Способ очистки солевых растворов от радионуклидов и установка для его осуществления

Группа изобретений относится к области химической технологии очистки растворов от радиоактивных элементов. Способ очистки солевых растворов от радионуклидов на основе электрохимического получения селективного сорбента - титано-алюминатных гидроксокомплексов, заключается в том, что после выделения стронция в составе сорбента за счет осаждения раствор подвергается фильтрации по меньшей мере в одну стадию. Финишной стадией является фильтрация через микропористые фильтрующие картриджи, обладающие собственной ионообменной емкостью, полученные реакцией поликонденсации многоатомных фенолов с формальдегидом. Имеется также установка для очистки солевых растворов от радионуклидов. Группа изобретений позволяет достигнуть высокой степени очистки рассматриваемых жидких радиоактивных отходов от радиоактивного стронция, обеспечив при этом минимизацию количества твердых отходов, подлежащих захоронению. 2 н. и 12 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.

 

Изобретение относится к области химической технологии очистки растворов от радиоактивных элементов, а именно к очистке воды от жидких радиоактивных отходов, таких как солей щелочноземельных радиоактивных металлов, например стронция.

Изобретение может решить проблему использования атомной энергии, а именно очистку жидких радиоактивных отходов, образующихся при эксплуатации ядерных энергетических установок и при переработке облученного ядерного топлива.

На сегодняшний день существуют различные методы обращения с жидкими радиоактивными отходами, например, методы ионного обмена и выпаривания, адсорбционный, электрохимический, мембранный и другие. Достоинства и недостатки методов относительно задачи очистки жидких радиоактивных отходов рассмотрены в ряде работ.

Например, метод упаривание с предварительным умягчением, отраженный в работе Б.В. Гусакова и др. (ФГУП ВНИПИЭТ, 2006 г., Решение экологических проблем Теченского каскада водоемов на ПО «Маяк», Безопасность ядерных технологий, IX Международная конференция, ProAtom, 2006). Использование данного метода при переработке подобных жидких радиоактивных отходов дает возможность достичь высокой степени концентрирования жидких радиоактивных отходов. Однако, при этом следует принимать во внимание, что упаривание - метод, требующий огромных затрат энергии (около 600 кВт-ч на кубометр получаемой чистой воды) и экономически целесообразен только при неисчерпаемых запасах энергии.

Еще одним известным методом является ионный обмен с предварительным умягчением отраженный так же в работе Б.В. Гусакова и др. (ФГУП ВНИПИЭТ, 2006 г., Решение экологических проблем Теченского каскада водоемов на ПО «Маяк», Безопасность ядерных технологий, IX Международная конференция, ProAtom, 2006). Использование данного метода при переработке подобных жидких радиоактивных отходов дает возможность осуществлять технологический процесс их концентрирования по сравнительно простой и энергоемкой технологии. Существенным недостатком данного метода является большой объем отходов, как в виде жидких солевых растворов после регенерации ионообменных фильтр, так и виде отработанных ионообменных смол.

Из предшествующего уровня техники известно применение экстракционных методов для извлечения радиоактивного стронция из жидких сред. Согласно изобретению «Preparation and use of polymeric materials containing hydrophobic anions and plasticizers for separation of cesium and strontium» (US 5,666,641 от 07.04.1995) для адсорбции радиоактивных цезия и стронция используется полимерный материал, включающий дикарболид или тетрафенилборат кобальта. Согласно изобретению «Extraction processes and solvents for recovery of cesium, strontium, rare earth elements, technetium and actinides from liquid radioactive waste" (US 6,270,737 от 03.03.2000) используется раствор галогенированного карболида собальта и полиэтиленгликоля в бис-тетрафторпропиловом эфире. Общим недостатком указанных изобретений является необходимость утилизации больших объемов отработанных радиоактивных абсорбентов, способных к частичному разложению в процессе хранения.

Известен ряд технических решений с применением неорганических адсорбентов для поглощения радиоактивного стронция. Согласно изобретению «Method of extracting metal ions from an aqueous solution utilizing an antimony silicate sorbent» (US 7,332,089 от 30.09.2003) для поглощения радиоактивного стронция используется продукт смешанного осаждения оксидов кремния и сурьмы. Согласно изобретению «Preparation of granular titanate ion exchangers" (US 6,106,799 от 11.12.1996) в качестве адсорбента используется продукт щелочного осаждения оксида титана. Общим недостатком указанных изобретений является сравнительно медленная кинетика поглощения радиоактивных примесей из жидких сред, снижение эффективности очистки по мере насыщения адсорбента, а также необходимость извлечения из фильтров радиоактивного адсорбента после использования для его дальнейшей утилизации.

Известно техническое решение «Способ очистки водных растворов электроэрозионной коагуляцией» (WO 2014058407 A1 03.12.2012), включающее в себя заполнение разрядной камеры очищаемым водным раствором, размещение в полости разрядной камеры слоя металлических гранул, с воздействием на них электрические импульсы через электроды. Последние подключают к соответствующим выходам генератора импульсов, постепенного разрушения гранул под действием искровых разрядов между ними до образования коагулянтов и воды необходимой чистоты. При этом, согласно техническому решению, слой металлических гранул создают из гранул, изготовленных из стали и алюминия или его сплавов. Стальные гранулы и стальные электроды составляют приблизительно 20-25% от общего объема металлов в очищаемом водном растворе, а указанный раствор подают в полость разрядной камеры в проточном режиме с напором снизу, создавая «псевдокипящий» слой гранул, на которые воздействуют электрическими импульсами прямоугольной формы со скважностью 75-85 микросекунд и амплитудой 300-800 Вольт. Техническое решение относится к средствам для комплексной очистки промышленных и дождевых стоков, а также технологической воды атомных электростанций с целью их дезактивации, преимущественно от радионуклидов - цезия-137 (137Cs), стронция-90 (90Sr), америция-241 (241Ат). Недостатком данного решения является образование большого количества жидких отходов при промывке слоя металлических гранул с целью удаления микрочастиц коагулянта из слоя гранул. Полученные жидкие отходы нуждаются в дополнительных операциях по отделению осадка, содержащего радиоактивные примеси.

Известна так же полезная модель «Устройство для очистки жидких радиоактивных отходов от стронция» (RU 135441 от 12.04.2013). Задача полезной модели решается, за счет введение в технологию очистки жидких радиоактивных отходов использование процессов, при которых происходит выпадение в осадок солей жесткости, но при этом исключаются энергоемкие процессы, связанных с нагревом и особенно испарением воды. Сущность полезной модели заключается в том, что жидкие радиоактивные отходы подвергаются магнитной обработке, а затем нанофильтрации. В результате выделяющиеся при нанофильтрации соли жесткости (в т.ч. содержащие стронций) не выпадают на мембране, а выносятся из мембранной установки в виде взвеси в потоке концентрата. Частицы взвеси улавливаются намоточным фильтром, установленным в линии отвода концентрата из мембраны, а после заполнения фильтра утилизируются вместе с ним. Недостатком полезной модели является использование в качестве инициатора образования солей жесткости только магнитную обработку. Это вызывает необходимое образование осадка только при определенном наборе свойств раствора, а кроме того - не может обеспечить полное удаление из воды солей щелочноземельных металлов, в том числе радиоактивного изотопа стронция.

Известен способ очистки растворов от радионуклидов (RU2118856 от 06.05.1997), который заключается в пропускании раствора через фильтрующие камеры, расположенные коаксиально относительно друг друга и соединенные перфорированным ложным днищем. При этом внутренняя фильтрующая камера заполнена сорбентом селективным к радионуклидам цезия, а внешняя фильтрующая камера – сорбентом селективным к радионуклидам стронция. Раствор, содержащий радионуклиды, с помощью средства для подачи последовательно пропускают через внутреннюю и внешнюю фильтрующие камеры. В качестве сорбента для извлечения цезия преимущественно используют сорбенты на основе ферроцианидов. В качестве сорбента для извлечения стронция преимущественно используют цеолиты, модифицированные фосфатами щелочноземельных металлов, фосфаты щелочноземельных металлов на волокнистой основе или диоксид марганца на волокнистой основе.

Недостатком способа является последовательная фильтрация очищаемой жидкости через сорбенты двух типов. При этом последующая фильтрация производится на материале, не обладающем специфическим сродством к радиоактивным элементам, он используется только для отделения мелкодисперсного сорбента, полученного электрохимическим путем. В отличие от данного технического решения в заявляемом используется электрохимический синтез сорбента производится непосредственно в процессе фильтрации, вследствие чего достигается высокая эффективность связывания радиоактивных примесей.

Известен способ обработки радиоактивных сточных вод (RU 2301465 от 25.11.2003), где в первом реакторе долю органической фракции сокращают путем биологической аэробной обработки. Фильтр/пермеат, отобранный с устройства тангенциальной фильтрации, либо непосредственно используют, либо подают в первый или следующий реактор. В устройстве неполнопоточной фильтрации твердая фаза выделяется гравитационно в резервуарах, в нижней области она уплотняется, в следующей, проходящей над первой зоной, зоной седиментации или над ней через приемный канал подают сконцентрированные сточные воды, идущие от тангенциальной фильтрации, и выше или сбоку от зоны седиментации сточные воды отводят через отводной канал. Изобретение позволяет выбирать и технологически оптимизировать отдельные модули.

Недостатком способа является выделение твердой фракции из сточных вод, что не предполагает использование адсорбционного материала, в отличие от заявляемого, где происходит электрохимический синтез адсорбента с его последующим фильтрационным отделением. При этом отделение твердых частиц от очищаемой жидкости происходит гравитационным способом, в отличие от заявляемого, где отделение твердой фракции происходит за счет фильтрации на микропористых фильтрующих патронах.

Известно изобретение «Способ очистки слабосолевых растворов типа морской воды от радионуклидов и установка для его осуществления» (RU 2101234 от 12.04.2013), который по своим техническим характеристикам взят за прототип. Сущность изобретения способа заключается в том, что слабосолевые растворы типа морской воды очищают от радионуклидов путем их контактирования с неорганическим сорбентом на основе ферроцианида переходного металла и пористого неорганического носителя, с последующим введением химического реагента, осаждающего сульфат-ионы и отделение радиоактивного осадка с последующим его хранением в течение времени, равного 8-10 периодам полураспада выделенных с отделенным осадком радионуклидов. Сущность изобретения установки для очистки слабосолевых растворов типа морской воды от радионуклидов, заключается в содержании последовательно расположенных и соединенных между собой приемных емкостей, блок сорбционной очистки, емкости для осаждения, снабженные дозаторами для ввода химического реагента, отстойники и емкости для хранения радиоактивного осадка, выполненные многосекционными. Недостатком способа по прототипу является использование самопроизвольного осаждения радиоактивного осадка для его отделения от очищенной воды. Этот процесс требует значительного времени, а значит необходимо использование буферных емкостей большого объема, что затрудняет использование способа для обработки значительных количеств жидких радиоактивных отходов.

Недостатком устройства по прототипу является большой объем многосекционных отстойников и емкостей для хранения радиоактивного осадка, которые утяжеляют конструкции, что влечет за собой дополнительную трудоемкость и затраты.

Задачей изобретения является разработка способа и установки для него, позволяющего достигнуть высокой степени очистки рассматриваемых жидких радиоактивных отходов от радиоактивного стронция, обеспечив при этом минимизацию количества твердых отходов, подлежащих захоронению.

Поставленная задача достигается описываемым способом очистки солевых растворов от радионуклидов на основе электрохимического получения селективного сорбента - титано-алюминатных гидроксокомплексов за счет, того что после отделения стронция в составе сорбента за счет осаждения, раствор подвергается фильтрации по меньше мере в одну стадию, причем финишной стадией является фильтрация через микропористые фильтрующие картриджи, обладающие собственной ионообменной емкостью.

Возможен вариант развития способа очистки солевых растворов от радионуклидов характеризующийся тем, что фильтрация через микропористые фильтрующие картриджи осуществляется в режиме тангенциальной фильтрации, так что омывающий поток жидкости обеспечивает постоянное удаление отфильтрованного материала с поверхности картриджа.

Возможен вариант развития способа очистки солевых растворов от радионуклидов характеризующийся тем, что фильтрующие микропористые картриджи получены реакцией поликонденсации многоатомных фенолов с формальдегидом.

Возможен вариант развития способа очистки солевых растворов от радионуклидов характеризующийся тем, что периодически осуществляется обратная промывка фильтрующих микропористых картриджей с использованием сжатого воздуха противотоком со сбросом воды, содержащей удаленный из пор осадок, в блок отделения шлама.

Возможен вариант развития способа очистки солевых растворов от радионуклидов характеризующийся тем, что вода промывки через буферную емкость возвращается в линию подачи жидких радиоактивных отходов на фильтрацию.

Поставленная задача достигается с помощью установки для очистки солевых растворов от радионуклидов, включающая в себя блок автоматики, блок электропитания, блок преобразователей напряжения, блок предварительной фильтрации, блок электрохимической обработки, блок контактно-фильтрационной очистки, блок отделения шлама, и отличающаяся тем, что дополнительно введен блок микрофильтрации, представляющий собой цилиндрический корпус определенных геометрических размеров с установленным в нем по меньше мере одним коаксиально фильтрующим патроном.

Возможен вариант развития установки для очистки солевых растворов от радионуклидов заключающийся в том, что в блоке предварительной фильтрации установлен по меньше мере один фильтр на стальном каркасе с пластиковыми дисками.

Возможен вариант развития установки для очистки солевых растворов от радионуклидов заключающийся в том, что в блоке электрохимической обработки по меньше мере находятся два параллельно соединенных электрохимических аппарата.

Возможен вариант развития установки для очистки солевых растворов от радионуклидов заключающийся в том, что в электрохимический аппарат, находящийся в блоке электрохимической обработки может быть выполнен из нержавеющей стали.

Возможен вариант развития установки для очистки солевых растворов от радионуклидов заключающийся в том, что в блоке контактно фильтрационной очистки может находиться по меньше мере одна накопительная емкость.

Возможен вариант развития установки для очистки солевых растворов от радионуклидов заключающийся в том, что в блоке контактно фильтрационной очистки по меньше мере находится один насос подачи воды, соединенный с контактно накопительной емкостью.

Возможен вариант развития установки для очистки солевых растворов от радионуклидов заключающийся в том, что в блоке микрофильтрации расположены по меньше мере два фильтра.

Возможен вариант развития установки для очистки солевых растворов от радионуклидов заключающийся в том, что в блоке микрофильтрации каждый фильтр соединен со следующим параллельно в режиме тангенциальной фильтрации.

Возможен вариант развития установки для очистки солевых растворов от радионуклидов заключающийся в том, что в блоке отделения шлама по меньше мере находится одна цилиндрическая емкость с коническим сужением.

Возможен вариант развития установки для очистки солевых растворов от радионуклидов заключающийся в том, что в блоке отделения шлама находиться по меньше мере одна управляемая задвижка, расположенная на трубопроводе.

Возможен вариант развития установки для очистки солевых растворов от радионуклидов заключающийся в том, что включает в себя по крайней мере одну накопительную емкость очищенной воды.

Разработанный способ и созданная на его основе установка предназначена для переработки жидких радиоактивных отходов с целью концентрированию радионуклидов в твердой высокостабильной кристаллической матрице и исключению энергоемких операций по упариванию растворов. Принцип работы установки основан на осаждении радионуклидов на специальном адсорбенте, образующемся непосредственно в объеме раствора в результате электрохимического процесса. Частицы адсорбента отделяются от раствора сначала осаждением, а затем фильтрацией, причем в качестве финишной очистки используется тангенциальная фильтрация через микропористые фильтрующие картриджи.

Описанное техническое решение показано на фиг. 1, содержащей следующие основные блоки: блок автоматики (поз. 1), блок электропитания (поз. 2), блок преобразователей напряжения (поз. 3), блок предварительной фильтрации (поз. 4), блок электрохимической обработки (поз. 5), блок контактно-фильтрационной очистки (поз. 6), блок микрофильтрации (поз. 7), блок отделения шлама (поз. 8), накопительные емкости (поз. 10) с датчиками уровня (поз. 9).

При этом блок автоматики (поз. 1) выполнен в специальном металлическом щите (поз. 1_1), имеет вводы для кабелей, соединяющих щит с внешним устройствами: насосами и датчикам и осуществляет:

- контроль состояния датчиков верхнего и нижнего уровня (поз. 9), количество которых не менее одного, и находится в каждой накопительной емкости (поз. 10), количество которых также может варьироваться от одной до n.

- включение и выключение устройств по сигналам от датчиков расхода, уровня и давления,

- индикацию состояния датчиков расхода, уровня и давления.

Блок электропитания (поз. 2) выполнен в специальном металлическом щите (поз. 2_1) и имеет вводы для кабелей, соединяющих щит с внешним электропитанием, аппаратами, и насосами. На внешней панели расположены индикаторы состояния системы и осуществляет:

- подачу напряжения питания на устройства через автоматы защитного отключения,

- выпрямление и автоматическую смену полярности напряжений, подаваемых на блок электрохимической обработки (поз. 5),

- индикацию токов, проходящих в блоке электрохимической обработки,

- аварийное отключение установки в целом.

Блок преобразователей напряжения (поз. 3) выполнен в виде рамы, на которой закреплены автотрансформаторы (поз. 3_1) и трансформаторы (не показаны) и состоит из трех одинаковых узлов понижения напряжения, каждый из которых представляет собой электрически связанную пару: регулируемый автотрансформатор и понижающий трансформатор. Блок осуществляет трансформацию входного сетевого напряжения до значений, необходимых для работы блока электрохимической обработки (поз. 5).

Блок предварительной фильтрации (поз. 4) предназначен для очистки воды от механических примесей размером более 100 мкм. Установка состоит по меньше мере из одного фильтра (поз. 4.2), установленного на стальном каркасе и насоса подачи воды (поз. 4.2). Внутри каждого корпуса фильтра находится пакет пластиковых дисков, зажатых на каркасе из нержавеющих трубок поршнем. Осаждение механических примесей происходит на наружной поверхности пакета.

Для обеспечения сжатия пакета дисков во время фильтрации на корпусе каждого фильтра установлен пневмоцилиндр, управление работой которого осуществляется при помощи нормально открытого и нормально закрытого электромагнитных клапанов, расположенных в верхней части каркаса. В режиме фильтрации через нормально открытый клапан на пневмоцилиндр подается сжатый воздух. В режиме промывки воздух сбрасывается через нормально закрытый клапан.

Блок электрохимической обработки (поз. 5) предназначен для электрохимического синтеза титано-алюминатных гидроксокомплексов, селективно связывающих стронций. Блок состоит по меньше мере из двух параллельно включенных электрохимических аппаратов (поз. 5_1), внутри которых находятся электродные сборки из алюминий-титанового сплава с общей рабочей поверхностью электродов.

Электрохимический аппарат (поз. 5_1) представляет собой цилиндрический сосуд, выполненный из нержавеющей стали.

Блок контактно-фильтрационной очистки (поз. 6) предназначен для предварительной фильтрационный очистки и включает в себя контактные накопительные емкости (поз. 6_1) и блок проточного фильтрования (поз. 6_3) с собственной системой очистки и насосом подачи воды (поз. 6_2). В данном блоке обеспечивается дальнейшая коагуляция первоначально коллоидных титано-алюминатных гидроксокомплексов, завершается фиксация стронция и происходит формирование и частичная дегидратация частиц комплексного алюмо-титаната стронция, отделение образовавшихся частиц сорбента размером до 10 мкм, а также периодический автоматический сброс отфильтрованного материала на блок отделения шлама (поз. 8).

Блок микрофильтрации (поз. 7) обеспечивает удаление из очищаемого раствора частиц размером более одного мкм. В состав аппарата входят по меньше мере два фильтра (поз. 7_3) работающих параллельно в режиме тангенциальной фильтрации. Кроме того в состав входят также насос подачи воды (поз. 7_1) и циркулирующий насос (поз. 7_2).

Блок отделения шлама (поз. 8) представляет собой по меньше мере одну цилиндрическую емкость с коническим сужением (поз. 8_1) в нижней части. Подача промывных и возврат осветленных вод в процесс очистки осуществляется через трубопроводы, оборудованные управляемыми задвижками (поз. 8_3), что позволяет использовать сосуды попеременно, чередую стадии накопления и отстаивания. Шламовый насос (поз. 8_2) предназначен для перекачки отходов на утилизацию и, как правило, подключен к нижней части емкости (поз. 8_1).

Накопительная емкость (поз. 10), предназначена для хранения очищенного солевого раствора, сброс очищенного раствора из емкости производится после контроля на предмет радиационной безопасности. Накопительная емкость представляет собой полимерный бак необходимого объема, количество емкостей может варьироваться от одной до n.

Принцип работы установки основан на способе, который осуществляется после выделения стронция в составе сорбента за счет осаждения раствор подвергается фильтрации по меньше мере в одну стадию, причем финишной стадией является фильтрация через микропористые фильтрующие картриджи, полученные реакцией поликонденсации многоатомных фенолов с формальдегидом. Последние обладают собственной ионообменной емкостью в режиме тангенциальной фильтрации для того, чтобы омывающий поток жидкости обеспечивал постоянное удаление отфильтрованного материала с поверхности картриджа.

Исходная вода из водоема подается с помощью насосной станции в блок предварительной фильтрации I (фиг. 1). Режим работы насосной станции, ее производительность задается в начале цикла работы и в последующем регулируется автоматически в зависимости от сопротивления в аппаратах. В блоке предварительной фильтрации (поз. 4) осуществляет отделение крупных частиц, которые автоматически сбрасываются обратным током воды в случае заполнения фильтрующих элементов. Предварительно профильтрованная вода поступает в электрохимические аппараты (поз. 5_1), блока электрохимической обработки (поз. 5), где проходит в межэлектродном пространстве электродных блоков. В результате электрохимических процессов на поверхности электродов происходит образование титано-алюминатных гидроксокомплексов, которые поступают в протекающую жидкость и необратимо связываются преимущественно с ионами стронция. Для поддержания необходимой кислотности раствора в раствор дозируется раствор соды с помощью двух дозирующих насосов, установленных на входе и выходе из электрохимических аппаратов (поз. 5_1). Коллоидный раствор, полученный в результате электрохимической обработки, поступает через накопительную емкость (поз. 10).

Электрохимическое получение селективного сорбента - титано-алюминатных гидрокомплексов осуществляется непосредственно в процессе обработки жидких радиоактивных отходов, вследствие чего адсорбция радиоактивных элементов происходит одновременно с формированием частиц адсорбента. Это обеспечивает чрезвычайно высокую скорость связывания примесей вследствие большой поверхности контакта зародышей частиц адсорбента с жидкостью. Таким образом, устраняются недостатки использования неорганических сорбентов в виде гранулированных фильтрующих материалов, связанные с замедленной кинетикой адсорбционного процесса. Каждая порция жидких радиоактивных отходов обрабатывается свежей порцией диспергированного адсорбента, при этом количества поглотителя легко регулируется силой тока.

Далее из блока электрохимической обработки вода (поз. 5) вода попадает в блок контактно-фильтрационной очистки (поз. 6), в контактно накопительную емкость (поз. 6_1). Из накопительных емкостей (поз. 6_1) солевой раствор насосами (поз. 6_2) подается на фильтрационные колонны с инертной фильтрующей загрузкой (поз. 6_3). При периодической промывке фильтрационных колонн промывной раствор с частицами адсорбента направляется в блок отделения шлама (поз. 8).

После стадии контакта диспергированного адсорбента жидких радиоактивных отходов поступают на блок микрофильтрации (поз. 7). В качестве фильтрующих модулей могут использоваться пористые картриджи, полученные со полимеризацией многоатомных фенолов с формальдегидом и имеющие равномерную пористую структуру со средним размеров пор менее 0,5 мкм. Фильтрация реализована в режиме тангенциальной фильтрации, при котором поток входящей на фильтр жидкости (поз. 7_3) разбивается на два: первый - поток фильтрации сквозь пористый фильтрующий картридж, второй - поток промывки поверхности фильтрующего картриджа, направленный вдоль его поверхности. Омывающий поток жидкости обеспечивает постоянное удаление отфильтрованного материала с поверхности картриджа, вода промывки через буферную емкость возвращается в линию подачи жидких радиоактивных отходов на фильтрацию. Помимо фильтрации частиц адсорбента пористый материал фильтрующего картриджа обладают собственной способностью к ионообменной адсорбции ионов цезия и стронция и других элементов. Таким образом, обеспечивается дополнительная очистка стоков от растворенных радиоактивных элементов, не связанных на поверхности адсорбента.

Периодически производится обратная промывка с использованием сжатого воздуха картриджей противотоком со сбросом воды, содержащей удаленный из пор осадок, в блок отделения шлама (поз. 8) в цилиндрическую емкость с коническим сужением (поз. 8_1) для отстаивания. В блок отделения шлама (поз. 8) происходит осаждение отработанного адсорбента в виде плотного слоя мелкодисперсного шлама, осветленная вода возвращается в процесс очистки. Шлам с высоким содержанием радиоактивных примесей может легко транспортироваться шламовым насосом для последующей утилизации, при этом процесс перекачки шлама полностью автоматизирован и требует участия оператора.

Из блока микрофильтрации (поз. 7) очищенный раствор поступает в одну или несколько накопительных емкости (поз. 10). Хранение очищенного солевого расхода осуществляется до проведения контроля радиационной безопасности, после чего очищенный раствор сбрасывается в определенный для этой цели естественный или искусственный водоем.

Способ очистки солевых растворов от радионуклидов и установка для него позволяют провести очистку от стронция, что показано на следующем примере.

Установку по изобретению использовали для очистки солевого раствора, близкого по составу к морской воде. Соленость раствора составляла 32 промилле. Солевой раствор был загрязнен изотопом стронция-90, активность раствора составляла более 1000 Бк/дм3. Раствор очищали по описанному способу очистки солевых растворов от радионуклидов с производительностью 1 м3/ч, при это показатель рН раствора поддерживался в диапазоне 7,5-8,5. Периодически контролировали активность исходного раствора, раствора после стадии блока контактно-фильтрационной очистки и после блока микрофильтрации. В качестве, фильтрующей загрузки фильтров блока контактно-фильтрационной очистки использовали кварцевый песок фракции 0,6-1,2 мм. Для микрофильтрации использовали фильтрующие картриджи «Арагон» производства ООО «Акватория», Санкт-Петербург, причем средний размер пор фильтрующих картриджей составлял 0,4-0,5 мкм. Результаты эксперимента приведены в таблице 1 и подтверждают высокую эффективность способа очистки солевых растворов от радионуклидов.

Заявляемый способ очистки солевых растворов от радионуклидов и установка для него позволяет решить проблему использования атомной энергии - очистки жидких радиоактивных отходов, образующихся при эксплуатации ядерных энергетических установок и при переработке облученного ядерного топлива от стронция, а так же в дезактивации объемов накопленной воды в радиоактивно загрязненных поверхностных водоемах в районах функционирования предприятий ядерного топливного цикла.

1. Способ очистки солевых растворов от радионуклидов на основе электрохимического получения селективного сорбента - титано-алюминатных гидроксокомплексов, отличающийся тем, что после выделения стронция в составе сорбента за счет осаждения раствор подвергается фильтрации по меньшей мере в одну стадию, причем финишной стадией является фильтрация через микропористые фильтрующие картриджи, обладающие собственной ионообменной емкостью, полученные реакцией поликонденсации многоатомных фенолов с формальдегидом.

2. Способ очистки солевых растворов от радионуклидов по п. 1, характеризующийся тем, что фильтрация через микропористые фильтрующие картриджи осуществляется в режиме тангенциальной фильтрации, так что омывающий поток жидкости обеспечивает постоянное удаление отфильтрованного материала с поверхности картриджа.

3. Способ очистки солевых растворов от радионуклидов по п. 1, характеризующийся тем, что периодически осуществляется обратная промывка фильтрующих микропористых картриджей с использованием сжатого воздуха противотоком со сбросом воды, содержащей удаленный из пор осадок, в блок отделения шлама.

4. Установка для очистки солевых растворов от радионуклидов, включающая в себя блок автоматики, блок электропитания, блок преобразователей напряжения, блок предварительной фильтрации, блок электрохимической обработки, блок контактно-фильтрационной очистки, блок отделения шлама и характеризующаяся тем, что дополнительно введен блок микрофильтрации, представляющий собой цилиндрический корпус определенных геометрических размеров с установленным в нем по меньшей мере одним коаксиально фильтрующим патроном.

5. Установка для очистки солевых растворов от радионуклидов по п. 4, отличающаяся тем, что в блоке предварительной фильтрации установлен по меньшей мере один фильтр на стальном каркасе с пластиковыми дисками.

6. Установка для очистки солевых растворов от радионуклидов по п. 4, отличающаяся тем, что в блоке электрохимической обработки находятся по меньшей мере два параллельно соединенных электрохимических аппарата.

7. Установка для очистки солевых растворов от радионуклидов по п. 4, отличающаяся тем, что электрохимический аппарат, находящийся в блоке электрохимической обработки, может быть выполнен из нержавеющей стали.

8. Установка для очистки солевых растворов от радионуклидов по п. 4, отличающаяся тем, что в блоке контактно фильтрационной очистки находится по меньшей мере одна накопительная емкость.

9. Установка для очистки солевых растворов от радионуклидов по п. 4, отличающаяся тем, что в блоке контактно фильтрационной очистки находится по меньшей мере один насос подачи воды, соединенный с контактно накопительной емкостью.

10. Установка для очистки солевых растворов от радионуклидов по п. 4, отличающаяся тем, что в блоке микрофильтрации находятся по меньшей мере два фильтра.

11. Установка для очистки солевых растворов от радионуклидов по п. 4, отличающаяся тем, что в блоке микрофильтрации каждый фильтр соединен со следующим параллельно в режиме тангенциальной фильтрации.

12. Установка для очистки солевых растворов от радионуклидов по п. 4, отличающаяся тем, что в блоке отделения шлама находится по меньшей мере одна цилиндрическая емкость с коническим сужением.

13. Установка для очистки солевых растворов от радионуклидов по п. 4, отличающаяся тем, что в блоке отделения шлама по меньшей мере находится одна управляемая задвижка, расположенная на трубопроводе.

14. Установка для очистки солевых растворов от радионуклидов по п. 4, отличающаяся тем, что включает в себя по крайней мере одну накопительную емкость очищенной воды.



 

Похожие патенты:

Группа изобретений относится к радиоаналитической химии и может быть использовано для контроля содержания радионуклидов в пресной и морской воде, в моче людей, пострадавших от радиационных инцидентов, и в пробах различных технологических растворов.

Изобретение относится к ионообменным материалам, способным удалять радионуклиды из воды. Способ селективного удаления радионуклидов стронция из водного потока, содержащего катионы стронция и по меньшей мере один из катионов натрия, калия, кальция или магния, заключается в приведении водного потока в контакт с аморфным силикатом титана, который получают в результате контактирования раствора растворимой соли титана с силикатом натрия и достаточным количеством щелочи при интенсивном перемешивании.

Изобретение относится к радиоаналитической химии, конкретно к технологии сорбционного извлечения из водных сред радионуклидов цезия, их концентрирования и определения содержания в исходном растворе.

Изобретение относится к комплексу оборудования, предназначенного для получения сорбционных материалов для обработки и очистки жидких сред, зараженных токсичными и радиоактивными веществами, преимущественно для извлечения долгоживущих радионуклидов цезия и стронция из высокосолевых растворов, в частности из жидких радиоактивных отходов.

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.

Группа изобретений относится к способу и оборудованию для удаления радиоактивного стронция из сточных вод. Способ обработки сточных вод включает смешение сточных вод с порошкообразным титанатом щелочного металла в реакционном резервуаре, снабженном мешалкой, для твердо-жидкого разделения порошкообразного титаната щелочного металла, на котором адсорбирован радиоактивный стронций, щелочную агрегацию для осаждения стронция в сточных водах, где карбонат-ионы добавляют в количестве, эквивалентном от 1,0 до 2,0 раз к количеству стронция.
Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов, а именно к дезактивации отработанных ионообменных смол (ИОС). Способ дезактивации радиоактивных ионообменных смол включает обработку отработанных радиоактивных ИОС дезактивирующим раствором и очистку дезактивирующего раствора от радионуклидов.

Группа изобретений относится к адсорбентам радиоактивного материала. Адсорбент радиоактивного материала для адсорбции радиоактивного стронция в воде содержит порошок титаната, представленного химической формулой K2Ti2O5.

Группа изобретений относится к водоподготовке и может быть использована в системах снабжения питьевой водой населенных пунктов, санаториев, домов отдыха, коттеджей, индивидуальных домовладений, располагающих подземными радоновыми водами с выходами их на поверхность.

Группа изобретений относится к сорбентам для очистки технологических вод и радиоактивных отходов. Сорбционный материал для извлечения радионуклидов стронция, представляющий собой композит силиката бария игольчатой структуры и пористого кристаллического сульфата бария.

Группа изобретений относится к области химической технологии очистки растворов от радиоактивных элементов. Способ очистки солевых растворов от радионуклидов на основе электрохимического получения селективного сорбента - титано-алюминатных гидроксокомплексов, заключается в том, что после выделения стронция в составе сорбента за счет осаждения раствор подвергается фильтрации по меньшей мере в одну стадию. Финишной стадией является фильтрация через микропористые фильтрующие картриджи, обладающие собственной ионообменной емкостью, полученные реакцией поликонденсации многоатомных фенолов с формальдегидом. Имеется также установка для очистки солевых растворов от радионуклидов. Группа изобретений позволяет достигнуть высокой степени очистки рассматриваемых жидких радиоактивных отходов от радиоактивного стронция, обеспечив при этом минимизацию количества твердых отходов, подлежащих захоронению. 2 н. и 12 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.

Наверх