СПОСОБ ИОНОСЕЛЕКТИВНОЙ ДЕЗАКТИВАЦИИ РАДИОАКТИВНЫХ РАСТВОРОВ
METHOD FOR ION-SELECTIVE DECONTAMINATION OF RADIOACTIVE SOLUTIONS

Изобретение относится к технологии обращения с жидкими радиоактивными отходами ядерного топливно-энергетического цикла и может быть использовано в процессе переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Известно техническое решение по патенту RU 2066493, 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, 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 известного способа относятся 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, фильтр-элементы). Обращение с этими отходами требует специальных дорогостоящих мер радиационной безопасности и охраны, поэтому их транспортировка, утилизация и хранение (захоронение) влечет значительные экономические затраты.
Известен 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.
Наиболее близким техническим решением, выбранным в качестве прототипа, является «Способ переработки жидких радиоактивных отходов», патент RU2631244, опубл.20.09.2017 г.. Указанный 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 из упомянутой емкости, перемешивания с сорбентом и отведения очищенного раствора проводятся несколько раз.
Основные недостатки данного способа: необходимость использования дорогих, высококачественных отверждающих материалов для получения прочного монолитного компаунда (цементы высоких марок, специальные присадки и пластификаторы, полимерные связующие); необходимы специальные мешалки с мощным энергоемким приводом для гомогенного перемешивания отработавших радиоактивных селективных сорбентов с компонентами отверждающих материалов; многократное увеличение массы твердых радиоактивных отходов, направляемых на захоронение (поскольку к массе отработавших сорбентов добавляется масса отвердающих материалов, значительно превышающая массу отверждаемых сорбентов); значительное увеличение стоимости захоронения полученных твердых радиоактивных отходов (стоимость зависит от массы радиоактивных отходов, направляемых на захоронение, а к массе сорбентов добавляется масса отверждающих материалов); на территории ядерного объекта в "грязной" зоне, необходимы дополнительные площади для размещения специального оборудования для хранения, взвешивания, дозирования и перемещения компонентов отверждающих материалов, необходимы специальные дозаторы, бункеры, питатели, весы и др. оборудование для организации отверждения отработавших селективных сорбентов, необходимы сложные дорогостоящие анализы и исследования образцов компаунда, полученного при отверждении отработавших радиоактивных сорбентов, подтверждающие высокое качество формообразующей матрицы полученных твердых радиоактивных отходов; облучение персонала, работающего в "грязной" зоне при отверждении отработавших радиоактивных сорбентов (после введения связующих необходимо длительное, до 28 суток, созревание полученного компаунда).
Задачей заявляемого изобретения является устранение вышеуказанных недостатков.
Техническим результатом заявляемого изобретения является снижение дозовой нагрузки на персонал во время ионоселективной дезактивации радиоактивных растворов, упрощение технологического процесса переработки радиоактивных растворов, а именно исключение использования отверждающих материалов и оборудования для их использования, уменьшение количества других аппаратов, требующих специального обслуживания, уменьшение массы твердых радиоактивных отходов, направляемых на захоронение.
Для достижения указанного технического результата предлагается способ ионоселективной дезактивации радиоактивных растворов, включающий отделение от жидкой фазы шламов, коллоидов и взвешенных частиц, удаление из жидкой фазы раствора радионуклидов с применением селективных сорбентов путем взаимодействия радиоактивных растворов с селективными сорбентами, находящимися 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, причем, после отведения из емкости через фильтр-элемент очищенного и дезактивированного раствора, оставшиеся в емкости шламы, коллоиды, взвешенные частицы и отработавшие сорбенты осушают удаляя из емкости свободную жидкость.
Заявленный спооб, включающий отделение от жидкой фазы радиоактивных растворов шламов, коллоидов и взвешенных частиц и удаление из жидкой фазы радионуклидов с применением селективных сорбентов, характеризуется тем, что радиоактивный раствор контактирует с одним или несколькими селективными сорбентами, находящимися в емкости, 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 ионоселективной дезактивации радиоактивных растворов могут использоваться один или несколько селективных сорбентов. Емкости, применяемые для удаления из раствора шламов, коллоидов и взвешенных частиц, могут иметь два или более фильтр-элементов. Очищаемый от нерастворимых частиц раствор может быть пропущен через две и более соединенных последовательно емкостей, снабженных фильтр-элементами. После использования емкости, содержащие отработавшие селективные сорбенты и удаленные из жидкой фазы нерастворимые вещества, осушают, удаляя содержащуюся свободную жидкость из емкостей. Стадии закачивания радиоактивных растворов в емкость с сорбентами  и отведения очищенного раствора из емкости могут проводиться несколько раз. Контейнеры, внутри которых размещают емкости с отделенными радиоактивными шламами и отработавшими сорбентами, являются конечным видом упаковки твердых радиоактивных отходов,они не требуют дальнейшего кондиционирования и могут быть сразу отправлены для захоронения в хранилища твердых радиоактивных отходов. Биологическая защита контейнера изготовлена таким образом, чтобы исключить проникновение излучения за пределы контейнера и обеспечить его радиационную безопасность.
Примеры реализации способа.
Пример 1. Заявленным способом дезактивировали радиоактивный раствор следующего состава: солесодержание 189 г/дм3; рН=10,7; удельная активность Cs-137 - 8,4⋅106 Бк/дм3 . В металлическую емкость объемом 200 литров, помещенную в защитный бетонный кожух, закачали 100 литров радиоактивного раствора и добавили 10 литров порошкового селективного сорбента на основе ферроцианида никеля с размером частиц от 50 до 300 мкм. После перемешивания в течение 20 минут лопастной мешалкой 90 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 90 литров исходного радиоактивного раствора и повторили процедуру дезактивации. Всего было проведено 10 циклов очистки, суммарный объем очищенного раствора составил более 900 литров. После 10-го цикла через емкость стали продувать горячий воздух, контролируя датчиками содержание влаги в воздухе, выходящем из емкости с отработавшими сорбентами, и направляемом в систему специальной вентиляции ядерного объекта. Когда содержание влаги во входящем в емкость с отработавшим сорбентом воздухе и воздухе выходящем из нее сравнялись, процесс удаления свободной жидкости из емкости прекратили.
Пример 2. Заявленным способом переработали 700 литров ЖРО следующего состава: солесодержание 172 г/дм3 ; рН=9,9; удельная активность Cs-137 - 7,6⋅105 Бк/дм3 ; Со-60 1,7⋅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 радиоактивного раствора. 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 емкость осушили как в примере 1. Содержание радионуклидов цезия и кобальта в очищенном растворе составляло менее 10 Бк/дм3 .
Использование предлагаемого способа позволяет снизить дозовую нагрузку на персонал во время дезактивации радиоактивных растворов, упростить и удешевить технологический процесс их переработки, 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.