СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ
METHOD OF PROCESSING LIQUID RADIOACTIVE WASTES

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к радиохимической переработке облученного ядерного топлива, и может быть использовано в технологических схемах переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), содержащих нитрат-ион.
x
Радиохимическая переработка облученных топливных элементов ядерных реакторов с целью извлечения рециклируемых компонентов топлива генерирует большое количество водных растворов, содержащих радиоактивные отходы. Указанные отходы, являясь коррозионно-опасными, создают проблемы при обращении с ними. При длительном хранении происходит распад высокоактивных продуктов деления. Отходы, содержащиеся в водных растворах, путем упаривания, кальцинации с последующим спеканием или остекловыванием переводят в твердую форму, которая позволяет сократить объем продукта по отношению к объему раствора, и минимизирует проблемы при долговременном хранении. Радиоактивные растворы содержат значительные количества нитрат- и нитрит ионов, преимущественно в виде солей натрия. Подготовка твердой матрицы для хранения отходов посредством вышеупомянутых процедур связано с образованием большого количества токсичных оксидов азота (NO), особенно диоксида азота.
Известен способ переработки ЖРО, содержащих нитрат натрия, путем перевода их в твердое состояние путем высушивания с последующим разложением высушенных солей до образования смеси окислов (Никифоров А.С. и др. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. - М.: Энергоатомиздат, 1985, с. 143-148).
Недостатком данного решения является значительное выделение токсичных газов, отсутствие компактности конечного продукта, высокая степень выщелачивания радионуклидов.
Известен способ отверждения ЖРО для последующего длительного хранения в твердой фазе, содержащих существенные количества натриевых соединений посредством прокаливания в обжиговой печи с псевдоожиженным слоем. Образование нитрата натрия, вызывающего агломерацию частиц псевдоожиженного слоя, замедляется при помощи добавления алюминия и фторида к отходам с целью получения во время прокаливания криолита. Отходящий газ обжиговой печи очищают раствором, содержащим алюминий, для связывания в комплексное соединение любого фторида, который может быть высвобожден при последующем растворении криолита, и предотвращения коррозии в системе очистки отходящих газов (патент US 3943062, МПК G21F 9/16; опубл. 09.03.1976).
Недостатком данного способа является выделение токсичных газов, возможность образования отложений фтористых солей в коммуникациях, коррозионное воздействие на конструкционные материалы оборудования.
Известен способ переработки ЖРО, согласно которому указанные отходы, содержащие нитраты одно- и поливалентных катионов, упаривают до солевого плава, добавляют к кубовому остатку реагент-восстановитель нитрат-ионов и проводят термическую обработку кубового остатка с последующей кальцинацией; в качестве реагента-восстановителя используют карбамид (патент US 3 962 114, МПК G21F 9/08; опубл. 08.06.1976).
Разложение нитрата натрия протекает по следующей схеме
3
2
2
2
2
2
3
2
NaNO+3CO(NH)+O=NaOH+2N+3CO+3NH+HO
Данный способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих нитрат натрия, выбран нами в качестве прототипа.
Основными недостатками указанного способа являются:
- низкая эффективность восстановления нитрат-иона за счет разложения карбамида при температуре 132°С и выше;
- выделение аммиака (3 моля газа на 1 моль нитрата натрия) в качестве продукта реакции и, как следствие, возникновение пожароопасных условий при ведении процесса с подачей кислорода (газ-реагент) в зону реакции;
- высокий удельный расход карбамида - 68% масс. карбамида на 32% масс. нитрата натрия.
Задачей изобретения является повышение безопасности проведения процесса путем исключения выделения аммиака в процессе отверждения жидких радиоактивных отходов, уменьшение удельного расхода восстанавливающего агента по отношению к массе нитрату натрия в перерабатываемом растворе.
Поставленная задача решается тем, что в способе переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих нитраты одно- и поливалентных катионов, включающий упаривание ЖРО до солевого плава, добавление к кубовому остатку реагента-восстановителя нитрат-ионов и термическую обработку кубового остатка с последующей кальцинацией, в качестве реагента-восстановителя используют дициандиамид (цианогуанидин) в виде насыщенного раствора.
Разложение нитрата натрия с участием в реакции дициандиамида (ДЦДА) протекает по следующей схеме:
2
4
4
3
2
2
2
2
3
5CHN+12NaNO=4CO+10НО+16N+6NaCO
Удельный расход дициандиамида составляет 29% масс. на 71% масс. нитрата натрия.
Пример выполнения.
Имитатор жидких радиоактивных отходов был приготовлен аналогично прототипу. Реагент-восстановитель (дициандиамид) вводили после упаривания имитатора до состояния солевого плава при массовом дициандиамид : нитрат-ион равном 1:1,9 в виде предварительно приготовленного насыщенного при 80°С раствора (концентрация ДЦДА - 30%). Полученную смесь доупаривали и нагревали далее до стадии интенсивного газовыделения. Анализ отходящих газов показал ожидаемое отсутствие в них аммиака.
Процесс газовыделения полностью завершился при температуре 350°С. Далее прореагировавшую смесь, в основном карбонат натрия, охлаждали. После чего конечный продукт проанализировали на наличие нитрат-иона. Нитрат-ион не был обнаружен. Массовый расход реагента-восстановителя уменьшается в 5 раз по сравнению со способом по прототипу.