Способ переработки отработанных радиоактивных ионообменных смол



Способ переработки отработанных радиоактивных ионообменных смол
Способ переработки отработанных радиоактивных ионообменных смол
Способ переработки отработанных радиоактивных ионообменных смол

 


Владельцы патента RU 2580949:

Российская Федерация в лице Государственной корпорации по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") (RU)
Акционерное общество "Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова" (АО "ОКБМ Африкантов") (RU)

Изобретение относится к средствам переработки жидких радиоактивных отходов, в частности ионообменных смол (ИОС), путем их включения в полимерную матрицу. Способ включает предварительную обработку радиоактивных отходов посредством сушки ИОС электромагнитным полем (ЭМП) сверхвысокочастотного (СВЧ) диапазона. После этого полученный твердый сыпучий продукт иммобилизуют в полимерном матричном материале на основе эпоксидно-диановой смолы в соотношении 1:1-6:1 об.%. Влажность ИОС после воздействия ЭМП СВЧ диапазона составляет менее 0,4%. Техническим результатом является уменьшение массы, объема и влажности РАО (ИОС), повышение степени наполнения полимерной матрицы по ИОС при переводе жидких радиоактивных отходов в твердые. 6 табл., 1 ил.

 

Изобретение относится к области переработки жидких радиоактивных отходов, в частности ионообменных смол (ИОС), путем их обработки электромагнитным полем (ЭМП) сверхвысокочастотного (СВЧ) диапазона и последующей иммобилизации в полимерной матрице.

Анализ имеющихся данных показывает, что в настоящее время отработанные ИОС не подвергаются какой-либо переработке и в виде пульп собираются и хранятся в соответствующих хранилищах в больших количествах. Суммарный объем пульпы отработанных ИОС, накопленных на российских АЭС, составляет около 30 тыс.м (В.Т. Сорокин, А.В. Демин, Н.А. Прохоров и др. Хранение отработавших ионообменных смол низкого и среднего уровня удельной активности в контейнерах типа НЗК без включения в матрицу// Ядерная и радиационная безопасность №4, 2009).

Целью переработки РАО, в т.ч. радиоактивных отработанных ионообменных смол, является сокращение их исходного объема, перевод их в устойчивую форму (СП 2.6.6.1168-02).

Отработанные ионообменные смолы относятся к жидким радиоактивным отходам, а содержание свободной влаги в объеме кондиционированного продукта (битумный компаунд) и содержание жидкости в упаковке отходов отправляемых на хранение не должно превышать 3%. (НП-019-2000, НП-020-2000), заключение сыпучих отходов в матрицу является обязательным условием (СП 2.6.6.1168-02).

Существуют различные технологии переработки отработанных ионообменных смол: цементирование, битумизация, термическая обработка, глубокая дезактивация (В.М. Гавриш, Н.П. Черникова, В.Г. Иванец. Обзор вариантов переработки отработанных ионообменных смол//Ядерная и радиационная безопасность №1(45).2010). Применяемые для отверждения РАО связующие можно разделить на три основные группы материалов: термопластичные (битум), неорганические (цемент), термореактивные (полимерные смолы).

Практически все методы отверждения имеют недостатки, в т.ч. при включении радиоактивных отходов в цемент и полимерные материалы, не решен вопрос максимального обезвоживания радиоактивных отходов, ввиду чего происходит увеличение объемов отходов в 1,5-2 раза (Обращение с радиоактивными отходами в России и странах развитой атомной энергетики: Сборник/ Под общ. ред. В.А. Василенко. - СПб.: ООО «НИЦ «Моринтех», 2005).

Одной из трудных задач обработки отходов АЭС оказалась задача подготовки ионообменных смол к захоронению (О.В. Старков, А.Н. Васильева. Радиоактивные отходы в ядерном топливном цикле - ГНЦ РФ-ФЭИ им. А.И. Лейпунского, Обнинск. 2006.)

Известен способ обращения и переработки отработанных ионообменных смол - способ центрифугирования, при котором обезвоженные центрифугированием ИОС размещаются (засыпаются) в контейнерах типа НЗК-150-1.5П (В.Т.Сорокин, А.В. Демин, Н.А. Прохоров и др. Хранение отработавших ионообменных смол низкого и среднего уровня удельной активности в контейнерах типа НЗК без включения в матрицу // Ядерная и радиационная безопасность №4, 2009). Способ центрифугирования имеет следующий недостаток: размещение обезвоженных с помощью центрифугирования ИОС в контейнере типа НЗК без инкорпорации в твердую матрицу не гарантирует повторного набухания ИОС, а следовательно, увеличения влажности, в т.ч. при возникновении аварийных ситуаций (разгерметизация контейнера, поступление воды).

Известен способ сушки ионообменных смол в виброкипящем слое с последующим их размещением в контейнере НЗК-150-1.5П (ИОС) (Т.П. Пастухов, А.П. Хомяков. Использование сушилки с виброкипящим слоем для сушки ионообменных смол атомных станций//Достижения в химии и химической технологии: Труды научной конференции. Екатеринбург: УрФУ, 2011). Данный способ имеет ряд недостатков: кипящий слой создается только при определенных скоростях газа и жидкости, которые не всегда являются оптимальными и не обеспечивают возможности обработки материала широкого гранулометрического состава, возможно увеличение влажности ИОС при возникновении аварийных ситуаций (разгерметизация контейнера, поступление воды).

Известен способ уменьшения массы отработанных ионообменных смол, включающий обработку ИОС окислителем (азотная кислота) в автоклаве при температуре 250°C (патент RU 2062517, кл. G21F 9/08, опубл. 20.06.1996). Способ имеет ряд недостатков: химическое разложение (окисление) связано с применением сильных кислот, что ставит повышенные требования к коррозионной стойкости конструкционных материалов и, кроме того, приводит к образованию вторичных жидких радиоактивных отходов, для очистки которых требуется дополнительная переработка, а создание установок переработки со сложным и дорогостоящим оборудованием является экономически невыгодным.

Известен способ переработки радиоактивных ИОС путем цементирования с предварительной термообработкой ИОС при 350-395°C, смешением образовавшегося смоло-масляного конденсата с твердым остатком ИОС и отверждением в глиноземистом цементе (Патент RU 2068208, кл. G21F 9/32, опубл. 20.10.1996). Способ имеет ряд недостатков: высокотемпературность процесса, необходимость сложной системы газоочистки, недостаточная степень наполнения цементных блоков по ИОС, недостаточная водостойкость конечного продукта.

Известен способ цементирования радиоактивных отходов в контейнере (патент RU 2315380, кл. G21F 9/00, опубл. 20.01.2008) и способ переработки радиоактивных отходов путем включения их в битум (патент SU 550040, кл. G21F 9/16, опубл. 15.05.1979). Способы отверждения имеют ряд недостатков: увеличивают объем вторичных отходов в несколько раз, а следовательно, увеличение затрат на хранение РАО, применяемая технология прямого цементирования увеличивает образование РАО за счет цементной матрицы в 6-10 раз, при этом в цементный компаунд включается лишь 10-15% отработанной ИОС, недостаточная прочность и водостойкость конечного продукта. При битумировании, образование РАО увеличивается в 3-5 раз за счет битумной матрицы, биологическая неустойчивость битумной матрицы и пожароопасность - битум горючая композиция - может стать взрывоопасным при введении в него большого количества окислителя и всевозможных катализаторов.

Известен способ сжигания радиоактивных ионообменных смол (патент RU 2114471, кл. G21F 9/32, опубл. 27.06.1998). Способ имеет ряд недостатков: наибольшую трудность при проведении процессов сжигания представляет улавливание радиоактивности, выбрасываемой в окружающую среду в виде аэрозолей, а также высокая токсичность и коррозионная агрессивность продуктов разложения углеводородной матрицы ионообменных смол, сложность аппаратурного оформления.

Ближайшим аналогом (прототипом) является способ иммобилизации долгоживущих радионуклидов основанный на включении ИОС в твердую матрицу путем их смешения с термопластичным материалом при температуре от 260°C до 280°C, с последующим добавлением углеродной ткани в соотношении (30-60%). Проводят прессование при температуре от 280°C до 320°C и избыточном давлении. Полученный композит нагревают до температуры 600°C-650°C в инертной среде или под вакуумом, проводя карбонизацию полуспеченного композита (патент RU 2340968, кл. G21F 9/28, опубл. 10.12.2008).

Недостатком известного способа является сложность процесса переработки за счет многостадийности, наличия операции прессования под избыточным давлением, высокотемпературность режимов, необходимость сложной системы газоочистки, сложность аппаратурного оформления, низкое массовое соотношение ИОС с термопластичным материалом (2:1-1:8). Все это в совокупности приводит к недостаточной эффективности данного способа иммобилизации.

Задачей настоящего изобретение является повышение технологичности процесса, снижение влажности, уменьшение массы и объема отработанных ИОС, повышение степени наполнения полимерной матрицы по ИОС.

Новизной предлагаемого способа по сравнению с прототипом является использование для сушки ИОС ЭМП СВЧ диапазона, что обеспечивает снижение влажности ИОС (менее 0,4%), и повышение степени наполнения полимерного компаунда ИОС (50,0-85,7%), уменьшение первоначальных объемов ИОС (в 1,28-2,85 раза), уменьшение первоначальной массы ИОС (в 1,37-5-2,89 раза), что не следует явным образом из уровня техники.

Преимуществом заявляемого способа является упрощение технологического цикла (многостадийности), снижение температуры процесса, высокое наполнение твердой матрицы (полимерной) ИОС, водостойкость и высокие прочностные характеристики конечного продукта, уменьшение первоначальной массы и объема ИОС (РАО).

Для достижения поставленной задачи отработанные ИОС отфильтровывают от избытка воды, подвергают воздействию (сушке) ЭМП СВЧ диапазона, образовавшийся сухой остаток ИОС иммобилизируют полимерным матричным материалом. В качестве полимерного матричного материала используется полимерная композиция на основе эпоксидно-диановой смолы. Соотношение иммобилизируемой (сухой) ИОС и полимерного матричного материала составляет 1:1-6:1 об.%.

Способ осуществляется следующим образом.

Радиоактивные ИОС отфильтровывают от избытка воды, при этом влажность получаемых после фильтации ИОС составляет 56,38-58,22%, и подтвергают воздействию (сушке) ЭМП СВЧ диапазона до уменьшения массы, объема и влажности.

Образовавшийся сухой остаток ИОС смешивают с полимерным матричным материалом на основе эпоксидно-диановой смолы в соотношении 1:1+6:1 до образования однородного компаунда, после перемешивания компаунд оставляют для затвердевания. После затвердевания на поверхность образовавшийся блок компаунда наносят полимерный матричный материал. При этом получают компаунд (композитный материал) со степенью наполнения 50,0-85,7% по ИОС, обладающий значительной прочностью, водостойкостью, высокой радиационной стойкостью, объем и масса образовавшегося компаунда меньше исходного объема и массы РАО (ИОС).

Образующийся композитный материал, размещенный в контейнере (бочке), помещают в конечную упаковку, например контейнер типа НЗК, обеспечивающую продолжительное и безопасное хранение РАО.

Данный способ максимально учитывает требования СП 2.6.6.1168-02 (СПОРО-2002), в т.ч. в части кондиционирования, являющейся одной из операций по изготовлению упаковки отходов, конечной целью которых является перевод РАО в форму, пригодную для транспортирования, хранения и захоронения, при котором заключение сыпучих отходов в матрицу является обязательным условием.

Экспериментально установлено, что вследствие воздействия ЭМП СВЧ диапазона на ИОС, происходит уменьшение объема в 1,28-2,85 раза (образцы: №№1-6 таблица 1, №№1-5 таблица 2, №№1-3 таблица 3) и массы ИОС в 1,37+2,89 раза (образцы: №№1-6 таблица 1, №№1-5 таблица 2, №№1-3 таблица 3), а содержание влаги (влажность) в конечном продукте составляет: <0,1+0,38% (образцы №№2-5 таблица 2, №№1-3 таблица 3), что позволяет провести инкорпорирование ИОС в полимерный матричный материал в соотношении 1:1+6:1 объемных %, при этом водопоглощение полимерного компаунда составляет 0,02-0,06 мг (0,02-0,6%) (образцы: №№1-3 таблица 4, механическая прочность полимерного компаунда составляет 9,5-115,0 МПа (образцы: №№1-5 таблица 5), радиационная стойкость (стойкость к радиационному старению) составила 1МГр (образцы №№1-3 таблица 6). Без дополнительного нанесения полимерного матричного материала на поверхность компаунда водопоглощение образцов значительно возрастает (образцы №№1-3 таблица 4).

В качестве ионообменного материала для эксперимента использовался следующий материал: АВ-17-8 по ГОСТ 20301-74 и КУ-2-8 чС по ГОСТ 20298-74.

Ионообменный материал для образцов: №№1-6 таблица 1, №№3, 4 таблица 2, №3 таблица 3, №№1-3 таблица 6 предварительно выдерживался в воде в течение 24 часов.

Ионообменный материал для образцов: №№1, 2, 5 таблица 2, №№1, 2 таблица 3 отобран из стандартной упаковки поставляемого материала.

Для отфильтровывания ИОС от избытка воды использовалась ткань по ГОСТ 20023.

Для СВЧ-сушки использовалась СВЧ-устройство мощностью 5 кВт с рабочей частотой (2450+50) МГц.

Для облучения образцов использовалась установка РХМ-у-20 с источником ионизирующего излучения - 60Со).

Примеры и результаты экспериментальных данных приведены в таблицах 1-6 и диаграмме 1.

Способ переработки отработанных радиоактивных ионообменных смол, включающий фильтрацию отработанных радиоактивных ионообменных смол от избытков воды, сушку и последующую инкорпорацию отработанных радиоактивных ионообменных смол в полимерную матрицу, отличающийся тем, что сушка производится с помощью электромагнитного поля сверхвысокочастотного диапазона, а полученный твердый сыпучий продукт инкорпорируют в полимерный матричный материал на основе эпоксидно-диановой смолы и олигомера диоксибензола в соотношении 1:1-6:1 об. %.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к способам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) реакторов ВВЭР-1000 с целью локализации трития, являющегося бета-активным излучающим нуклидом, на головных операциях переработки ОЯТ и может быть использовано в атомной энергетике при переработке ОЯТ ядерных реакторов.

Изобретение относится к способу переработки и утилизации металлических отходов, загрязненных радионуклидами. Способ включает фрагментацию отходов, контроль радиоактивной загрязненности фрагментов отходов с расчетом допустимого уровня, плавление в индукционной печи на воздухе с добавлением рафинирующих флюсов, наведение и удаление шлака, разливку металла в изложницы и контроль слитков металла.

Изобретение относится к технологии переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) для максимального сокращения их объемов и удаления радионуклидов с концентрированием их в твердой фазе.

Изобретение относится к обработке железосодержащих отходов атомной промышленности, произведенных в операциях декапирования загрязненных металлических поверхностей.

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 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.
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.

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.
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.

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.

Изобретение относится к области дезактивации оборудования, используемого при переработке облученного ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС). Способ дезактивации экстракционного оборудования путем его промывки раствором комплексона кислотного характера в разбавленной азотной кислоте заключается в том, что в многоступенчатый экстрактор или каскад экстракторов, работающий в режиме противоточной кислотной промывки, после полной реэкстракции и вытеснения радионуклидов вводят водный раствор комплексона или соли комплексона. Комплексон способен извлекаться раствором экстрагента и распределяется с органической фазой по экстрактору или каскаду экстракторов, вызывая переход в органическую фазу компонентов осадков или поверхностных пленок, накапливающихся в экстракторе, включая перетоки органической фазы. Далее радионуклиды вместе с комплексоном выводят из экстракционного каскада. Технический результат - дезактивация экстракционного оборудования без удаления экстрагента. 5 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к технологии радиационной обработки различных объектов и может быть использовано в области медицины, пищевой промышленности и обработки различных материалов. Блок радиационной обработки объектов пучком ускоренных электронов состоит из источника излучения (высокочастотного ускорителя электронов) с устройством развертки электронного пучка, зоны облучения и бункера радиационной защиты от тормозного излучения ускорителя и зоны облучения. Бункер включает в себя тоннель входа для подачи объектов обработки в зону облучения и тоннель выхода для вывода объектов из зоны облучения, конвейер входа для перемещения объектов обработки через зону облучения и конвейер выхода для перемещения объектов из зоны облучения. В блок радиационной обработки включены модуль входа объектов обработки и модуль выхода объектов обработки. Эти модули предназначены для радиационной защиты от тормозного излучения через каналы бункера и одновременно для транспортировки объектов облучения к местам загрузки-разгрузки конвейеров входа и выхода бункера. Модули входа и выхода состоят из корпуса радиационной защиты, реверсивной каретки и привода реверсивной каретки. Блоки радиационной обработки с одним источником излучения оборудованы транспортными системами, обеспечивающими облучение объектов обработки с двух противоположных сторон. Технический результат - повышение эффективности использования электронного пучка и степени радиационной защиты, уменьшение площади, занимаемой блоком радиационной защиты. 3 н. и 1 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к способу иммобилизации жидких содержащих тритий радиоактивных отходов. Способ заключается в отверждении жидких содержащих тритий радиоактивных отходов в устойчивой кристаллической матрице, получаемой путем обезвоживания кристаллогидрата соли металла, удаления кристаллизационной воды. При этом предусмотрено добавление к безводному кристаллогидрату жидких тритийсодержащих отходов в количестве (по жидкости), на 5-7% большем количества удаленной воды, и перемешивание до образования новых кристаллогидратов соли металла. В качестве кристаллогидрата соли металла используют железный, медный или цинковый купорос. После образования новых кристаллогидратов они измельчаются до фракций 1-1,5 мм и используются, далее, как наполнитель при приготовлении минеральных матриц (например, на основе солевых вяжущих). Техническим результатом является повышение экологической безопасности при длительном хранении жидких содержащих тритий радиоактивных отходов при одновременном повышении степени наполнения компаундов жидкими содержащими тритий радиоактивными отходами. 4 з.п. ф-лы, 4 пр.
Наверх