Способ иммобилизации радионуклидов из жидких радиоактивных отходов



Способ иммобилизации радионуклидов из жидких радиоактивных отходов
Способ иммобилизации радионуклидов из жидких радиоактивных отходов
Способ иммобилизации радионуклидов из жидких радиоактивных отходов
Способ иммобилизации радионуклидов из жидких радиоактивных отходов
Способ иммобилизации радионуклидов из жидких радиоактивных отходов
Способ иммобилизации радионуклидов из жидких радиоактивных отходов
Способ иммобилизации радионуклидов из жидких радиоактивных отходов
Способ иммобилизации радионуклидов из жидких радиоактивных отходов
Способ иммобилизации радионуклидов из жидких радиоактивных отходов
Способ иммобилизации радионуклидов из жидких радиоактивных отходов

 


Владельцы патента RU 2560407:

Общество с ограниченной ответственностью "Северо-Западный научно-производственный и туристический центр "Социум" (RU)

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 атомной энергетике, а именно к обезвреживанию жидких радиоактивных отходов (ЖРО), и может быть реализовано при утилизации радиоактивных отходов методом отверждения в стабильные твердые матрицы.

Хранение радиоактивных отходов без переработки не соответствует современным требованиям экологической безопасности и является возможным источником техногенных радиационных аварий. В связи с этим в Мурманской области осуществляется программа по очистке арктического побережья России от радиоактивных отходов, накопленных за многолетнюю деятельность подразделений Вооруженных сил СССР и атомного флота. Возникает проблема дезактивации больших объемов регламентных ЖРО (ЖРО, состав которых известен) и малых и средних объемов нерегламентных ЖРО (ЖРО с неизвестным составом, для которых отсутствуют технологические регламенты переработки). Разнообразие компонентов отходов затрудняет поиск универсального способа их очистки и безопасного захоронения.

Известен способ иммобилизации жидких радиоактивных отходов (РАО) в керамику (патент РФ на изобретение №2432631), включающий концентрирование радиоактивного раствора, смешивание его с фосфатной матрицей и дальнейшую термическую обработку. Отходы, сконцентрированные до уровня высокоактивных отходов (ВАО), после смешивания с аморфным фосфатом циркония прокаливают до получения керамического спека, который капсулируют в стекло, причем все стадии процесса проводят в едином реакционном сосуде. Прокаливание высушенной матрицы, содержащей радионуклиды, и ее остекловывание проводят при температурах, не превышающих 1000°С.

Недостаток данного способа в том, что его нельзя использовать для нерегламентных ЖРО.

Известен монолитный блок для иммобилизации жидких радиоактивных отходов (патент РФ на изобретение №2160937), включающий концентрированные радиоактивные отходы и отвердитель в виде минералоподобного материала, фиксирующего в своей структуре компоненты радиоактивных отходов. В качестве минералоподобного материала используют по меньшей мере одно соединение, выбранное из группы: пироксен, пироксиликат, гранат, титаносиликат, а блок имеет поликристаллическую, стеклокристаллическую или аморфную структуру. В качестве пироксена и пиросиликата используют по меньшей мере один минерал, выбранный из группы: Эгирин, Жадеит, Эгирин-авгит, Арфведсонит, Ортит, Шерлит. В качестве граната используют минерал Андрадит. В качестве титаносиликата используют минерал Ловчоррит. Компоненты радиоактивных отходов замещают катионы стабильных элементов в структуре природных минералов. Компоненты взяты в следующем соотношении, мас. %: окислы компонентов радиоактивных отходов - 3-60, минералоподобный материал - остальное.

Недостаток данного способа иммобилизации ЖРО в необходимости использования редких природных минералов.

Известен способ отверждения растворов долгоживущих радионуклидов (патент РФ на изобретение №2212069), включающий сверхстехиометрическую сорбцию радионуклидов пористым неорганическим сорбентом при упаривании раствора досуха, кальцинацию и перевод в матрицы. В качестве пористого неорганического сорбента используют кристаллические сорбенты на основе диоксида циркония и диоксида титана.

Недостатком данного способа является низкая емкость сорбента по долгоживущим радионуклидам.

Заявляемый способ, как и известные, включает сорбцию радионуклидов сорбентом.

Целью изобретения является разработка способа обезвреживания нерегламентных ЖРО, хранящихся в Европе.

Технический результат, достигаемый данным изобретением заключается в создании универсального способа иммобилизации радионуклидов, позволяющего производить комплексную одностадийную очистку ЖРО с известным (регламентных) и неизвестным (нерегламентных) составом при помощи титанатных и титаносиликатных сорбентов в различных комбинациях с возможностью дальнейшего долговременного захоронения продуктов очистки.

Проводились работы по исследованию нерегламентных ЖРО-I, образованных в результате работ по выгрузке отработавших частей реактора на жидкометаллическом теплоносителе атомной подводной лодки №910 проекта 705 (ЗАТО г. Островной, Мурманская область). Согласно полученным данным, ЖРО-I находятся на хранении в 12-ти пластиковых 20-литровых канистрах. Мощность эффективной дозы гамма-излучения изменяется от канистры к канистре в широких пределах: от 3.3 до 30.0 мЗв/ч. Основным источником гамма-активности является изотоп 152Eu, минимальная активность по 152Eu составляет 8.2×106 Бк/л, максимальная - 2.9×109 Бк/л. Следующим по вкладу в общую гамма-активность исследовавшихся ЖРО-I радионуклидом является радиоактивный изотоп цезия 137Cs. Наличие большого количества 152Eu в ЖРО-I связано, очевидно, со специфическими особенностями конструкции реакторов на жидкометаллическом теплоносителе, использовавшихся на АПЛ проекта 705 - в качестве вещества - поглотителя нейтронов в регулирующих стержнях реакторов использовались соединения европия. Наиболее вероятно это - гексаборид европия EuB6, поскольку, по данным ФГУП "РосРАО", эффективная дезактивация стенок реакторного отсека была достигнута только после добавления в дезактивирующие растворы фтористоводородной кислоты HF, что указывает на присутствие боридов в составе радиоактивных загрязнителей.

В состав дезактивирующих растворов, использовавшихся для дезактивации реакторного отсека, входило большое количество различных по функциональности компонентов: азотная кислота, фтористофодородная кислота, сульфат натрия, ортофосфат натрия и поверхностно-активное вещество - сульфанол. Концентрации и соотношения компонентов в дезактивирующих растворах в процессе дезактивации не контролировались, поэтому можно дать лишь общую оценку химического состава ЖРО-I, хранящихся в канистрах на территории ЗАТО г. Островной.

Достигается технический результат тем, что в ЖРО 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, 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 ЖРО, от 10 до 20 г титаносиликата на 1 л ЖРО.

Достигается технический результат также тем, что титанат могут использовать в виде водной суспензии с содержанием 40 г на 1 л суспензии. Титаносиликат могут использовать в виде водной суспензии с содержанием 10 г на 1 л суспензии.

Достигается технический результат также тем, что производят предварительную нейтрализацию исходных кислых растворов ЖРО. Перед термической обработкой осадка, насыщенного радионуклидами, осуществляют его прессование или центрифугирование.

Достигается технический результат также тем, что прокаливание осадка, насыщенного радионуклидами, проводят при температурах от 700 до 1200°С.

В качестве титансодержащих сорбентов успешно используют нанокристаллический слоистый титанат гидразина LHT-9 (патент WO 2011116788) и нанокристаллический синтетический титаносиликат иванюкит-Na (патент РФ №2467953).

Слоистый титанат гидразина (Layered Hydrazinium Titanate, LHT-9) является полифункциональным адсорбентом, имеющим высокую адсорбционную емкость в водных растворах в отношении более чем 50 элементов периодической системы. Разнообразие адсорбционного поведения LHT-9 является следствием одновременного сочетания ряда факторов.

LHT-9 обладает: окислительно-восстановительными свойствами - за счет содержания в его составе гидразина; ионообменными свойствами - благодаря слоистой структуре; большой удельной площадью поверхности - благодаря квазидвумерной морфологии нанокристаллов; поверхностной кислотностью - за счет наличия Бренстедовских кислотных центров и титанильных (Ti=O) групп на поверхности титанатных нанокристаллов.

Важным свойством, которым обладает LHT-9, является отсутствие в его составе каких-либо нелетучих компонентов за исключением двуокиси титана. Это позволяет рассматривать продукты адсорбции радионуклидов на LHT-9 как удобные прекурсоры для простого (методом прессования с последующим спеканием) перевода радионуклидов в стабильные титанатные матрицы, пригодные для долговременного захоронения радиоактивных отходов. По совокупности физико-химических свойств LHT-9 является адсорбентом, наиболее пригодным для очистки различных нерегламентных ЖРО от радионуклидов и сопутствующих загрязнителей.

Иванюкит представляет собой новый титаносиликатный сорбент с выраженными ионообменными свойствами, определяемыми особенностями его кристаллической структуры. Синтетический иванюкит представляет собой белый тонкокристаллический порошок, состоящий из мельчайших (менее 10 мкм) остроугольных частиц состава (мас. %): Na2O 7.81, K2O 7.26, TiO2 54.82, SiO2 29.67, Al2O3 0.44 - который соответствует формуле (Na1.51K0.92) ∑2.43Ti4.09 (Si2.95A10.05)] ∑3.00O15.36 · nH2O. Кристаллическая структура иванюкита-Na и его Cs- и Sr-замещенных форм образована изолированными титанатными кластерами из четырех TiO6-октаэдров в каждом, связанными в единый каркас изолированными тетраэдрами SiO4. Этот каркас имеет 3-мерную систему каналов диаметром около 3.5 Å. В исходном иванюките эти каналы заняты катионами Na+ и K+, а также молекулами воды, а в изученных замещенных фазах - катионами Cs+, Sr2+, Ln3+ и др., а также молекулами воды. Cs-замещенный иванюкит является безводным и, вследствие этого, весьма стабильным при нормальных условиях, что позволяет использовать иванюкит для селективного поглощения 90Sr и 137Cs из холодных водных растворов, а также для консервации 137Cs.

При спекании Cs- и Sr-замещенного иванюкита при 1000°С образуется прочная однородная керамика, состоящая из зерен рутила TiO2, лейцитоподобной фазы CsSi2TiO 6.5, а также сложных оксидов цезия, стронция, кремния и титана со структурой голландита (Cs 1.1 Ti8O16) и пирохлора (CsTi3+Ti4+2O6). Сколько-нибудь существенных потерь цезия и стронция при прокаливании не происходит.

Работы по иммобилизации гамма- и бета-излучающих радионуклидов из жидких радиоактивных отходов проводят в помещении, оборудованном по II-му классу радиационной опасности.

Заявляемый способ является комплексным: после обработки ЖРО образуется «чистый» не радиоактивный раствор и керамическая матрица. Способ осуществляется в одну стадию, включающую ряд операций. Эффективность заявляемого способа иллюстрируется следующими примерами.

Пример 1. Осуществление заявляемого способа с применением суспензии LHT-9.

Из резервуара с ЖРО отбирают аликвоту ЖРО объемом 1 мл и переносят в стеклянную пробирку, добавляют 7 мл дистиллированной воды и перемешивают. При помощи рН-метра производят измерение рН разбавленного раствора ЖРО, доводят его до 5-6 путем добавления растворов аммиака и азотной кислоты, с промежуточными измерениями рН. Измеряют гамма-активность оптимизированного раствора в пробирке. К оптимизированному по рН раствору добавляют 10 мл суспензии LHT-9 (адсорбента) и перемешивают, измеряют объем (V1) и гамма-активность (А1) полученной суспензии. Полученную суспензию отстаивают в течение 2 часов. По истечении 2 часов суспензия в пробирке должна расслоиться на объемистый осадок и прозрачный раствор. Путем фильтрации или декантации отбирают аликвоту деплетированного раствора над осадком и переносят в другую пробирку, где измеряют ее объем (V2) и гамма-активность (А2). Степень очистки исходного раствора ЖРО (в относительных процентах) вычисляют по формуле:

Р=100*(V2/V1)*(A1/A2)

Адсорбент, насыщенный радионуклидами, подвергают термической обработке и передают на хранение.

Пример 2. Осуществление заявляемого способа с применением суспензии иванюкита.

Из резервуара с ЖРО отбирают аликвоту ЖРО объемом 50 мл и переносят в стеклянный стакан. Измеряют рН, объем, гамма- и бета-активность ЖРО. Добавляют 50 мл суспензии иванюкита (адсорбент) и перемешивают. Измеряют объем (V1), гамма- и бета-активность (А1) полученной суспензии. Полученную суспензию в стакане отстаивают в течение 10-15 минут. По истечении этого времени суспензия в стакане должна расслоиться на достаточно плотный осадок и прозрачный раствор. Методом фильтрации или декантации отбирают аликвоту деплетированного раствора над осадком, переносят в другой стеклянный стакан. Измеряют объем (V2), гамма- и бета-активность (А2) раствора.

Степень очистки исходного раствора ЖРО (в относительных процентах) вычисляется по формуле:

Адсорбент, насыщенный радионуклидами, высушивают и передают на хранение.

Пример 3. Очистка малообъемных проб нерегламентных ЖРО-I от радионуклидов при помощи LHT-9.

Способ очистки ЖРО может включать нейтрализацию исходных кислых растворов ЖРО аммиаком до рН=5 или проводится без нейтрализации, тогда раствор имеет рН=3.

Исключение стадии нейтрализации из методики очистки существенно упрощает общую процедуру проведения экспериментов, сводит ее в результате к простому разбавлению исходных ЖРО-I, добавлению к полученному раствору аликвоты суспензии LHT-9 и фильтрованию раствора, очищенного от радионуклидов. Именно по такой сокращенной схеме проводили эксперимент по очистке от радионуклидов среднеобъемной пробы ЖРО-I. Отделение насыщенного извлекаемыми ионами адсорбента от фильтрата производили на бумажном фильтре. Объемы аликвот исходных ЖРО-I составляли от 1 до 10 мл. Концентрация LHT-9 в суспензии, добавлявшейся к ЖРО, составляла 4,3 г воздушно-сухого порошка LHT-9 на 100 мл суспензии.

Результаты эксперимента отражены в таблице 1.

Таблица 1 - Результаты лабораторных экспериментов по очистке малообъемных проб нерегламентных ЖРО-I от радионуклидов при помощи LHT-9

Примечание. K D = V ( C f C i ) m C f , где V - объем аликвоты раствора, мл; Cf - начальная активность раствора; Ci - остаточная активность раствора; m - масса адсорбента, г.

Как видно из таблицы, проводились измерения как общей мощности эффективной дозы гамма-излучения (преимущественно связанной с 152Eu), так и измерения активности 137Cs в исходных ЖРО и очищенных растворах, а также в адсорбенте после поглощения им радионуклидов. Поскольку химический и изотопный состав ЖРО в различных канистрах существенно различается, то были проведены эксперименты по очистке усредненного раствора, полученного смешиванием аликвот ЖРО из всех 12 канистр. Результаты этих экспериментов приведены в колонках 6 и 7 таблицы 1.

По результатам экспериментов можно сделать следующие выводы:

1. Адсорбент на основе слоистого титаната гидразина LHT-9 является эффективным поглотителем радионуклидов из исследованных ЖРО. Минимальная достигнутая остаточная активность ЖРО по усредненной пробе 6 после очистки составила 0.07%, при этом мощность эквивалентной дозы (МЭД) пробы ЖРО снизилась с 960 мкЗв/ч до 0.23 мкЗв/ч;

2. Эффективность очистки ЖРО, не подвергавшихся предварительной нейтрализации аммиаком, в целом выше, чем ЖРО, предварительно нейтрализованных аммиаком. Это особенно заметно при сравнении активностей усредненной ненейтрализованной пробы 6 и усредненной нейтрализованной пробы 7;

3. Высокие значения коэффициентов распределения KD свидетельствуют о том, что эффективная очистка исследованных ЖРО возможна при значительно меньших соотношениях адсорбент/ЖРО, чем те, которые использовались в проведенных экспериментах.

Пример 4.

На следующем этапе возникла задача определения минимальных соотношений LHT-9/ЖРО, необходимых для эффективной очистки ЖРО-I от радионуклидов. Для ее решения провели 6 дополнительных лабораторных экспериментов по очистке малообъемных проб ЖРО-I от радионуклидов.

В ходе экспериментов измеряют общую мощность эффективной дозы гамма-излучения (преимущественно связанной с 152Eu) и бета-активность высушенного адсорбента, насыщенного радионуклидами.

Таблица 2 - Результаты лабораторных экспериментов по очистке нерегламентных ЖРО-I от радионуклидов при различной степени их предварительного разбавления водой

Примечание. K D = V ( C f C i ) m C f , где V - объем аликвоты раствора, мл; Cf - начальная активность раствора; Ci - остаточная активность раствора; m - масса адсорбента, г.

По результатам экспериментов, сведенных в Таблице 2, можно сделать следующие выводы:

1. Для эффективной очистки ЖРО-I от радионуклидов можно использовать простое смешивание исходных неразбавленных ЖРО с суспензией LHT-9 (4,15 г воздушно-сухого адсорбента на 100 мл суспензии). Предварительное разбавление исходных ЖРО водой не требуется;

2. Относительная очистка ЖРО при одностадийной обработке суспензией LHT-9 в условиях проведенного лабораторного эксперимента составляет 60-130 раз по МЭД и в пределах колебаний измерений не зависит от объемного соотношения суспензия/ЖРО вплоть до соотношения суспензия/ЖРО=1,67;

3. Поскольку отделение очищенных ЖРО от насыщенного радионуклидами адсорбента производилось фильтрованием на бумажном фильтре, то колебания остаточной активности очищенных ЖРО могут быть связаны с проникновением наночастиц насыщенного радионуклидами адсорбента через поры фильтра в очищенный раствор ЖРО;

4. Полученные результаты позволяют ожидать эффективную очистку исследованных ЖРО до категории низкоактивных отходов (НАО) при соотношении суспензия/ЖРО=1,5.

Пример 5. Очистка среднеобъемной пробы ЖРО-I при помощи LHT-9.

Первая операция очистки. Исходные ЖРО-I представляют собой жидкость черного цвета, содержащую неопределенное количество взвеси твердых частиц и илистую фракцию. К одному литру ЖРО добавляют 1 литр адсорбента на основе LHT-9. Смесь ЖРО-I и адсорбента приобретает молочно-белый цвет. Процесс разделения фракций полученной смеси происходит очень медленно с выделением пузырьков газа на границе раздела осаждающегося илистого осадка и образующегося прозрачного раствора. Пузырьки газа захватывают частицы илистой массы и адсорбента, что приводит к повторному загрязнению очищенного раствора частицами адсорбента и ила и замедляет общий ход процесса разделения. В целом, процесс разделения занимает 22 часа. Через 22 часа смесь отчетливо разделилась на три фазы: прозрачный раствор-1 зеленого цвета; мутный промежуточный раствор светло-серого цвета; илистый осадок грязно-белого цвета. Илистый осадок после отделения прозрачного и промежуточного растворов высушивают под сушильной лампой.

Результаты измерения гамма-активности продуктов разделения смеси ЖРО и адсорбента приведены в Таблице 3.

Таблица 3 - МЭД гамма-излучения исходных ЖРО-I и продуктов разделения смеси ЖРО-I с адсорбентом на основе LHT-9.

Из нее следует, что при смешивании равных объемов (по одному литру) исходных неразбавленных ЖРО-I и адсорбента на основе LHT-9 происходит только 4-х кратная (или, с учетом разбавления, двукратная) очистка ЖРО от гамма-излучающих радионуклидов. Следовательно, необходима еще одна, вторая операция доочистки прозрачного раствора.

Вторая операция очистки. К 900 мл полученного прозрачного раствора добавляют 500 мл адсорбента на основе LHT-9. В этот раз адсорбент выпадает в осадок быстрее, и раствор над ним быстро стал прозрачным, образовался очень тонкий слой промежуточного раствора. Результаты измерения гамма-активности продуктов разделения смеси прозрачного раствора и адсорбента на основе LHT-9 после проведения второй операции очистки приведены в Таблице 4.

Таблица 4 - МЭД гамма-излучения продуктов второй операции разделения смеси ЖРО-I с адсорбентом на основе LHT-9.

По результатам экспериментов, приведенных в Таблицах 3 и 4, можно сделать следующие выводы:

1. Очистку исследованных ЖРО-I от гамма-излучающих радионуклидов до категории низкоактивных отходов (0.3 мЗв/ч) достигли двойным добавлением адсорбента к ЖРО; общее объемное соотношение составило 1,5 л суспензии адсорбента (около 70 г сухого LHT-9) на 1 л ЖРО-I. Предварительное разбавление исходных ЖРО-I водой не требуется;

2. Для достижения максимальной степени очистки ЖРО-I при опытно-технологических испытаниях может потребоваться операция центрифугирования образующегося радиоактивного адсорбента.

В результате проведения испытаний на среднем объеме неразбавленных ЖРО показано, что LHT-9 и иванюкит позволяют очищать соответственно ЖРО-I и ЖРО-2 до уровня 0.3-0.0 мЗв/ч на литр раствора, что соответствует категории низкоактивных или неактивных отходов по мощности амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения.

Вследствие чего одноактная очистка регламентных ЖРО реактора ВВЭР-типа при помощи иванюкита сразу переводит их в разряд низкоактивных или неактивных. Двойная же очистка нерегламентных ЖРО: вначале с использованием LHT-9, а затем доочистка ЖРО адсорбентом на основе иванюкита, может полностью решить проблему дезактивации и отверждения нерегламентных ЖРО различного химического состава.

Пример 6. Доочистка ЖРО-I при помощи иванюкита.

С целью доочистки прозрачного раствора-2, полученного в ходе очистки ЖРО-I при помощи адсорбента на основе LHT-9, от радионуклидов цезия и стронция к нему добавляют водную суспензия иванюкита (1 г иванюкита на 100 мл суспензии) в пропорции объемов суспензия/ЖРО=0,5. Образовавшаяся суспензия сразу разделяется на три слоя, различающихся величиной хлопьевидных частиц, которые достаточно быстро (за 10 мин) оседают, сформировав плотный осадок и прозрачный раствор.

Пример 7. Испытание водных суспензий иванюкита

При синтезе иванюкита образуется суспензия этого титаносиликата в маточном растворе - сильнощелочной (рН=14) жидкости, обогащенной ионами Na и Si. Эксперименты с модельными растворами солей Cs и Sr показывают, что эту суспензию можно использовать в качестве адсорбента, положительным моментом чего является отсутствие неизбежных потерь иванюкита в ходе его промывки и фильтрования. Тем не менее, преимущества использования частично декатионизированного иванюкита, образующегося при промывке изначальной высоконатриевой фазы водой, вполне очевидны, равно как недостатки насыщенного натрием и кремнием высокощелочного маточного раствора. Поэтому требуются дополнительные эксперименты по взаимодействию суспензии иванюкита в маточном растворе или дистиллированной воде (после 3-5-кратной промывки) с конкретными ЖРО. Для решения указанной задачи к 50 мл ЖРО-II добавляют равное по объему количество суспензии иванюкита в маточном растворе или дистиллированной воде. В последнем случае иванюкит предварительно 4 раза промывают в воде (четырехкратным объемом воды относительно исходного маточного раствора) для удаления маточного раствора и частичной декатионизации вследствие замены ионов натрия протонами. В обоих случаях концентрация иванюкита составляет 1 г в 100 мл суспензии.

Суспензия иванюкита в маточном растворе при взаимодействии с ЖРО-II образует хлопьевидный осадок, быстро (за 10 мин) опускающийся на дно стакана. Поскольку после декантации в прозрачном растворе присутствует некоторое количество хлопьев, он профильтровывается перед проведением дальнейших исследований.

Суспензия иванюкита в дистиллированной воде при взаимодействии с ЖРО-II дает мутный раствор с равномерно распределенными по всему объему мельчайшими частицами адсорбента. Процесс осаждения проходит чуть медленнее, чем в предыдущем случае. После декантации прозрачного раствора в нем также присутствуют крупинки иванюкита, поэтому перед проведением радиометрических измерений проводят фильтрование.

Результаты измерения гамма-активности продуктов взаимодействия обеих суспензий с ЖРО-II представлены в Таблице 5.

Таблица 5 - Результаты лабораторных экспериментов по очистке малообъемных проб ЖРО-II от радионуклидов при помощи иванюкитовых суспензий.

Из данной таблицы можно сделать несколько выводов:

1. Суспензия частично декатионизированного иванюкита в дистиллированной воде является более эффективным адсорбентом, чем суспензия высоконатриевого иванюкита в маточном растворе;

2. Использованный объем обеих суспензий данного состава не достаточен для полной очистки соответствующего объема ЖРО-II от радионуклидов.

Пример 8. Очистка среднеобъемной пробы регламентных ЖРО-II при помощи иванюкита

Очистку 300 мл ЖРО-II осуществляют при помощи суспензии частично декатионизированного иванюкита в дистиллированной воде в 2 операции. В ходе каждой из них к ЖРО добавляют равное по объему количество адсорбента, после выпадения осадка и декантации прозрачного раствора из него отбирают аликвоту 40 мл для проведения радиометрических измерений. Во время второй операции декантированный прозрачный раствор перед измерениями отфильтровывают от частиц иванюкита. Образовавшийся радиоактивный осадок Cs-Sr-замещенного иванюкита перед изучением выпаривают на металлической подложке. Результаты эксперимента представлены в таблице 6.

Таблица 6 - Результаты лабораторных экспериментов по очистке среднеобъемной пробы ЖРО-II от радионуклидов при помощи суспензии иванюкита в дистиллированной воде.

Из таблицы видно, что остаточная гамма-активность по 137Cs равна нулю, остаточная бета-активность по 90Sr - 3 Бк/л, что составляет 0 и 3.5×10-5 % от соответствующей исходной активности.

По результатам экспериментов можно сделать следующие выводы:

1. Для эффективной очистки регламентных ЖРО-II от гамма- и бета-активных радионуклидов можно использовать простое смешивание исходных неразбавленных ЖРО с суспензией иванюкита (1 г воздушно-сухого адсорбента на 100 мл суспензии);

2. Полученные результаты позволяют ожидать эффективную очистку исследованных ЖРО-II до категории НАО при соотношении суспензия/ЖРО=1,5-2 или 10-20 г иванюкита на 1 л ЖРО-II.

Спекание насыщенных радионуклидами титанатных (LHT-9) и титаносиликатных (иванюкит) адсорбентов следует проводить при температуре 700-1200°С с целью получения керамических таблеток для длительного хранения или использования в качестве радиоизотопных источников энергии.

LHT-9 и иванюкит можно получать из сравнительно дешевых продуктов переработки титансодержащих отходов горнорудных предприятий Мурманской области, что делает способ более доступным и сравнительно недорогим.

Из анализа всех приведенных примеров осуществления заявляемого способа видно, что заявляемый способ позволяет производить комплексную одностадийную очистку регламентных и нерегламентных ЖРО при помощи титанатных и титаносиликатных сорбентов в различных комбинациях с возможностью дальнейшего долговременного захоронения продуктов очистки в виде титанатных керамических матриц (таблеток).

Подтверждена высокая эффективность использования слоистого титаната гидразина LHT-9 для неселективной адсорбции радионуклидов (в основном 152Eu) из нерегламентных ультракислых ЖРО-I, которые образовались в результате работ по выгрузке отработавших частей реактора на жидкометаллическом теплоносителе атомной подводной лодки №910 проекта 705 (ЗАТО г. Островной, Мурманская область). Требуемое количество сухого LHT-9 составляет 40-100 г на 1 л ЖРО-I.

Подтверждена высокая эффективность иванюкита при переработке обогащенных радионуклидами цезия и стронция ЖРО-II водо-водяных реакторов. Требуемое количество сухого иванюкита составляет 10-20 г на 1 л ЖРО-II.

Оба адсорбента могут быть использованы в виде их водных суспензий с содержанием 40 г LHT-9 и 10 г иванюкита в 1 л суспензии), которые смешивают с ЖРО без какой-либо предварительной подготовки последних (разбавления, нейтрализации и т.п.).

1. Способ иммобилизации радионуклидов из жидких радиоактивных отходов (ЖРО), включающий сорбцию радионуклидов сорбентом, отличающийся тем, что в качестве сорбента используют слоистый титанат гидразина и/или синтетический титаносиликат иванюкит, в ЖРО добавляют сорбент, 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 ЖРО, от 10 до 20 г титаносиликата на 1 л ЖРО.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что титанат могут использовать в виде водной суспензии с содержанием 40 г на 1 л суспензии.

3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что титаносиликат могут использовать в виде водной суспензии с содержанием 10 г на 1 л суспензии.

4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что производят предварительную нейтрализацию исходных кислых растворов ЖРО.

5. Способ по п. 1, отличающийся тем, что перед термической обработкой осадка, насыщенного радионуклидами, производят его прессование или центрифугирование.

6. Способ по п. 1, отличающийся тем, что термическую обработку осадка, насыщенного радионуклидами, с получением керамической матрицы проводят при температурах от 700 до 1200°С.



 

Похожие патенты:

Заявленная группа изобретений относится к средствам переработки жидких радиоактивных отходов. В заявленном способе в загрязненную жидкость частично погружают один конец капиллярно-пористого элемента, на другом конце которого путем пропускания электрического тока создают зону выпаривания, с транспортировкой в нее загрязненной жидкости за счет капиллярных свойств пористого материала.
Изобретение относится к способу переработки жидких органических радиоактивных отходов и их изоляции от окружающей среды. В заявленном способе отверждение жидких органических отходов осуществляется путем их смешения с полимерным материалом и последующей обработкой.

Изобретение относится средствам охраны окружающей среды, а именно к способам переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), предусматривающим их иммобилизацию в кристаллический материал, и может быть использовано на предприятиях атомной энергетики и химико-металлургических производств.

Изобретение относится к области кондиционирования жидких радиоактивных отходов методом цементирования, а именно к составу для отверждения жидких радиоактивных отходов, состоящему из портландцемента и природной минеральной добавки.
Изобретение относится к алюмоборосиликатным стеклам для изоляции радиоактивных жидких эфлюентов средней активности. Предложен качественный и количественный состав алюмосиликатного стекла, стеклообразующая добавка для его получения и способ обработки радиоактивного жидкого эфлюента средней активности с использованием предложенной стеклообразующей добавки, приводящий к получению указанного алюмоборосиликатного стекла.
Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а именно к области переработки жидких радиоактивных или химических отходов и их изоляции от окружающей среды, и может быть использовано на стадии вывода АЭС из эксплуатации.

Изобретение относится к проблемам охраны окружающей среды, в частности к процессам кондиционирования методом цементирования жидких радиоактивных отходов (ЖРО), включая борсодержащие ЖРО.
Изобретение относится к радиохимической технологии переработки жидких высокоактивных отходов. Способ иммобилизации ВАО в пористую стеклокерамическую матрицу, получаемую путем вспенивания расплава утилизированного лампового стекла.
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 отверждению радиоактивных отходов, преимущественно жидких (ЖРО), в контейнерах для их хранения, транспортирования и захоронения. .

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к переработке жидких радиоактивных отходов, в частности кубовых остатков выпарных установок переработки трапных вод атомных электростанций.

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 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.
Наверх