СПОСОБ ДЕЗАКТИВАЦИИ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ
METHOD FOR RADIOACTIVE WASTE DEACTIVATION

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при дезактивации радиоактивных отходов. Наиболее эффективно заявляемый способ может быть использован для дезактивации твердых радиоактивных отходов (ТРО), в частности отходов среднего (САО) и низкого (НАО) уровней активности, а также очень низкого уровня активности (ОНАО).
Известен способ дезактивации твердой фазы гетерогенных радиоактивных отходов (патент RU 2124768 (Россия)//МКИ G21F 9/28, 19.03.1996, [1]), включающий обработку твердой фазы радиоактивных отходов раствором азотной кислоты, после чего в него вводят растворы пероксида водорода и мочевины и продолжают обработку при концентрации азотной кислоты в растворе 0,01-0,2 моль/л.
Недостатками известного способа являются низкая эффективность процесса дезактивации гетерогенных радиоактивных отходов и сложность дальнейшей переработки отработавшего дезактивирующего раствора из-за присутствия в нем органических соединений.
Известен способ дезактивации внутренних поверхностей оборудования ядерного реактора, используемый при удалении продуктов коррозии с внутренних поверхностей оборудования контуров ядерных энергетических установок, (патент RU 2126182 (Россия)//МКИ G21F 9/00, G21F 9/28, 06.01.1998, [2]), включающий дезактивацию внутренних поверхностей оборудования ядерного реактора путем обработки его растворами на основе щавелевой кислоты в две стадии, при этом на второй стадии обработку ведут разбавленным раствором щавелевой кислоты, содержащим нитрит-ион, нитрит-ион вводится в разбавленный раствор щавелевой кислоты в виде соли азотистой кислоты при следующих концентрациях компонентов: 0,01-0,1 г/л щавелевой кислоты, 0,015-0,1 г/л соли азотистой кислоты, и дезактивацию ведут в течение 3-5 ч при температуре 85-100°С.
Недостатками известного способа являются достаточно высокая длительность процесса дезактивации и значительное газовыделение из-за окисления щавелевой кислоты, приводящее к выбросу летучих радионуклидов из раствора; а также химическая активация металла при обработке, поскольку вместе с отложениями с поверхности в раствор переходят пассивные оксидные пленки.
Известен способ дезактивации загрязненных радионуклидами деталей и аппаратов, используемый для отмывки и дезактивации поверхностей оборудования (патент RU 2165111 (Россия)//МКИ G21F 9/28, 25.05.1999, [3]), включающий попеременный налив в моечные ванны с деталями или в дезактивируемые аппараты растворов окислительных и комплексующих реагентов, их нагрев и выдержку при температуре нагрева. При этом растворами заполняют только часть полости моечной ванны или аппарата, равную 0,25-0,5 ее объема, и нагревают до температуры кипения. Способ включает несколько циклов обработки. В каждом цикле нагрев ведут ступенчато с отключением подачи тепла и перемешивания через каждые 10-15 мин на 3-5 мин общей длительностью каждого цикла 1,5-2,0 ч. Возможен также другой метод нагрева дезактивирующего раствора - постепенный со скоростью 10-15°С в минуту до наступления процесса кипения.
Недостатками известного способа являются высокая длительность процесса и высокая сложность технологического процесса.
2
2
Наиболее близким по технической сущности к заявляемому способу дезактивации радиоактивных отходов является способ локальной дезактивации металлических поверхностей с трудноудаляемыми радиоактивными загрязнениями (патент RU 2723635 (Россия)//МКИ G21F 9/28, 08.11.2019, [4]), включающий анодную поляризацию очищаемых металлических поверхностей. Электрохимическую обработку осуществляют при плотности тока 0,1-10 А/дм с одновременным воздействием на радиоактивно загрязненную металлическую поверхность ультразвуковых колебаний в диапазоне частот 18-100 кГц интенсивностью 2-20 Вт/см. Носителем электролита является композиционный материал, выполненный из сорбента, иммобилизованного между верхним и нижним влагопроницаемыми слоями и насыщенного дезактивирующим раствором. Нижний слой контактирует с очищаемой металлической поверхностью, а на верхний слой укладывают катод в виде пластины или сетки.
Недостатками известного способа являются:
- высокая стоимость дезактивации из-за использования в процессе композиционного материала;
- высокая техническая сложность выполнения дезактивации ввиду необходимости иммобилизовать сорбент между влагопроницаемыми слоями;
- большая сложность обеспечения равномерности контакта дезактивирующего раствора с очищаемой металлической поверхностью детали.
Задачей изобретения является разработка способа дезактивации радиоактивных отходов, позволяющего очистить материалы от радиоактивного загрязнения для дальнейшего использования и снижения объемов, отправляемых на хранение вторичных РАО.
2
Поставленная задача решается за счет того, что радиоактивные отходы, так же, как и в прототипе, подвергают электрохимической и ультразвуковой обработке. Предварительно твердые радиоактивные отходы подвергаю дефрагментации до размеров, пригодных для их размещения в ультразвуковой и электрохимической ванне. Измельченные фрагменты РАО размещают в специальной корзине в объеме ультразвуковой и электрохимической ванны. Ванну заполняют дезактивирующим раствором на основе смеси азотной и плавиковой кислот в соотношении от 2,5:1 до 100:1. При этом концентрация кислот в дезактивирующем растворе составляет: азотная кислота от 5 до 10%, плавиковая кислота от 0,1 до 2%. При заполнении ванны уровень дезактивирующего раствора должен быть выше очищаемых изделий (отходов) на 2-5 см. После чего выполняют нагрев дезактивирующего раствора. Процесс дезактивации радиоактивных отходов проводят при температуре дезактивирующего раствора от 18°С до 50°С. В процессе дезактивации выполняют электрохимическую обработку при этом радиоактивные изделия (отходы) выступают в качестве анода (анодов), а катодами являются отдельно выделенные электроды. Электрохимическую обработку твердых радиоактивных отходов проводят при плотности тока 0,5-20 А/дм. Одновременно выполняют наложение ультразвукового воздействия с мощностью ультразвукового поля 20-40 Вт/л рабочего электролита.
При этом, дезактивирующий раствор может быть использован многократно для очистки некоторого числа радиоактивно загрязненных изделий до момента необходимости его вывода из технологического процесса дезактивации по радиационным критериям (безопасность персонала) или выработки дезактивирующим раствором своих технологических параметров.
Применение электрохимической и ультразвуковой очистки твердых радиоактивных отходов с указанными технологическими параметрами в дезактивирующем растворе смеси азотной и плавиковой кислот при температуре среды от 18°С до 50°С повышает эффективность очистки РАО по сравнению с прототипом, снижает образование вторичных радиоактивных отходов, упрощает внедрение процесса дезактивации.
В предлагаемом способе возможно выполнение дезактивации радиоактивных отходов при периодической переполюсовке электрического поля на электродах. Это позволяет активировать процесс электрохимической дезактивации.
Дезактивацию РАО возможно осуществлять при периодическом воздействии ультразвукового поля на очищаемые изделия. Это позволяет повысить эффективность процесса дезактивации за счет интенсивного кавитационного воздействия («кавитационный удар») на поверхность очищаемых изделий.
Преимуществами заявляемого способа дезактивации радиоактивных отходов являются:
- повышенная эффективность процесса очистки радиоактивных отходов, достигаемая за счет больших значений коэффициента дезактивации;
- повышенная эксплуатационная и экономическая эффективность дезактивации за счет снижения образования объемов вторичных радиоактивных отходов;
- техническая и технологическая простата применения способа дезактивации, обеспечиваемые применением стандартизованного оборудования;
- расширенная область применения, распространяющаяся на дезактивацию не только ОНАО, но и НАО и САО, обусловленная высокой эффективностью и избирательностью дезактивирующего раствора.
Указанные преимущества обеспечиваются тем, что процесс дезактивации включает:
- комплексное воздействие на очищаемые изделия электрохимическим и ультразвуковым полями, при химическом воздействии компонентами дезактивирующего раствора в диапазоне температур от 18°С до 50°С, что позволяет значительно повысить коэффициент дезактивации выше значения 2000;
- оптимальный подбор состава дезактивирующего раствора и параметров процесса дезактивации, что позволяет значительно снизить образование вторичных радиоактивных отходов и материальных затрат на их окончательную локализацию.
Пример осуществления изобретения приведен ниже.
2
В качестве объекта дезактивации выбраны радиоактивные фрагменты паровых труб ядерного реактора РБМК. Паровые трубы предварительно подвергались фрагментации до размеров не более 600 мм в длину. Радиоактивное загрязнение изделий по β-излучению составляло от 85000 до 143000 част/см мин по γ-излучению от 51 до 91 мкЗв/ч.
2
Фрагментированные паровые трубы размещались в внутри ванны дезактивации в специальной корзине. К «телу» труб подводился электрод - «анод». В качестве катода в ванне были размещены дополнительные электроды. Ванна заполнялась дезактивирующим раствором на основе смеси растворов 8% азотной и 2% плавиковой кислот, составленной в отношении 1:1. Дезактивирующий раствор нагревался до температуры 50°С. После этого радиоактивные изделия подвергались одновременному электрохимическому и ультразвуковому воздействию. При этом плотность тока составляла 1 А/дм, а мощность ультразвукового поля 20-40 Вт/л рабочего электролита. Время дезактивации составляло от 30 до 60 мин. Результаты выполненной дезактивации представлены в таблице.
В процессе дезактивации переход металла (растворение) в электролит (вместе с радиоизотопами) не превышал значения 1% от исходного веса изделия.
Отработавший электролит направлялся на нейтрализацию и осаждение с применением раствора NaOH. Значение рН электролита доводили до значений от 4,5 до 11. При этом происходило осаждение гидроксида железа, вместе с которым соосаждались радионуклиды в количестве от 95 до 98% от исходной концентрации в электролите.
Затем выполнялась разделение электролита на жидкую фазу и водонасыщенный осадок. Осадок подвергался дополнительному осушению до полного удаления свободной воды. После чего, осадок, содержащий радионуклиды, кондиционировался в цементную матрицу.