Способ удаления ртути из первого контура ядерной энергетической установки с водным теплоносителем


 


Владельцы патента RU 2584605:

федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Санкт-Петербургский государственный университет" (СПбГУ) (RU)

Изобретение относится к способу удаления из теплоносителей ядерных энергетических установок (ЯЭУ) потенциально опасных веществ, в частности ртути. Способ удаления ртути из первого контура ЯЭУ с водным теплоносителем включает вывод из контура парогазовой смеси теплоносителя первого контура без расхолаживания реактора при температуре до 300°C с последующей очисткой теплоносителя от ртути на минеральном термостойком сорбенте, модифицированном серебром, без конденсации парогазовой смеси теплоносителя при температуре 200-300°C. Техническим результатом является повышение эффективности очистки теплоносителя и упрощение технологии удаления ртути.

 

Изобретение относится к ядерной технологии, а именно к удалению из теплоносителей ядерных энергетических установок (ЯЭУ) потенциально опасных веществ, в частности ртути.

В процессе изготовления, монтажа, наладки и эксплуатации ядерного реактора не исключена возможность попадания в теплоноситель ртути. Необходимость удаления ртути из теплоносителя первого контура обусловлена потенциальной опасностью инициирования ртутью коррозии ряда конструкционных материалов, используемых в реакторостроении: алюминия, титана, урана, циркония. Кроме того, высокие сечения активации нуклидов ртути приводят к накоплению в контуре большого количества сравнительно долгоживущих 203Hg и 197Hg и, как следствие, ухудшение радиационной обстановки.

Известен способ очистки конденсата теплоносителя ЯЭУ от радионуклидов на ионообменных смолах [Никифоров А.С., Куличенко В.В., Жихарев М.И. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. - М.: Энергоатомиздат, 1985, с. 6].

Основным недостатком этого способа является то, что ионообменные смолы (как катиониты, так и аниониты в любой форме) не способны эффективно удалять из конденсата ртуть, часть которой находится в виде нейтральных атомов.

Известен способ удаления ртути из конденсата теплоносителя ЯЭУ на электроионообменнике [Патент РФ №2164714, опубл. 27.03.2001]. При этом на остановленном реакторе при температуре теплоносителя 200-250°C из контура выводят парогазовую смесь при температуре не менее 200°C, которую охлаждают в теплообменнике до температуры 30±5°C, конденсируют пар и затем пропускают конденсат пара и неконденсирующиеся газы через колонки, заполненные электроионообменником, например ЭИ-21. Скорость вывода ртути из контура поддерживают равной скорости поступления ртути из теплоносителя в парогазовую фазу. Данный способ по своей технической сущности наиболее близок к заявляемому и выбран в качестве прототипа.

Основным недостатком данного способа является проведение процесса удаления ртути из первого контура на расхоложенном до температуры 200-250°C реакторе, которую необходимо постоянно поддерживать за счет остаточного тепловыделения, а также существует необходимость предварительной конденсации парогазовой смеси и охлаждения конденсата до температуры 30±5°C перед очисткой на электроионообменнике. Все это значительно осложняет проведение процесса.

Задачей изобретения является создание более эффективного, простого и дешевого способа удаления ртути из теплоносителя первого контура ЯЭУ.

Техническим результатом предлагаемого способа является повышение эффективности очистки теплоносителя, упрощение и, как следствие, удешевление технологии удаления ртути.

Указанный технический результат достигается тем, что в способе удаления ртути из первого контура ядерной энергетической установки с водным теплоносителем, включающем вывод из первого контура парогазовой смеси теплоносителя при температуре не менее 200°C и последующую очистку теплоносителя от ртути на сорбенте, согласно изобретению вывод из контура парогазовой смеси теплоносителя осуществляют без расхолаживания реактора при температуре до 300°C, а удаление ртути производят непосредственно из парогазовой смеси теплоносителя при температуре 200-300°C на минеральном термостойком пористом сорбенте, модифицированном серебром.

По сравнению с известным способом удаления ртути из теплоносителя ЯЭУ использование минерального термостойкого сорбента позволяет:

- осуществлять вывод из реактора парогазовой смеси теплоносителя при температуре до 300°C и осуществлять процесс очистки парогазовой смеси от радионуклидов ртути при температуре 200-300°C, что приводит к увеличению эффективности выхода ртути и повышению эффективности очистки;

- производить очистку парогазовой смеси без предварительной конденсации пара, пропуская ее через колонку с сорбентом, что приводит к упрощению процесса и, как следствие, к удешевлению технологии за счет отсутствия необходимости использования теплообменников для охлаждения парогазовой смеси;

- проводить удаление ртути и ее радионуклидов без расхолаживания реактора, то есть постоянно снижать коррозию конструкционных материалов в реакторе и не допускать ухудшения радиационной обстановки.

При этом именно использование термостойкого минерального носителя сорбента и позволяет проводить работы при температуре 200-300°C без предварительной конденсации пара

Следует учитывать, что ранее минеральный сорбент применялся для сорбции радионуклидов йода и возможность использования его для удаления ртути не следует явным образом из уровня техники, т.е. заявляемое техническое решение соответствует критерию «изобретательский уровень».

Заявленный способ осуществляется следующим образом.

Парогазовую смесь теплоносителя первого контура выводят из контура остановленного реактора при температуре 200-300°C и без предварительного охлаждения пропускают в течение часа для удаления ртути через колонки, заполненные минеральным термостойким пористым сорбентом, модифицированном серебром. В качестве сорбента для ртути используется минеральный сорбент на основе оксида кремния, который импрегнирован нитратом серебра. На ЯЭУ этот сорбент ранее применялся для очисти газообразных радиоактивных отходов от радиоактивного йода [Епимахов В.Н., Четвериков В.В., Мысик С.Г. и др. Разработка технологии сорбента радиоактивного йода. // Сб. тезисов докладов Научно-практической конференции «Обращение с отходами. Материалы природоохранного назначения», 28-31 октября 2003, г. Санкт-Петербург, с. 26].

Пример конкретного выполнения заявленного способа.

Парогазовую смесь, содержащую радионуклиды ртути, выводили из контура реактора при температуре 200-300°C и пропускали в течение часа через колонку, заполненную слоем минерального термостойкого пористого сорбента на основе оксида кремния, импрегнированного нитратом серебра, высотой 150 мм с линейной скоростью 0,15 м/с в течение часа. Радиоактивность парогазовой смеси измеряли на входе и выходе слоя сорбента. Коэффициент очистки парогазовой смеси от радионуклидов ртути в этих условиях составил 1,0-1,1·104.

Сброс парогазовой смеси осуществляли с использованием штатных систем сброса парогазовой смеси (например, система парового компенсатора объема) или пробоотборных линий, содержащих запорную и регулирующую арматуру.

Предлагаемый способ позволяет проводить более эффективное удаление ртути и ее радионуклидов без расхолаживания, то есть постоянно снижать коррозию конструкционных материалов в реакторе и не допускать ухудшения радиационной обстановки.

Предлагаемый способ может осуществляться на штатном оборудовании ЯЭУ и с использованием серийно выпускаемого сорбента, т.е. является промышленно применимым.

Способ удаления ртути из первого контура ядерной энергетической установки с водным теплоносителем, включающий вывод из контура парогазовой смеси теплоносителя первого контура при температуре не менее 200°С с последующей очисткой теплоносителя от ртути на сорбенте, отличающийся тем, что вывод из контура парогазовой смеси теплоносителя осуществляют без расхолаживания реактора при температуре до 300°С, а удаление ртути производят непосредственно из парогазовой смеси теплоносителя при температуре 200-300°С в течение одного часа на минеральном термостойком сорбенте, модифицированном серебром.



 

Похожие патенты:

Группа изобретений относится к переработке израсходованных ядерных топлив. Отделяют америций от других металлических элементов, присутствующих в кислотной водной фазе или в органической фазе, путем образования комплекса америция с водорастворимым производным этилендиамина.

Группа изобретений относится к удалению радиоактивного йода и цезия, содержащихся в жидком или твердом веществе. Способ удаления радиоактивного цезия заключается в обработке радиоактивной отработанной жидкости и/или твердого вещества с помощью гидрофильной смоляной композиции.

Изобретение относится к способу разложения щавелевой кислоты из азотнокислых маточных растворов на биметаллическом платино-рутениевом катализаторе. Процесс ведут в динамических условиях в сорбционной колонке, заполненной биметаллическим платино-рутениевым катализатором при соотношении платины к рутению (0,4-0,5):(0,6-0,5).

Изобретение относится к технологии обработки ионообменной смолы. В заявленном изобретении отработанный катионит или смесь катионита и анионита дезактивируют раствором, содержащим ионы натрия в количестве 1-3М и щелочь, при одновременной очистке этого раствора от радионуклидов цезия с применением селективного, устойчивого в щелочных средах катионита на основе резорцинформальдегидной смолы.

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 способам очистки жидких радиоактивных отходов от комплексонов, представляющих собой органические соединения, содержащие атомы N, S и/или Р, способные к координации ионов металлов.

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.

Группа изобретений относится к сорбентам и их применению. Сорбент анионов сурьмы содержит частицы или гранулы оксида циркония и характеризуется коэффициентом распределения анионов сурьмы, по меньшей мере, 10000 мл/г при рН в диапазоне от 2 до 10, причем указанные частицы имеют средний размер от 10 нм до 100 мкм, для которых скорость потока составляет от 100 до 10000 объемов слоя в час и указанные гранулы имеют средний размер от 0,1 до 2 мм, для которых скорость потока составляет от 10 до 50 объемов слоя в час.

Изобретение относится к области сорбционной технологии извлечения радионуклидов и микроэлементов при переработке различных жидких и твердых объектов радиохимических производств.

Изобретение относится к средствам морской радиоэкологии и биогеохимии. Способ определения концентрации тория-234 в морских донных отложениях состоит в том, что в качестве трассера радиохимического выхода используют естественный долгоживущий α-излучающий изотоп 232Th, исходную активность которого определяют в части пробы по γ-излучению свинца-212 при соблюдении условия радиоактивного равновесия между Th и Pb, а другую часть пробы, отделив торий от сопутствующих элементов методом оксалатного осаждения, используют для жидкостно-сцинтилляционного (ЖС) спектрометрического анализа активности 234Th и 232Th по и β- и α-излучению, после чего рассчитывают радиохимический выход тория (R) и исходную концентрацию тория-234 (234Thисх, Бк/кг) по приведенным формулам.

Изобретение относится к области сорбционной технологии извлечения радионуклидов, а именно к способу извлечения микроконцентраций урана из водных растворов. Способ проводят путем сорбции с использованием тонкослойного неорганического сорбента на основе гидроксида металла, осажденного на природное органическое вещество. При этом предварительно в очищаемый раствор вводят комплексон до достижения в воде его концентрации 0,15·10-3 - 0,3·10-3 моль/л при значениях рН от 6 до 8. Изобретение позволяет повысить динамическую обменную емкость (ДОЕ) сорбента по отношению к извлекаемому радионуклиду и увеличить скорость процесса сорбции. 3 з.п. ф-лы, 2 ил., 2 пр.
Наверх