологии переработки жидких радиоактивных отходов радиохимических производств и АЭС.

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.

Изобретение относится к области создания пирохимических технологий переработки облученного ядерного топлива, а именно к способу извлечения редкоземельных элементов из жидкого сплава с цинком.
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).
Изобретение относится к способу отверждения жидких высокоактивных отходов с целью переведения их в компактный материал, пригодный для долговременного и безопасного хранения.
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.

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.
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 хранению отработанного ядерного топлива (ОЯТ). Хранилище содержит бассейн 1 с водой, в боковых стенках которого выполнены возвратные охлаждающие трубы 2.

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.

Наверх