СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ
METHOD FOR LIQUID RADIOACTIVE WASTE PROCESSING

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, 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:
3
6
3
солесодержание 289 г/дм; рН=10,9; удельная активность Cs-137 - 2,4⋅10 Бк/дм.
3
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/дм. 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:
3
5
3
4
3
солесодержание 262 г/дм; рН=9,8; удельная активность Cs-137 - 5,6⋅10 Бк/дм; Со-60 2,7⋅10 Бк/дм.
3
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/дм.
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.