Способ дезактивации экстракционного оборудования

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 области дезактивации оборудования, используемого при переработке облученного ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС).

Экстракция с использованием разбавленного трибутилфосфата (ТБФ) является в настоящее время основным способом разделения радионуклидов при переработке ОЯТ АЭС. Инертным разбавителем ТБФ обычно являются различные смеси алифатических углеводородов С11-C15. Основным продуктом радиолиза экстрагента является дибутилфосфорная кислота (ДБФК), накопление которой в оборотном экстрагенте может достигать 0,2-0,5 г/л, после чего она легко удаляется из оборотного экстрагента при его внутрицикловой регенерации с использованием карбонатных растворов [Переработка ядерного горючего. Ред. С. Столер и Р. Ричарде. Атомиздат. М. 1964. с. 184-230], в том числе растворов бикарбонатов одновалентных сильных оснований, в частности бикарбоната натрия, тетраэтиламина или гуанидина, или же устойчивых к нагреванию растворов карбонатов одновалентных слабых оснований или смеси карбонатов и бикарбонатов одновалентных слабых оснований, таких как гидразин или метиламин [патент RU №2473144, опубл. 20.01.2013, бюл. №2].

Периодически экстракционную переработку приостанавливают для проведения планово-предупредительного ремонта. Перед проведением ремонтных действий оборудование подвергают дезактивации для удаления с его внутренних поверхностей радиоактивных загрязнений. Некоторые радионуклиды, в частности плутоний, сорбируются на поверхностях аппаратуры, и для их удаления требуется значительные количества дезактивирующих растворов. Во внештатных ситуациях в экстракторах возможно образование осадков, причем как в водной, так и в органической фазах [Мелентьев А.Б., Машкин А.Н., Мишарин В.А., Бирюкова М.А., Ананьев А.В., Шилов В.П., Герман К.Э., Тананаев И.Г. // Вопросы радиационной безопасности, 2011, №1, с. 51-66]. Эти осадки препятствуют транспортировке фаз в экстракторе, а также ухудшают гидродинамические характеристики системы, что негативно отражается на производстве продукции. Удаление таких осадков возможно только путем опорожнения ступеней экстрактора с последующей размывкой осадков. Однако особую сложность представляет собой удаление осадков в перетоках органической фазы экстракторов, поскольку уровень налива водных дезактивирующих растворов оказывается ниже уровня жидкости в этих перетоках.

Широко распространен способ дезактивации оборудования, который заключается в последовательной или попеременной промывке поверхностей горячими щелочным и кислым растворами комплексонов, а именно щелочным раствором перманганата калия (20-40 г/л NaOH + 2-10 г/л КМnС4) и щавелевой кислоты в разбавленной азотной кислоте (5- 15 г/л Н2С2О4 + 60-120 г/л HNO3) [Ампелогова Н.И., Симановский Ю.М., Трапезников А.А. / Дезактивация в ядерной энергетике // М. - Энергоатомиздат, 1982. - 256 с.]. Промывка осуществляется путем заполнения и опорожнения емкостей без подачи экстрагента. Этот способ принят за прототип.

Недостатком данного способа является необходимость предварительного опорожнения экстракционного оборудования с последующим разделением водной и органической фаз в статических условиях. Кроме того, проведение дезактивации в однофазном режиме (то есть в отсутствие экстрагента) с применением упомянутых выше водных растворов не позволяет провести дезактивацию перетоков легкой (органической) фазы.

Предлагаемым способом решается задача полной дезактивации экстракционного оборудования без удаления экстрагента.

Для достижения указанного технического эффекта в многоступенчатый экстрактор или каскад экстракторов в регенерированный оборотный экстрагент вводят в виде водной фазы комплексон кислотного характера или его соль, распределяющийся между водной и органической фазами в кислой среде и образующий прочные комплексные соединения с радионуклидами, определяющими загрязнение оборудования, и продолжают работу экстрактора в противоточном режиме. Такими комплексонами могут являться дибутилфосфорная кислота или аналогичные по свойствам фосфорорганические кислоты, а также их комплексы с цирконием с соотношением комплексон:Zr≥6. Такие реагенты способны растворять осадки в экстракторе. Комплексон вводят в каскад до завершения очистки; при этом он непрерывно выводится из него на операции карбонатной регенерации оборотного экстрагента.

Способ осуществляется следующим образом.

В многоступенчатый экстрактор или каскад экстракторов, представляющих собой замкнутый по экстрагенту цикл, работающий в режиме противоточной кислотной промывки, после полной реэкстракции и вытеснения радионуклидов, вводят водный или органический раствор водорастворимого комплексообразователя, способного извлекаться раствором экстрагента и распределяющегося 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.

Комплексонами являются дибутилфосфорная или аналогичные по свойствам фосфорорганические кислоты, а также их комплексы с цирконием с соотношением комплексон:Zr≥6 поскольку цирконий в указанных пределах резко усиливает экстракционные свойств этих кислот [Патент RU №2249266, опубл. 27.03.2005, бюл. №9]. При этом раствор комплексона вводят в присутствии азотной кислоты или при одновременном подкислении водного раствора, причем концентрат комплексона может вводиться в виде раствора его соли.

Растворенные в процессе дезактивации радионуклиды вместе с комплексоном выводят на локализацию в блоке карбонатно-щелочной регенерации оборотного экстрагента, проводимой в том числе при использовании для регенерации азотсодержащего реагента с разрушаемым катионом.

Раствор комплексона вводят либо при кислотной промывке оборотного экстрагента после его карбонатно-щелочной регенерации (если такого рода дезактивации подвергают все ступени всех блоков каскада), либо вводят в 1-ю или 2-ю ступень (по ходу экстрагента) блока, подлежащего преимущественной отмывке, и далее по главному ходу экстрагента без зон дополнительной экстракции. Раствор нитрата циркония вводят в ступень ввода раствора комплексона, либо в одну из последующих по ходу экстрагента.

Существо способа иллюстрируется чертежом, на котором представлена типовая схема Пурекс-процесса с обозначением точек ввода дезактивирующего реагента, технологической схемой (см. фиг.).

Пример

На схеме представлен первый экстракционный цикл производства по переработке ОЯТ АЭС, смонтированный из блоков лабораторных смесителей-отстойников с объемом каждой ступени 120 мл. В ходе эксплуатации пропускная способность головного экстрактора снизилась вследствие зарастания перетоков органической фазы вторичными осадками. Процесс был переведен в режим минимальной производительности. Была прекращена подача исходного раствора, и по этой линии подавали 1,5 моль/л HNO3; остальные продукты технологической схемы подавали без изменений. Через 12 ч работы в режиме вытеснения металлов в выходящих из блока продуктах содержание урана оказалось менее 50 мг/л, и по линиям подачи реагентов стали подавать растворы слабой азотной кислоты. Мощность экспозиционной дозы вплотную от блока составляла 150 мЗв/час. После этой обработки в экстрактор подкисления регенерированного оборотного экстрагента стали вводить раствор 1 моль/л аммонийной соли ДБФК из расчета 0,02 моль/л ДБФК в оборотном экстрагенте, а через 3 ч с в первую ступень головного экстрактора начали вводить нитрат циркония из расчета 0,001 моль/л в оборотном экстрагенте. В таком режиме - дезактивации с комплексоном - цикл проработал еще 16 ч, после чего каскад вывели на номинальной режим и отключили подачу ДБФК и нитрата циркония. За время промывки блока в режиме дезактивации с комплексоном из него было вытеснено 30 г урана и 3 г плутония, мощность экспозиционной дозы снизилась до 6 мЗв/час. Через 12 ч работы в режиме вытеснения следов комплексона (то есть без подачи исходного раствора восстановили переработку ОЯТ АЭС в обычном режиме. Суммарная длительность дезактивации составила 40 часов.

1. Способ дезактивации экстракционного оборудования, включающий его промывку раствором комплексона кислотного характера в разбавленной азотной кислоте, отличающийся тем, что в многоступенчатый экстрактор или каскад экстракторов, работающий в режиме противоточной кислотной промывки, после полной реэкстракции и вытеснения радионуклидов, вводят водный раствор комплексона, способного извлекаться раствором экстрагента и распределяющегося 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, с последующим выведением радионуклидов вместе с комплексоном из экстракционного каскада.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что комплексоном является дибутилфосфорная кислота, а также ее комплексы с цирконием при соотношении комплексон:Zr≥6, в том числе получаемые непосредственно в экстракционном каскаде при введении в него раствора нитрата циркония.

3. Способ по п. 2, отличающийся тем, что концентрированный раствор комплексона вводят в виде аммиачного или щелочного водного раствора при одновременном подкислении водного раствора или в присутствии азотной кислоты.

4. Способ по п. 2, отличающийся тем, что растворенные в процессе дезактивации радионуклиды вместе с комплексоном выводят из экстракционного каскада в блоке карбонатно-щелочной регенерации оборотного экстрагента.

5. Способ по п. 2, отличающийся тем, что раствор комплексона вводят при кислотной промывке оборотного экстрагента после его карбонатно-щелочной регенерации или в 1-ю или во 2-ю ступень экстрактора по ходу экстрагента, подлежащего преимущественной отмывке.

6. Способ по п. 2, отличающийся тем, что раствор нитрата циркония вводят в ступень ввода раствора комплексона, либо в одну из последующих ступеней по ходу экстрагента.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к способам удаления радиоактивного иода, присутствующего в жидкости и/или твердом теле, образующегося в атомной электростанции или в установке для переработки отработанного ядерного топлива.

Изобретение относится к способу обработки твердых радиоактивных отходов, образованных при переработке ядерного топлива водо-водяных реакторов и реакторов РБМК. Способ заключается в хлорировании отходов молекулярным хлором при температуре 400-500°С и разделении полученных продуктов, при этом огарок и отфильтрованные пылевидные продукты направляют в пурекс-процесс, газовую смесь с целью очистки от ниобия и других легирующих элементов обрабатывают водородом при температуре 450-550°С и пропускают через керамический фильтр, нагретый до 500-550°С, очищенный тетрахлорид циркония кристаллизуют в конденсаторе при температуре не выше 150°С.

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к способам очистки внутренних поверхностей трубопроводов от радиоактивных загрязнений, например опускных трубопроводов барабан-сепараторов контура многократной принудительной циркуляции ядерного канального реактора, и может быть использовано при проведении ремонтных и регламентных работ на энергоблоках атомных электростанций.

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для оценки и контроля радиационно-экологической обстановки на АЭС и радиохимических производствах в ходе переработки радиоактивных отходов, а также в районах ядерных аварий на суше и на море.

Изобретение относится к средствам удаления двуокиси урана, используемой в качестве ядерного топлива, из теплоносителя первого и основных контуров исследовательских и энергетических ядерных реакторов.

Изобретение относится к нанокомпозитному твердому материалу на основе гекса- и октацианометаллатов, способам их получения и применгению в качестве минеральных фиксаторов.
Изобретение относится к способу регенерации твердого фильтра, содержащего йод в форме йодида и/или йодата серебра и возможно физически сорбированный молекулярный йод в твердом фильтре, содержащем серебро в форме нитрата.

Заявленное изобретение относится к способу электрокинетической дезактивации твердой пористой среды. Заявленный способ включает выделение загрязняющих веществ, присутствующих в этой твердой среде, в электролит, имеющий вид в основном неорганического геля, причем это выделение осуществляют путем пропускания электрического тока между двумя электродами, расположенными на поверхности и/или внутри твердой среды При этом контакт между, по меньшей мере, одним из этих электродов и указанной твердой средой обеспечивает слой указанного геля, высыхание геля, содержащего выделенные таким образом загрязняющие вещества до получения ломкого сухого остатка и удаление полученного таким образом сухого остатка указанной твердой среды.

Изобретение относится к обработке углеродсодержащих радиоактивных отходов. .

Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, вопросов обращения с жидкими радиоактивными отходами (ЖРО). .

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.

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 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 области дезактивации оборудования, используемого при переработке облученного ядерного топлива атомных электростанций. 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.

Наверх