Способ переработки жидких радиоактивных отходов

Авторы патента:

G21F9/00 - Обработка материалов с радиоактивным заражением; устройства для устранения радиоактивного заражения таких материалов

Владельцы патента RU 2631244:

Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственное предприятие "Эксорб" (RU)

Изобретение относится к технологии обращения с жидкими радиоактивными отходами ядерного топливно-энергетического цикла и может быть использовано в процессе переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Способ переработки жидких радиоактивных отходов включает отделение от жидкой фазы шламов, коллоидов и взвешенных частиц, удаление из жидкой фазы радионуклидов с применением селективных сорбентов и отверждение отработанных сорбентов и шламов. Переработку жидких радиоактивных отходов производят путем их перемешивания с селективным сорбентом в емкости с последующим отведением из емкости через фильтр-элемент раствора, очищенного от радионуклидов, шламов, коллоидов и взвешенных частиц. Емкость снабжена по крайней мере одним фильтр-элементом. Отверждение содержимого емкости осуществляют путем введения отверждающих материалов. Причем перед отверждением сорбента внутри емкости стадии закачивания ЖРО в упомянутую емкость, перемешивания с сорбентом и отведения очищенного раствора ЖРО в упомянутую емкость, перемешивания с сорбентом и отведения очищенного раствора проводятся несколько раз. Изобретение позволяет повысить радиационную защиту обслуживающего персонала в процессе производства. 6 з.п. ф-лы.

Известно техническое решение по патенту RU 2066493, МПК G21F 9/08, опубликовано 10.09.1996, «СПОСОБ ОБРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ АЭС».

Способ включает их предварительное упаривание с получением конденсата и кубового остатка, озонирование кубового остатка, отделение образующегося радиоактивного шлама и концентрирование фильтрата глубоким упариванием. При этом озонирование кубового остатка осуществляют непосредственно после предварительного упаривания при рН раствора от 12 до 13,5. После отделения радиоактивного шлама фильтрат пропускают через фильтр-контейнер с селективным к цезию неорганическим сорбентом, затем отработанный фильтр-контейнер направляют на хранение или захоронение.

Также известно техническое решение по патенту RU 2226726, МПК G21F 9/08, G21F 9/12, опубликовано 20.11.2003, «СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ»

Способ включает их предварительное упаривание с получением конденсата и кубового остатка, озонирование кубового остатка, отделение образующегося радиоактивного шлама и концентрирование фильтрата глубоким упариванием. При этом озонирование кубового остатка осуществляют непосредственно после предварительного упаривания раствора. После отделения радиоактивного шлама фильтрат пропускают через фильтр-контейнер с селективным к цезию неорганическим сорбентом, затем отработанный фильтр-контейнер направляют на хранение или захоронение.

К недостаткам известных способов относится низкий коэффициент очистки солей, выделяющихся на стадии обработки кубового остатка, значительный и нерациональный расход реагентов, взаимодействующих с исходным раствором, а также с получаемыми в дальнейшем пермеатом и концентратом.

Известен способ переработки и утилизации жидких радиоактивных отходов, описанный в патенте US 8753518 В2, МПК B01D 35/00, дата публикации 17.06.2014 г.

Данный способ переработки жидких радиоактивных отходов и их утилизации 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.

Основные недостатки данного способа:

- очень сложная и дорогостоящая система разделения жидких и твердых компонентов. Оборудование требует тонкой регулировки и дистанционного обслуживания, так как не имеет защиты от облучения для персонала.

- образуются высокоактивные отходы переработки (шламы из фильтровальных аппаратов, отработанные сорбенты или емкости с отработанными сорбентами, фильтрэлементы). Обращение с этими отходами требует специальных дорогостоящих мер радиационной безопасности и охраны, поэтому их транспортировка, утилизация и хранение (захоронение) влечет значительные экономические затраты.

Наиболее близким к предлагаемому способу является способ переработки жидких радиоактивных отходов и их утилизации по патенту RU 2577512 от 29.12.2014, опубликованный 20.03.2016.

В указанном способе жидкие радиоактивные отходы перемешивают в емкости с порошковыми селективными сорбентами, а 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, отделяющим от жидкой фазы нерастворимые вещества, после чего фильтрат пропускают, по крайней мере, через одну емкость, предназначенную для утилизации отходов, с гранулированными селективными сорбентами, при этом указанные емкости помещены в бетонные блоки.

Основные недостатки данного способа:

- необходимость использования отдельной специальной емкости для смешения жидких радиоактивных отходов с порошковыми сорбентами при проведении процесса селективной сорбции в статическом режиме;

- необходимость перемещать отработанные радиоактивные сорбенты из этой емкости в емкость для утилизации отходов, что требует использования дорогостоящего оборудования (насосы, запорная арматура и т.п.);

- необходимость использования гранулированных сорбентов, эффективность которых всегда ниже, чем у мелкодисперсных порошковых, вследствие менее развитой сорбционной поверхности у гранул.

Задачей заявляемого изобретения является устранение вышеуказанных недостатков.

Техническим результатом заявляемого изобретения является повышение радиационной защиты обслуживающего персонала в процессе производства, а именно: снижение дозовой нагрузки на персонал во время переработки ЖРО, упрощение технологического процесса (исключение емкости для смешения сорбентов с ЖРО, емкости с гранулированным сорбентом, уменьшение количества других аппаратов, требующих специального обслуживания, снижение количества вторичных отходов), получение в процессе переработки ЖРО конечного продукта - контейнера, представляющего собой емкость с замоноличенными отработанными сорбентами, помещенную в защитный кожух, безопасного для перемещения и хранения, не требующего при обращении с ним специальных мер радиационной безопасности.

Для достижения указанного технического результата предлагается способ переработки жидких радиоактивных отходов, включающий отделение от жидкой фазы шламов, коллоидов и взвешенных частиц и удаление из жидкой фазы радионуклидов с применением селективных сорбентов, характеризующийся тем, что в жидкие радиоактивные отходы, находящиеся в емкости, добавляют при перемешивании селективный сорбент в виде мелкодисперсного порошка, а затем жидкую фазу, очищенную от радионуклидов, фильтруют, прокачивая через фильтр-элемент, находящийся на выходе из емкости, отделяющий от жидкой фазы нерастворимые вещества. В процессе переработки ЖРО могут использоваться один или несколько селективных сорбентов. Емкости, применяемые для удаления из раствора шламов, коллоидов и взвешенных частиц, могут иметь два или более фильтрэлементов. Очищаемый от нерастворимых частиц раствор может быть пропущен через две и более соединенных последовательно емкостей, снабженных фильтрэлементами. После использования емкости, содержащие селективные сорбенты и удаленные из жидкой фазы нерастворимые вещества, заливают отверждающим материалом, в качестве которого могут использоваться цементный раствор или полимерные связующие.

Стадии закачивания ЖРО в емкость, перемешивания с сорбентом и отведения очищенного раствора перед отверждением отработанного сорбента внутри емкости могут проводиться несколько раз.

Контейнеры, внутри которых находятся емкости с отделенными и отвержденными радиоактивными шламами и отработанными сорбентами, являются конечным продуктом переработки и утилизации ЖРО. Они не требуют дальнейшего кондиционирования и могут быть сразу отправлены для захоронения. Биологическая защита контейнера изготовлена таким образом, чтобы исключить проникновение излучения за пределы контейнера и обеспечить его радиационную безопасность.

Примеры реализации способа.

1. Заявляемым способом переработали ЖРО следующего состава:

солесодержание 289 г/дм³; рН=10,9; удельная активность Cs-137 - 2,4⋅10⁶ Бк/дм³.

В металлическую емкость объемом 600 литров, помещенную в защитный бетонный кожух, закачали 400 литров ЖРО и добавили 30 литров порошкового селективного сорбента на основе ферроцианида никеля с размером частиц от 50 до 300 мкм. После перемешивания в течение 20 минут лопастной мешалкой 300 литров очищенного от радионуклида цезия раствора откачали из емкости через вмонтированный в ее стенку фильтр-элемент и отправили на упарку. Содержание цезия в очищенном растворе составляло менее 10 Бк/дм³. В емкость снова добавили 300 литров ЖРО и повторили процедуру очистки. Всего было проведено 10 циклов очистки, суммарный объем очищенного раствора составил 3000 литров. После 10-го цикла в емкость ввели при перемешивании цементный раствор до полного заполнения объема емкости. Не удаляя мешалку, замонолитили отработанный радиоактивный сорбент.

2. Заявляемым способом переработали 700 литров ЖРО следующего состава:

солесодержание 262 г/дм³; рН=9,8; удельная активность Cs-137 - 5,6⋅10⁵ Бк/дм³; Со-60 2,7⋅10⁴ Бк/дм³.

В металлическую емкость, рабочим объемом 100 литров, помещенную в защитный бетонный кожух, внесли по 5 литров порошковых селективных сорбентов на основе ферроцианида никеля и сульфида меди с размером частиц от 50 до 300 мкм и 70 литров ЖРО. После 30-ти минутного перемешивания очищенный раствор откачали, 60 литров очищенного от радионуклида раствора откачали из емкости через вмонтированный в ее стенку фильтр-элемент и отправили на упарку. В емкость снова добавили 60 литров ЖРО и повторили процедуру очистки 10 раз. После 10-го цикла в емкость ввели полимерное связующее на основе полиэфирных смол. Содержание радионуклидов цезия и кобальта в очищенном растворе составляло менее 10 Бк/дм³.

Использование предлагаемого способа позволяет снизить дозовую нагрузку на персонал во время переработки ЖРО, упростить технологический процесс переработки ЖРО, получить конечный продукт переработки, безопасный для перемещения и использования, не требующий специальных мер радиационной безопасности.

Данный способ может быть использован для переработки низко- и среднеактивных жидких радиоактивных отходов на различных объектах атомной промышленности, в том числе на атомных электростанциях; для переработки растворов, образующихся при дезактивации зданий, сооружений, оборудования, транспорта и т.д.; для переработки природной воды, загрязненной радионуклидами.

1. Способ переработки жидких радиоактивных отходов, включающий отделение от жидкой фазы шламов, коллоидов и взвешенных частиц, удаление из жидкой фазы радионуклидов с применением селективных сорбентов и отверждение отработанных сорбентов и шламов, отличающийся тем, что переработку жидких радиоактивных отходов производят путем их перемешивания с селективным сорбентом в емкости, снабженной по крайней мере одним фильтр-элементом, с последующим отведением из емкости через фильтр-элемент раствора, очищенного от радионуклидов, шламов, коллоидов и взвешенных частиц, и отверждением содержимого емкости путем введения отверждающих материалов, причем перед отверждением сорбента внутри емкости стадии закачивания ЖРО в упомянутую емкость, перемешивания с сорбентом и отведения очищенного раствора ЖРО в упомянутую емкость, перемешивания с сорбентом и отведения очищенного раствора проводятся несколько раз.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что емкости, применяемые для удаления из раствора шламов, коллоидов, взвешенных частиц и радионуклидов, могут иметь два или более фильтр-элементов.

3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что перемешивание может осуществляться механической мешалкой.

4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что перемешивание может осуществляться магнитной мешалкой.

5. Способ по п. 1, отличающийся тем, что перемешивание может осуществляться ультразвуковым методом.

6. Способ по п. 1, отличающийся тем, что перемешивание может осуществляться гидродинамическим методом.

Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) атомных станций (АЭС), в частности к технологии обращения с высокоактивным рафинатом экстракционного цикла переработки продукта кислотного растворения ОЯТ на стадии его концентрирования перед утилизацией путем отверждения.

Способ консервации остатков радиоактивных отходов в емкостях-хранилищах // 2626766

Изобретение относится к атомной промышленности в части консервации емкостей-хранилищ радиоактивных отходов. Способ консервации остатков радиоактивных отходов в емкостях-хранилищах включает заполнение емкости-хранилища бетоном с использованием штатных технологических отверстий и пробуренных скважин, в которых установлены вертикально перемещаемые бетоноводы, через которые в емкость-хранилище укладывают бетон-консервант последовательными слоями и откачку жидких радиоактивных отходов.

Выпарная установка для концентрирования жидких растворов // 2619768

Изобретение относится к области разделения жидких сред. Выпарная установка для концентрирования жидких растворов содержит, по меньшей мере, одну ступень выпаривания, включающую барабан с приводом вращения, трубкой подачи исходного раствора в его внутреннюю полость, трубкой отвода упаренного раствора и приспособлением для очистки его внутренней поверхности.

Способ очистки жидких радиоактивных отходов // 2616972

Изобретение относится к технологиям обработки материалов с радиоактивным загрязнением и может быть использовано при очистке жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Способ очистки жидких радиоактивных отходов включает подачу жидких радиоактивных отходов в емкость, внесение в указанную емкость сорбентов, перемешивание жидких радиоактивных отходов и сорбентов в емкости, отделение отработанного сорбента от раствора, отличающийся тем, что сорбент вносят в емкость в упаковке, выполненной из растворимых в водной среде материалов.

Термообработка углеродсодержащих отходов, улучшенная за счет инжектируемых газов // 2616590

Изобретение относится к средству дезактивации радиоактивного углеродсодержащего материала, в частности графита. Предложенный способ включает инжекцию водяного пара в указанный материал одновременно с первой термической обработкой, осуществляемой путем обжига материала при температуре в интервале от 1200 до 1500°С.

Способ остекловывания радиоактивного шлака // 2613161

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, может быть использовано для переработки радиоактивных отходов путем их иммобилизации. Способ остекловывания радиоактивного шлака включает его смешение с флюсующей добавкой, кальцинацию, нагрев смеси до температуры плавления, выдержку при этой температуре для гомогенизации и последующую кристаллизацию путем охлаждения расплава для получения химически и радиационно-устойчивой стеклокерамики, в качестве флюсующей добавки к кальцинированному шлаку используют тетраборат натрия (Na2B4O7) при следующем соотношении компонентов, масс.

Способ ремедиации радиоактивных почв // 2608075

Изобретение относится к экологии, в частности к защите окружающей среды, и может найти применение при восстановлении плодородия и снижении радиоактивности почв. Способ ремедиации радиоактивных почв включает посев радиоаккумулирующих растений, природное минеральное сырье.

Способ приготовления имитатора для отработки процессов осветления продуктов кислотного растворения отрабатавшего ядерного топлива // 2607647

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для испытаний оборудования в технологии переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ).

Фильтровальное устройство для фильтрации содержащего аэрозоли и/или газообразный йод газового потока // 2606751

Изобретение относится к фильтровальному устройству для фильтрации содержащего радиоактивные аэрозоли и газообразный радиоактивный йод газового потока. Фильтровальное устройство для фильтрации газового потока содержит закрытый герметично для текучей среды корпус, по меньшей мере, с одним входом для неочищенного газа, одним выходом для очищенного газа и одним содержащим фильтрующую среду фильтрующим элементом, который расположен в корпусе так, что подлежащий фильтрации газовый поток попадает от одного входа для неочищенного газа в выход для очищенного газа только через фильтрующий элемент.

Способ переработки радиоактивных донных отложений // 2605607

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, направлено на сохранение природных ресурсов и защиту среды обитания человека, изобретение может быть использовано для локализации радиоактивных отходов, в частности донных отложений, загрязненных радионуклидами.

Система свч обработки жидких радиоактивных отходов непосредственно в стальных контейнерах с их последующей герметизацией с целью долгосрочного безопасного хранения // 2637116

Изобретение относится к области компактификации жидких радиоактивных отходов (ЖРО) с целью их последующего безопасного хранения или утилизации. Система СВЧ обработки жидких радиоактивных отходов непосредственно в стальных контейнерах с их последующей герметизацией с целью долгосрочного безопасного хранения содержит СВЧ генератор, крышку с входным патрубком и сменный контейнер, образующие резонатор, волноводный тракт, соединяющий СВЧ генератор и резонатор, ЕН-тюнер, включенный в волноводный тракт, и блок автоподстройки, отличается тем, что к крышке резонатора присоединен ряд подвижных волноводных плунжеров, в волноводный тракт включены два направленных ответвителя с обеих сторон от ЕН-тюнера, в волноводный тракт включен циркулятор с волноводной нагрузкой между ЕН-тюнером и СВЧ генератором, крышка резонатора снабжена дросселем для присоединения к контейнеру. Изобретение обеспечивает возможность частотной подстройки резонатора, защиту СВЧ генератора за счет его защиты от отраженной мощности с помощью циркулятора. 1 ил.

Устройство для кондиционирования радиоактивных ионообменных смол // 2637380

Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов, в частности радиоактивных ионообменных смол (ИОС). Устройство для кондиционирования радиоактивных ИОС состоит из контейнера для отверждения ИОС с датчиком контроля заполнения, емкости пульпы ИОС, снабженной трубопроводом загрузки пульпы ИОС и трубопроводом транспортировки пульпы ИОС. Устройство включает аппарат обезвоживания и дозировки, снабженный трубопроводом возврата пульпы ИОС, переливной трубой пульпы ИОС, систему рециркуляции, трубопровода возврата рециркуляционной жидкости с запорной арматурой; виброплощадку, контейнер для отверждения ИОС снабжен патрубком заполнения и распределения пульпы ИОС, верхней сеткой, образующей верхнюю дренажную полость, и нижней сеткой, а также трубным смесителем полимерного связующего с патрубком для подачи полимерной смолы, патрубком для подачи отвердителя и перфорированной насадкой для увеличения гомогенности и подачи готового полимерного связующего; трубопровод транспортировки пульпы ИОС снабжен насосом-дозатором для управления транспортировкой пульпы ИОС. Изобретение позволяет повысить качество конечного продукта. 1 ил.

Композиция для пылеподавления и локализации продуктов горения после тушения пожара с радиационным фактором // 2638162

Изобретение относится к средствам защиты окружающей среды от последствий пожаров, осложненных радиационным фактором. Композиция для пылеподавления и локализации радиоактивных продуктов горения после тушения пожара с радиационным фактором в качестве поверхностно-активного вещества содержит смесь анионоактивного, неионогенного и амфотерного поверхностно-активных веществ при следующих соотношениях компонентов, мас. %: Водный раствор поливинилового спирта (в пересчете на массовую долю сухого продукта) 3,0-7,0 Пластификатор 0,1-0,3 Поверхностно-активное вещество 11,0-29,0 Вода остальное Изобретение позволяет произвести пылеподавление и локализацию радиоактивных продуктов горения, образовавшихся после тушения пожара на поверхностях, в том числе и с повышенными температурами. 5 з.п. ф-лы, 2 табл.

Способ переработки жидких радиоактивных отходов // 2639724

Изобретение относится к ядерной физике, а именно к технологии переработки жидких радиоактивных отходов. Способ переработки жидких радиоактивных отходов включает подачу смеси жидких радиоактивных отходов и хлорида натрия в зону смешения плазмохимического реактора. Смесь жидких радиоактивных отходов диспергируют внутрь плазмохимического реактора путем подачи их на форсунки, расположенные в верхней части плазмохимического реактора, и одновременно с водоохлаждаемого медного электрода генерируют моноэлектродный высокочастотный факельный разряд, направленный вертикально вниз в плазмохимический реактор. При этом в качестве плазмообразующего газа используют атмосферный воздух. Обрабатывают смесь жидких радиоактивных отходов с хлоридом натрия в воздушно-плазменном потоке при массовом отношении смесь - воздух, равном 1:3, причем температуру в объеме плазмохимического реактора поддерживают не менее 800°C. Затем образующиеся продукты плазмохимической переработки в газовой фазе отводят и очищают в блоке очистки отходящих газов, а продукты плазмохимической переработки в конденсированной фазе в виде расплава хлорида натрия, включающего оксидные соединения металлов, осаждают с последующим извлечением из плазмохимического реактора. Изобретение позволяет уменьшить объем образующихся радиоактивных отходов. 1 ил.

Мембрана на подложке, функционализованная гекса- и октацианометаллатами, способ ее получения и способ разделения с применением этой мембраны // 2645989

Изобретение относится к мембране на подложке, к способу получению мембраны и способу выделению с помощью указанной мембраны твердых частиц и катионов металлов, более точно, к способу фильтрации твердых частиц и экстракции катионов металлов, в частности радиоактивных, содержащихся в жидкости. Мембрана на подложке содержит твердую пористую неорганическую фильтрационную мембрану, нанесенную на твердую пористую неорганическую подложку. Мембрана на подложке содержит наночастицы металлокоординационного полимера с CN-лигандами, содержащего катионы Mn+, где М есть переходный металл, и n равно 2 или 3; и анионы Alk+y[M'(CN)m]x-, где Alk означает щелочной металл, y равно 0, 1 или 2, М' означает переходный металл, x равно 3 или 4, и m равно 6 или 8. Указанные катионы Mn+ координационного полимера соединены металлоорганической или координационной связью с органической группой органической прививки, химически связанной с поверхностью фильтрационной мембраны, внутри пор фильтрационной мембраны и, возможно, внутри пор подложки. Способ выделения по меньшей мере одного катиона металла и твердых частиц из жидкой среды, в которой они находятся, с применением указанной мембраны на подложке, включает контакт потока жидкой среды с первой противоположной подложке стороной мембраны на подложке. Вторая часть потока жидкой среды, не прошедшая через мембрану на подложке, собирается на первой стороне мембраны и образовывает реагент, обогащенный твердыми частицами. Катион металла иммобилизован на поверхности твердой пористой неорганической фильтрационной мембраны, внутри пор мембраны и, возможно, внутри пор твердой пористой неорганической подложки. Изобретение позволяет с высокой эффективностью осуществить одновременно отделение твердых частиц и катионов металлов, в частности радиоактивных, содержащихся в жидкости. 3 н. и 25 з.п. ф-лы, 8 ил, 3 табл, 4 пр.