Способ очистки жидких радиоактивных отходов от органических примесей


 


Владельцы патента RU 2597242:

Акционерное общество "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" (RU)

Изобретение относится к средствам обращения с жидкими радиоактивными отходами. Способ переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) содержит следующие основные стадии: подача исходного раствора ЖРО, выпаривание ЖРО, корректировка рН исходного раствора, добавление активированного пиролюзита к исходному раствору, перемешивание полученной суспензии, нагрев суспензии, отвод выделяющегося пара с последующей его конденсацией, отбор проб выделяющихся газов и их хроматографический анализ, образование сухого остатка, а также цементирование сухого остатка. Техническим результатом является расширение границ применения способа и упрощение процесса очистки. 5 з.п. ф-лы, 3 ил., 2 пр.

 

Изобретение относится к области обращения с жидкими радиоактивными отходами и может быть использовано на предприятиях ядерной энергетики для очистки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) от органических примесей, в том числе поверхностно-активных веществ (ПАВ).

Известен способ электрохимического разложения органического содержимого электропроводных водных растворов отходов [Патент РФ №2286949 «Способ и устройство для подводного разложения органического содержимого электропроводных водных растворов отходов». Опубликован 16.07.2002]. Способ основан на разрушении органических материалов в электропроводных растворах отходов посредством электрического дугового разряда, создаваемого между погруженными электродами и раствором. Способ применим для ЖРО с концентрацией органических примесей 17 г/л и рН 8-13.

К недостаткам способа относятся необходимость ввода в систему химических агентов и сложная процедура реализации способа.

Наиболее близким к заявляемому техническому решению является способ переработки жидких радиоактивных отходов путем окисления органических примесей озоном до образования оксидов составляющих элементов (СО2 и Н2О) [Патент РФ №2268513, МПК G21F 9/06, G21F 9/20 «Способ переработки жидких радиоактивных отходов». Опубликован 20.01.2006]. Способ заключается в том, что органические компоненты жидких радиоактивных отходов окисляют до газообразного состояния, а минеральные ионные компоненты, в том числе и радионуклиды, переводят во взвешенное состояние в виде гидроокисей металлов путем подачи в поток озона, поток окисленных отходов разделяют на сгущенный шлам и жидкую фазу, на селективных сорбентах проводят доочистку жидкой фазы от оставшихся в ионной форме радионуклидов, а образовавшийся шлам и отработанные сорбенты переводят в твердую форму и отправляют на длительное хранение, при этом перед обработкой озоном поток отходов путем фильтрации на сетчатом фильтрующем материале очищают от взвешенных частиц.

Данный способ обладает следующими недостатками:

- озон является химически нестойким веществом, требующим генерации и непрерывной подачи в раствор в течение всего процесса;

- необходимость проведения фильтрации.

Для исключения указанных недостатков в способе очистки жидких радиоактивных отходов от органических примесей, включающем подготовку исходного раствора, разложение органических примесей и получение сухого остатка, предлагается:

- исходный раствор жидких радиоактивных отходов выпаривать до концентрации органических примесей не менее 150 г/л и корректировать его рН до величины 5-12;

- сорбент подавать и выдерживать в растворе жидких радиоактивных отходов;

- полученную суспензию нагревать до полного разложения органических примесей и полученный сухой остаток суспензии цементировать.

В частных случаях реализации способа предлагается:

- при очистке жидких радиоактивных отходов в качестве сорбента использовать химически активированный пиролюзит;

- концентрацию активированного пиролюзита поддерживать не менее 5 г на 1 литр подготовленного раствора жидких радиоактивных отходов:

- сорбцию органических примесей проводить путем перемешивания полученной суспензии;

- после нагревания суспензии образующийся конденсат направлять на переработку;

- степень разложения органических примесей определять хроматографическим анализом выделяющихся газов.

Технический результат состоит в расширении границ применимости способа и упрощении процесса очистки.

Сущность способа состоит в следующем.

Для достижения наибольшей эффективности сорбционной очистки исходный раствор жидких радиоактивных отходов выпаривают до концентрации органических примесей не менее 150 г/л.

Экспериментально показано, что наиболее эффективно сорбция органических примесей на пиролюзите протекает в диапазоне рН 5-12, поэтому рН выпаренного раствора жидких радиоактивных отходов корректируют.

При очистке жидких радиоактивных отходов в качестве сорбента используют химически активированный пиролюзит. Пиролюзит химически активируют для усиления его сорбционных свойств. Активация пиролюзита заключается в переходе поверхностного Mn4+ в Mn6+ и осуществляется обработкой пиролюзита неорганическими кислотами.

Сорбент подают в подготовленный раствор жидких радиоактивных отходов и поддерживают в концентрации не менее 5 г активированного пиролюзита на 1 литр подготовленного раствора для наибольшего сорбционного извлечения органических примесей из жидких радиоактивных отходов.

Сорбент выдерживают в растворе жидких радиоактивных отходов не менее 1 ч для того, чтобы процесс сорбции прошел в полной мере.

Для увеличения эффективности очистки жидких радиоактивных отходов от органических примесей сорбцию проводят путем перемешивания полученной суспензии.

При нагревании активированный пиролюзит выступает катализатором разложения органических примесей до образования оксидов составляющих элементов. Поэтому полученную суспензию нагревают при температуре 100-150°С до полного разложения органических примесей.

О степени разложения органических примесей судят по результатам химического анализа выделяющихся газов.

После нагревания суспензии образующийся конденсат направляют на переработку.

После прокаливания полученный сухой остаток суспензии цементируют с использованием в качестве матрицы стекла, керамики, битума, цемента, полимеров и других материалов.

Апробация заявляемого способа очистки жидких радиоактивных отходов от органических примесей представлена в примерах 1 и 2. На фигуре 1 представлена блок-схема способа переработки жидких радиоактивных отходов, на которой приняты следующие обозначения: 1 - исходный раствор ЖРО, 2 - концентрирование ЖРО, 3 - корректировка рН исходного раствора, 4 - добавление активированного пиролюзита к исходному раствору, 5 - перемешивание полученной суспензии, 6 - нагрев суспензии, 7 - отвод выделяющегося пара с последующей его конденсацией, 8 - отбор проб выделяющихся газов и их анализ, 9 - образование сухого остатка, 10 - цементирование сухого остатка.

На фигурах 2 и 3 представлены примеры конкретных решений настоящего способа в виде зависимостей коэффициента очистки от очищаемой воды и эффективности сорбции от концентрации АПАВ.

Пример 1

Была проведена научно-исследовательская работа по очистке исходной воды ВПУ Белоярской АЭС активированным пиролюзитом. В данной работе при проведении процесса очистки исходную воду ВПУ выпаривали до концентрации органических примесей 150 г/л, корректировали рН полученного раствора до значения 8,6. Пиролюзит активировали путем его вымачивания в растворе азотной кислоты. Через засыпку сорбента, в концентрации 7 г на 1 литр раствора, пропустили при помощи насоса 20 колоночных объемов подготовленного раствора. Под колоночным объемом понимают очистку 200 литров воды одним литром сорбента до его регенерации.

Эффективность очистки подготовленного раствора определяли по остаточному содержанию органических примесей в очищенном растворе. Эффективность очистки вод ВПУ Белоярской АЭС от природной органики (гуминовые кислоты, фульвокислоты) составила 70% (фиг. 2).

Пример 2

Был проведен цикл работ по очистке жидких радиоактивных отходов цеха радиоактивных отходов в ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ». В данной работе при проведении процесса очистки раствор жидких радиоактивных отходов выпаривали до концентрации органических примесей 150 г/л, корректировали рН полученного раствора до значения 7,0.

Пиролюзит активировали путем его вымачивания в растворе азотной кислоты. К 1 литру подготовленного раствора жидких радиоактивных отходов добавили 5 г активированного пиролюзита и перемешивали при помощи магнитной мешалки в течение 1 часа. Далее полученную суспензию нагревали при температуре 150°С до полного разложения органических примесей. Степень разложения органических примесей определяли хроматографическим анализом выделяющихся газов. Образующийся при нагревании суспензии конденсат направляли на переработку. Полученный сухой остаток суспензии представлял собой сыпучий порошок черного цвета, значение накопленной активности порошка не превышает значения минимально значимой активности по НРБ.

В результате проведения исследований было выявлено, что эффективность сорбции олеатов, стеаратов и пальмитатов натрия (ОП-7,10) активированным пиролюзитом составляет 80% (фиг. 3).

Использование изобретения обеспечит комплексное решение проблемы очистки жидких радиоактивных отходов, включающее сорбционное извлечение органических веществ, таких как АПАВ, с помощью пиролюзита. Выделение радиоактивного пиролюзита не требуется, поэтому нет необходимости в использовании фильтров, которые после истечения срока эксплуатации требуют переработки. Цементирование радиоактивного сухого остатка осуществляется известным способом, например с использованием клинкер-цемента.

1. Способ очистки жидких радиоактивных отходов от органических примесей, включающий подготовку исходного раствора, разложение органических примесей и получение сухого остатка, отличающийся тем, что исходный раствор жидких радиоактивных отходов выпаривают до концентрации органических примесей не менее 150 г/л, корректируют его рН до величины 5-12, сорбент подают и выдерживают в растворе жидких радиоактивных отходов, полученную суспензию нагревают до полного разложения органических примесей и полученный сухой остаток суспензии цементируют.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что при очистке жидких радиоактивных отходов в качестве сорбента используют химически активированный пиролюзит.

3. Способ по п. 2, отличающийся тем, что концентрацию активированного пиролюзита поддерживают не менее 5 г на 1 литр подготовленного раствора жидких радиоактивных отходов.

4. Способ по п. 3, отличающийся тем, что сорбцию органических примесей проводят путем перемешивания полученной суспензии.

5. Способ по п. 1, отличающийся тем, что после нагревания суспензии образующийся конденсат направляют на переработку.

6. Способ по п. 1, отличающийся тем, что степень разложения органических примесей определяют хроматографическим анализом выделяющихся газов.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к ионообменной технологии переработки борсодержащих вод в системе регенерации борной кислоты из теплоносителя на АЭС с реакторами типа ВВЭР.

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.

Изобретение относится к технологии радиационной обработки различных объектов и может быть использовано в области медицины, пищевой промышленности и обработки различных материалов.

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.

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 устройству для сушки сверхвысокими частотами отработанных радиоактивных ионообменных смол. Заявленное устройство содержит основание (1), емкость загрузочную (2), кран шаровой (3), дозатор (4), камеру загрузочную (14) с патрубками (15) и ротором (20), реактор с прямоугольным волноводом (27), патрубком (26) и съемным вкладышем - обечайкой (28), переходник (35), шиберы (29, 30), подъемник (41), приводы (31), емкость для сбора обработанного материала (42), термоскоп (16), влагомер (18), вакуумный насос, конденсатор пара, тензометрические датчики веса, генератор ЭМП СВЧ диапазона (36), волноводный ферритовый вентиль (37), источник тока (40), стойку управления с аппаратурой управления и контроля (37), устройство снабжено вертикальным поршневым дозатором (4), состоящим из корпуса, штока, поршня, клапана впускного, фланца клапана впускного, пружины клапана впускного, выпускного клапана, пружины выпускного клапана, привода подачи поршня, выводным патрубком загрузочной камеры с влагомером, выводным патрубком загрузочной камеры с термоскопом, выводным патрубком реактора (25) с вакуумным насосом, конденсатором пара, соединенным с вакуумным насосом, установленным внутри реактора съемным вкладышем-обечайкой, не менее чем тремя тензометрическими датчиками веса, переходником, нижний фланец которого имеет внутреннюю кольцевую конусную проточку, системой блокировки привода пиноли ротора, системой блокировки привода заслонки шибера. Техническим результатом является повышение безопасности персонала при обращении с РАО и СВЧ-энергией, оптимизация технологического контроля за параметрами процесса СВЧ-сушки отработанных ИОС, повышение технологичности и автоматизации процесса обращения с РАО. 1 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к переработке высокоактивных отходов, получаемых при переочистке диоксида плутония, используемого при изготовлении смешанного уран-плутониевого топлива. Установка для переработки, отверждения и упаковки высокоактивных отходов включает в себя аппарат-осадитель, патронный фильтр, муфельную печь и вспомогательное оборудование для пробоотбора, взвешивания и контроля параметров. Для обеспечения безопасных условий работы персонала установка размещена в цепочке защитных боксов. Один из боксов, служащий для введения внутрь пустых и выдачи загруженных BAO упаковок снабжен шлюзовым устройством. В качестве упаковок используются стакан и контейнер, предназначенные для хранения и транспортировки диоксида плутония. Технический результат заключается в обеспечении надежной изоляции высокоактивных отходов, в частности америция, для их временного хранения. 2 ил.

Изобретение предпочтительно относится к способу уменьшения количества тритиевого водорода, выделяемого атомной промышленностью в процессе работы с радиоактивными отходами. Осуществление заявленного способа предполагает наличие по меньшей мере одного контейнера, содержащего по меньшей мере один блок тритийсодержащих отходов, которые могут содержать или выделять в виде газа тритиевый водород. Заявленный способ характеризуется тем, что приводят контейнер во взаимодействие со смесью, содержащей диоксид марганца (MnO2), смешанный с соединением, содержащим серебро (Ag); затем приводят контейнер во взаимодействие по меньшей мере с цеолитом. Техническим результатом является уменьшение необходимости во вмешательстве человека в процесс улавливания тритиевого водорода, а также увеличение длительности эффективного улавливания тритиевого водорода. 2 н. и 28 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к полимерным композициям, применяемым в ядерной технике, а именно для кондиционирования низко- и среднеактивных отработанных ионообменных смол (ИОС). Полимерный матричный материал для иммобилизации низко- и среднеактивных отработанных радиоактивных ионообменных смол с содержанием влаги менее 0,4% в качестве связующего содержит эпоксидно-диановую смолу с олигомером-модификатором на основе диоксибензола и отверждающий агент в виде низкомолекулярного полиамида при следующем соотношении (масс. ч.): эпоксидно-диановая смола - 100; олигомер на основе диоксибензола - 5-20; отвердитель аминного типа - 13-70. Изобретение обеспечивает повышение технологичности процесса кондиционирования РАО, снижение токсичности, пожароопасности с сохранением высоких эксплуатационных характеристик полимерного матричного материала. Радиационная стойкость полимерной матрицы составляет 1 МГр, степень наполнения по ИОС составляет 50,0-85,7 объемных %. 5табл.
Наверх