Реактор для окисления жидких радиоактивных отходов


 


Владельцы патента RU 2566815:

ЗАКРЫТОЕ АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО "Инженерный центр "Эксимер" (ЗАО "ИЦ "Эксимер") (RU)

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к обращению с жидкими радиоактивными отходами (ЖРО), и может быть использовано при переработке кубовых остатков (КО) выпарных аппаратов установок переработки трапных вод атомных электростанций (АЭС). Ультрафиолетовый реактор выполнен в виде цилиндра, в котором установлена ультрафиолетовая полая лампа, окруженная полостью для отходов. Внутренняя полость УФ лампы сообщена по потоку с верхней частью емкости через осушитель с помощью газового насоса и с нижней частью емкости через насадку. Полость для отходов сообщена по потоку с нижней частью емкости с помощью жидкостного насоса и с верхней частью емкости через распылитель, установленный над поверхностью жидких отходов. При этом устройство для инжектирования воздуха установлено на линии сообщения нижней части емкости и полости для отходов. Технический результат - повышение производительности реактора. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

 

Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, вопросов обращения с жидкими радиоактивными отходами (ЖРО) и может быть использовано при переработке кубовых остатков (КО) выпарных аппаратов установок переработки трапных вод атомных электростанций (АЭС).

Известен способ разрушения органических комплексов 60Co, реализующий установку, в которой проводится озонирование кубового остатка (патент РФ №2268513, G21F 9/06, G21F 9/20, опубл. 20.01.2006).

Недостатком озонирования являются: невысокая эффективность выделения в шлам активированных продуктов коррозии, обусловленная неспособностью озона разрушить оксалаты переходных металлов и полифосфатные комплексы; опасность использования озона, поскольку он относится к сильнодействующим веществам и его концентрация в воздухе не должна превышать 0,1 мг/м3, а также высокая себестоимость, обусловленная высоким расходом реагента (10 кг озона на 1 м3 кубового остатка) и электроэнергии.

Известен способ, в котором в реакторе окисления вместо озона предлагается использовать другие кислородсодержащие окислители: например пероксид водорода, перманганат калия, персульфат натрия или аммония в виде растворов, а также кислород. В данном патенте первоначально проводят очистку от цезия перед разложением органических комплексов кобальта. Указывают, что процесс окисления КО должен проводиться при повышенных температурах и давлении выше давления насыщенного пара жидкости для этой температуры. Приводится пример очистки кубового остатка с использованием 30% перекиси водорода в качестве окислителя. Сущность описанного способа заключается в том, что кубовый остаток жидких радиоактивных отходов окисляют, а затем удаляют активированные продукты коррозии фильтрацией. При температуре процесса 200°C и давлении 6 МПа радиоактивность по 60Co была снижена до 160 Бк/л (WO/2007/123436).

Системы, реализующие этот способ, являются сложными и недостаточно эффективными, так как необходимо поддерживать высокую температуру и повышенное давление. При таких жестких условиях проведения процесса значительная часть активированных продуктов коррозии отлагается на стенках оборудования, а не на шламах, которые можно было бы отделить фильтрованием. При отложении радионуклидов на стенках оборудования вывести их можно только промывкой дезактивирующими растворами с переводом вновь в растворенное состояние, т.е. вернуть в исходное положение, что существенно снижает эффективность процесса.

Наиболее близким к предлагаемому решению является способ очистки кубовых остатков жидких радиоактивных отходов от радиоактивного кобальта и цезия путем окисления кубового остатка и выделения активированных продуктов коррозии фильтрацией, в котором в кубовый остаток дозируют перекись водорода и пропускают его многократно в режиме циркуляции через трубчатый реактор, воздействуя на кубовый остаток жестким ультрафиолетовым излучением, процесс ведут при значении pH раствора 7-10 и температуре 45-98°C, после отделения микрофильтрацией шлама, содержащего радиоактивный кобальт, железо, марганец, в фильтрат одновременно вводят растворы диэтилдитиокарбаматов щелочных металлов и солей переходных металлов при тех же значениях pH и температуры, с последующим выделением микрофильтрацией образовавшегося осадка диэтилдитиокарбаматов переходных металлов с радиоактивным кобальтом, а радиоактивный цезий выводят на ионоселективных сорбентах ступенчато противоточным методом с удалением отработавших сорбентов микрофильтрацией совместно с диэтилдитиокарбаматом кобальта. В разработанной технологии на первой стадии кубовый остаток подвергают окислению в установке, работающей в режиме циркуляции по замкнутому контуру: емкостьнасосУФ-реакторемкость, при температуре 45-98°C, воздействию ультрафиолетовым излучением ксеноновых ламп. Кроме того, проводят дозированное введение перекиси водорода, инжектирование сжатого воздуха и обогащенного кислородом воздуха из емкости.

Недостатком данных систем является неполное использование потенциальных возможностей процесса окисления при помощи перекиси водорода и ультрафиолетового излучения.

В основу изобретения положена задача создания реактора для окисления жидких радиоактивных отходов, характеризуемого повышенной производительностью за счет более эффективного использования одновременного воздействия на кубовый остаток перекиси водорода и ультрафиолетового излучения совместно с озоном, вырабатываемым ультрафиолетовой ксеноновой лампой.

Решение поставленной задачи обеспечивается тем, что в реакторе для окисления жидких радиоактивных отходов, включающем емкость, насос, ультрафиолетовый реактор, устройства дозированного введения перекиси водорода и инжектирования сжатого воздуха, ультрафиолетовый реактор выполнен в виде цилиндра, в котором установлена ультрафиолетовая полая лампа, окруженная полостью для отходов, при этом внутренняя полость УФ лампы сообщена по потоку с верхней частью емкости через осушитель с помощью газового насоса и с нижней частью емкости через насадку, а полость для отходов сообщена по потоку с нижней частью емкости с помощью жидкостного насоса и с верхней частью емкости через распылитель, установленный над поверхностью жидких отходов. При этом устройство для инжектирования воздуха может быть установлено на линии сообщения нижней части емкости и полости для отходов.

В предлагаемом решении наличие УФ реактора с полой УФ лампой обеспечивает возможность организовать 2 системы циркуляции с двумя противоположно направленными потоками - газовым (с кислородом, озоном) и потоком жидких радиоактивных отходов, что приводит к усилению проходящих реакций и увеличению производительности (скорости) процесса окисления. Воздействие УФ на поток отходов обеспечивается за счет наличия полости вокруг УФ лампы, что также повышает производительность (скорость) окисления отходов. Использование избыточного кислорода, полученного в емкости в результате реакции разложения перекиси водорода, и направление его через осушитель в центральную полость УФ лампы дает возможность получить дополнительный озон и направить полученную смесь озона с воздухом и кислородом обратно в емкость с жидкими отходами, что также приводит к увеличению скорости окисления. Распылитель обеспечивает увеличение скорости окисления за счет увеличения площади поверхности взаимодействия встречных потоков отходов и озона. Скорость реакции окисления при этих условиях возрастает более чем вдвое.

Изобретение поясняется фиг. 1, на которой приведена схема реактора окисления.

Реактор для окисления жидких радиоактивных отходов содержит емкость 1, ультрафиолетовый реактор 2, устройства дозированного введение перекиси водорода 3 и инжектирования сжатого воздуха 4. Ультрафиолетовый реактор 2 выполнен в виде цилиндра, в котором установлена ультрафиолетовая полая лампа 5, снабженная внутренней центральной полостью 6 и окруженная полостью для отходов 7. Внутренняя полость УФ лампы 5 соединена трубками 8 с верхней частью емкости 1 через осушитель 9 с помощью газового насоса 11 и с нижней частью емкости 1 - через насадку 10. Полость для отходов 7 соединена трубкой 12 с нижней частью емкости 1 с помощью жидкостного насоса 13 и с верхней частью емкости 1 с помощью трубки 15 - через распылитель 16, установленный над поверхностью жидких отходов.

Устройство работает следующим образом.

В емкость 1 подаются жидкие радиоактивные отходы и перекись водорода из устройства дозированного введения 3. В верхней части емкости 1 появляются и накапливаются газообразные продукты реакций, происходящих в емкости

2H2O2→2H2O+O2

Me(COO)2+H2O2→Me(OH)2+2CO2↑,

в том числе кислород и углекислый газ.

При прохождении через осушитель 9 остается воздушный поток, обогащенный кислородом, который поступает в центральную полость 6 УФ лампы 5, где кислород преобразуется в озон. Насос 11 подает эту воздушную обогащенную смесь через насадку 10 в нижнюю часть емкости 1, где озон начинает взаимодействовать с жидкими радиоактивными отходами. В свою очередь жидкие радиоактивные отходы подаются из нижней части емкости 1 с помощью жидкостного насоса 13 совместно с подаваемым через устройство инжектирования сжатым воздухом 4 во внешнюю полость УФ реактора 2, где также подвергаются воздействию ультрафиолета. Далее они по трубке 15 подаются в распылитель, установленный в верхней части емкости 1 над поверхностью жидких радиоактивных отходов, где дополнительно окисляются встречным потоком озона и кислорода воздуха.

Таким образом, предлагаемое устройство имеет следующие преимущества по сравнению с аналогами:

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.

1. Реактор для окисления жидких радиоактивных отходов, включающий емкость, насос, ультрафиолетовый реактор, устройства дозированного введение перекиси водорода и инжектирования сжатого воздуха, отличающийся тем, что ультрафиолетовый реактор выполнен в виде цилиндра, в котором установлена ультрафиолетовая полая лампа, окруженная полостью для отходов, при этом внутренняя полость УФ лампы сообщена по потоку с верхней частью емкости через осушитель с помощью газового насоса и с нижней частью емкости через насадку, а полость для отходов сообщена по потоку с нижней частью емкости с помощью жидкостного насоса и с верхней частью емкости через распылитель, установленный над поверхностью жидких отходов.

2. Реактор по п. 1, отличающийся тем, что устройство для инжектирования воздуха установлено на линии сообщения нижней части емкости и полости для отходов.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к охране окружающей среды и может найти применение для дезактивации металлических поверхностей радиоактивных отходов. Установка включает токоподвод к обрабатываемой поверхности, соединенный с источником тока, емкость для электролита, насос, сборник электролита.

Изобретение предназначено для комплексной очистки почвогрунтов, загрязненных ртутью (амальгамой) или/и радионуклидами. Способ очистки почвогрунта от загрязнений включает приготовление пульпы путем перемешивания почвогрунта с водой на месте отбора почвогрунта с отделением фракции с размером фрагментов более 100 мм в модуле приготовления пульпы, дезинтеграцию пульпы и почвенных агрегатов в модуле дезинтеграции с выделением растительных остатков и фракции с размером фрагментов более 10 мм.
Изобретение относится к средствам иммобилизации высокоактивных отходов от переработки отработанного ядерного топлива в керамические материалы с последующим захоронением в геологических формациях.

Изобретение относится к способу очистки жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Заявленный способ предусматривает дозированное введение в кубовый остаток ЖРО перекиси водорода, обработку кубового остатка УФ-излучением ксеноновой лампы, микрофильтрацию с отделением шлама, содержащего радиоактивный кобальт, железо, марганец, и сорбцию для удаления радиоактивного цезия.

Изобретение относится к сельскому хозяйству и защите окружающей среды, в частности к средствам для дезактивации почв, зараженных радиоактивными элементами. Средство для дезактивации почв, зараженных радиоактивными элементами, содержит в своем составе поли-N,N-диалкил-3,4-диметиленпирролидиний галогенид общей формулы в которой R1 и R2 означают независимо друг от друга линейный или разветвленный алкил с 1-6 атомами углерода и X означает фтор, хлор, бром, йод или тетрафторборат, причем средняя молекулярная масса полимера составляет от 75000 до 100000 г/моль.

Изобретение относится к области утилизации органических отходов, содержащих соединения урана-235 (спецодежда, пластикат, фильтры и пр.). Отходы измельчают, подают дискретно в бункер, затем - в первый шлюзовой питатель.

Изобретение относится к средствам электрохимической дезактивации и может быть использовано для проведения глубокой дезактивации радиоактивно загрязненного металла на атомных электростанциях и других предприятиях атомной энергетики и промышленности.

Изобретение относится к средствам переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), а именно к переработке аммиаксодержащих жидких радиоактивных отходов. Заявленный способ снижения концентрации аммиака в жидких радиоактивных отходах включает выпаривание радиоактивных отходов в щелочном режиме и вторичное выпаривание образовавшегося конденсата в кислотном режиме в присутствии нитрита.

Изобретение относится к способу удаления прочнофиксированных радиоактивных загрязнений с конструкционных материалов. В заявленном способе дезактивирующий раствор готовят непосредственно на загрязненной поверхности, для чего на нее сначала наносят слой концентрированной серной кислоты с содержанием основного вещества не менее 92%, затем накладывают листовой пористый материал, смоченный в растворах дезактивирующего реагента, выдерживают его, затем удаляют, а поверхность промывают водой.

Изобретение относится к атомной промышленности, а более конкретно к реабилитации окружающей среды при выводе из эксплуатации и ликвидации бассейнов с радиоактивными донными отложениями.

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано для дезактивации радиоактивных отходов, загрязненного оборудования и конструкционных элементов на атомных электрических станциях. Способ включает облучение радиоактивных отходов рентгеновским излучением в изолированном объеме, внутренняя поверхность которого экранирована свинцом, поглощающим γ-излучение, при этом радиоактивные отходы облучают посредством импульсных рентгеновских аппаратов, расположенных в изолированном объеме, которые излучают пачки рентгеновских фотонов высокой плотности, около 1018 фотонов/с, при этом используют частоты поглощающего спектра, соответствующие составу атомов дезактивируемых радиоактивных отходов, при этом активированный экранирующий материал периодически заменяют на новый, закладывая в хранилища отработанный и используя естественную его дезактивацию. Изобретение обеспечивает простую, ускоренную, эффективную и экологически чистую дезактивацию радиоактивных отходов, а также возврат в повторное использование высокоценных материалов. 2 ил.

Изобретение относится к атомной промышленности в части переработки радиоактивных отходов, а именно к устройствам для освобождения емкостей-хранилищ от радиоактивных осадков. Устройство содержит оголовок, присоединенный к приводу с возвратно-поступательным движением, подшипниковую опору, смонтированную на фланце, и установленный на оголовке зажим. К оголовку присоединена штанга, к которой шарнирно присоединены две консоли, расположенные под углом друг к другу и присоединенные посредством канатов к рукояткам, расположенным в пазах, выполненных в штанге. Консоли выполнены в виде пластин, а рукоятки расположены на высоте, превышающей высоту защитного перекрытия емкости. Угол между пластинами составляет 90-120°. В вариантах исполнения в качестве привода с возвратно-поступательным движением используется грузоподъемное устройство, а в качестве привода поворота - ручной привод. Технический результат - сокращение удельных затрат рабочей жидкости на единицу удаляемого осадка за счет его сбора и перемешивания в области всасывающего патрубка насоса. 4 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к средствам локализации радиоактивных отходов, в частности донных отложений, загрязненных радионуклидами. Заявленный способ кондиционирования донных отложений включает их смешение с веществом, обеспечивающим их заключение в керамическую матрицу (калий-магний-фосфатную матрицу), и выдержку до окончания схватывания. Смешение матричных материалов проводят последовательно с суспензией, содержащий донные отложения. При этом в качестве вещества, обеспечивающего заключение донных отложений в форму керамической матрицы используют такие компоненты, как дигидрофосфат калия, оксид магния и воду, а также замедлитель при следующем соотношении компонентов: KH2PO4:Н2О:Fe(NO3):донное отложение:(MgO:Н2О)=3:0,6:0,04:1,5:2,4. В качестве замедлителя используется Fe(NO3)·9H2O в соотношении дигидрофосфат калия замедлитель 25:1. После заполнения контейнера проводят вибрационное воздействие на смесь до выравнивания температуры по объему контейнера. Техническим результатом является отсутствие повышения скорости выщелачивания радионуклидов из керамической матрицы после длительного пребывания в воде, что обеспечивает экологическую безопасность при долговременном хранении отходов. 2 з.п. ф-лы, 1 ил., 2 табл.
Изобретение относится к способам обращения с радиоактивными отходами, в частности к способам фиксации пульпы путем засыпки грунтом. Способ включает разделение бассейна дамбой, достигающей его дна, на участки с пониженной и повышенной толщинами донных отложений (ТДО) и, соответственно, их активностью. На участке с пониженной ТДО перед ледоставом перекачивают декантат до превышения глубиной промерзания суммарной ТДО и защитного слоя декантата над ними, а при достижении льдом дна бассейна засыпают участок наталкиванием на лед грунта. На участке с повышенной ТДО, разделенном поперечными дамбами на ячейки, в которых глубина промерзания после выдачи декантата не достигла дна бассейна, перед таянием на лед ячеек принимают защитный слой воды, а перед следующим ледоставом вновь откачивают декантат из ячеек до превышения глубиной промерзания суммарной ТДО и защитного слоя декантата над ними. Фиксацию пульпы проводят аналогично ее фиксации на участке с пониженной ТДО. Технический результат - уменьшение высоты капиллярного подъема пульпы в насыпанном грунте за счет повышения ее плотности при выделении из донных отложений связанной воды промораживанием. 2 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к атомной энергетике и предназначено для сухого хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) реакторов РБМК-1000 и ВВЭР-1000. Хранилище содержит камеру хранения с монолитными железобетонными защитными стенами, в которой гнезда установлены между ее верхним и нижним перекрытиями. Гнезда снабжены защитными пробками, устанавливаемыми в гнезда на сварке после загрузки двух пеналов и снабженными пробоотборными трубками, соединяющими через запорный клапан внутреннюю полость гнезда с обслуживаемой зоной. Камера хранения снабжена оборудованием, обеспечивающим дистанционную загрузку пеналов с ОЯТ в гнезда хранения и установку в них защитных пробок. Система естественной вентиляции содержит установленные в нижнем перекрытии камеры закладные трубы, соединяющие камеру с подкамерным пространством, соединенным, в свою очередь, с воздухозаборными устройствами. Верхняя часть камеры соединена вытяжными каналами с выхлопными трубами, расположенными на крыше камеры. Технический результат - герметичность гнезда, возможность контроля как его герметичности, так и герметичности пеналов с ОЯТ в процессе хранения, повышение естественной тяги в хранилище. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.
Заявленное изобретение относится к способу контроля безопасности мест приповерхностного захоронения радиоактивных отходов, содержащих в опасной концентрации радионуклиды с периодом полураспада T½ не более 30 лет. В заявленном способе экспериментально определяют предельное время функционирование вмещающих могильник РАО грунтов как естественного геохимического барьера. Затем вычисляют продолжительность периода между указанным временем и сроком потенциальной опасности изолируемых радионуклидов. При этом в случае подтвержденного результатами фактических измерений отсутствия в течение этого периода выхода опасной концентрации радионуклидов за периметр ближней зоны могильника считают его безопасность фактически подтвержденной, а задачу радиоэкологического мониторинга - выполненной. Техническим результатом является исключение вероятности выхода радионуклидов в опасной концентрации за пределы санитарно-защитной зоны. 1 з.п. ф-лы.
Изобретение относится к области атомной техники и может быть использовано для длительного контролируемого хранения кюрия с целью последующего сжигания в специальных реакторах либо дальнейшего использования в качестве стартового материала для получения тяжелых изотопов кюрия и калифорния. Способ изготовления композиции для длительного хранения кюрия включает получение смеси кюрия с алюминиевым порошком, причем смесь кюрия с алюминиевым порошком получают добавлением раствора кюрия в азотной кислоте к алюминиевому порошку, перемешиванием и прокаливанием смеси до получения оксидных покрытий кюрия на поверхности алюминиевого порошка. Изобретение обеспечивает надежное и длительное контролируемое хранение выделенной фракции кюрия.

Изобретение относится к способу дезактивации графита, для удаления трития, углерода-14 и хлора-36. Способ включает нагрев печи обжига до температуры 800-2000°С, введение в печь обжига графита, загрязнённого радионуклидами, введение в печь обжига инертного газа, введение в печь обжига восстанавливающего газа и удаление переведенных в газовую фазу радионуклидов из печи обжига, при этом количество вводимого восстанавливающего газа находится в диапазоне от 2 до 20 % от общего количества вводимого в печь обжига газа. Изобретение обеспечивает эффективную дезактивацию графита, без газификации основной массы графита, и позволяет удалять практически весь углерод-14. 12 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к обработке железосодержащих отходов атомной промышленности, произведенных в операциях декапирования загрязненных металлических поверхностей. Способ кондиционирования отходов включает стадии: растворения загрязненных поверхностей фосфорной кислотой, окисления ионов железа, увеличения pH раствора, отделения осажденных солей от жидкой фазы, термообработки стеклованием смеси осажденных твердых веществ. Технический результат - минимизация объемов жидких фаз, подлежащих обработке, и рециркуляция побочных продуктов. 12 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к технологии переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) для максимального сокращения их объемов и удаления радионуклидов с концентрированием их в твердой фазе. Заявленный способ включает окисление отходов, отделение от жидкой фазы шламов, коллоидов и взвешенных частиц и удаление из жидкой фазы радионуклидов для последующей утилизации с применением селективных сорбентов и фильтров. При этом перед стадией отделения от жидкой фазы радиоактивных отходов шламов, коллоидов и взвешенных частиц добавляют в жидкие отходы при перемешивании селективные сорбенты в виде порошков, затем полученную суспензию фильтруют, прокачивая через, по крайней мере, одну емкость, предназначенную для утилизации отходов и снабженную на выходе, по крайней мере, одним фильтрующим элементом. После этого фильтрат пропускают, по крайней мере, через одну емкость, предназначенную для утилизации отходов, с гранулированными селективными сорбентами, при этом указанные емкости помещены в бетонные блоки. Техническим результатом является повышение радиационной защиты обслуживающего персонала в процессе производства, а именно: снижение дозовой нагрузки на персонал во время переработки ЖРО, упрощение технологического процесса, получение в процессе переработки ЖРО конечного продукта (блока), безопасного для перемещения и использования и не требующего специальных мер радиационной безопасности. 9 з.п. ф-лы, 1 ил.
Наверх