система очистки воды бассейнов выдержки твердых радиоактивных отходов

Формула изобретения

1. Система очистки воды бассейнов выдержки твердых радиоактивных отходов, включающая узлы фильтрации и обессоливания воды, отличающаяся тем, что система дополнительно снабжена транспортными коммуникациями для удаления твердых радиоактивных отходов и узлом сорбционной очистки воды от радионуклидов, размещенным в воде бассейна, причем узел сорбционной очистки находится между узлами фильтрации и обессоливания воды и состоит из одной или нескольких стационарных ячеек с заменяемыми капсулами с сорбентом.

2. Система по п.1, отличающаяся тем, что в качестве сорбентов используют неорганические или композиционные сорбенты, селективные к радионуклидам, определяющим радиационный фон бассейна.

3. Система по п.1 или 2, отличающаяся тем, что после исчерпания емкости сорбента заменяемые капсулы удаляются из бассейна в сборе в виде твердых отходов по транспортным коммуникациям для удаления твердых радиоактивных отходов из бассейна.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано для очистки радиоактивно загрязненной воды бассейнов выдержки твердых радиоактивных отходов (ТРО), в частности, бассейнов хранения отработавшего топлива ядерных реакторов.

Известна система очистки воды бассейна, включавшая узел сорбционной очистки воды от радионуклидов, размешенный в воде бассейна, и транспортные коммуникации, позволявшие после демонтажа узла опускать устройство на дно бассейна для хранения /Заявка Японии N 56-12835, 1976. кл. G 21 F 9/06, G 21 F 9/30. Опубликована 24.03.81, N 6-321/. Данная система не требует биозащиты, однако не позволяет проводить комплексную очистку воды - от взвесей, радионуклидов и химических примесей. Кроме того, недостатком системы является сложность захоронения устройства, поскольку по мере накопления отработавших устройств в бассейне возникнет необходимость их эвакуации. В тоже время устройства достаточно громоздки, поскольку являются неразборными и демонтируются целиком вместе с коммуникационными линиями, поэтому их транспортировка представляется затруднительной.

Известна система очистки радиоактивно загрязненных вод от радионуклидов цезия, включающая узел фильтрации и узел сорбционной очистки воды от цезия на селективном неорганическом сорбенте /Рекламно- информационное сообщение фирмы IVO international LTD. - IVO - Cs Treat an effective method for removal of cesium from evaporator concentrates/. Система позволяет эффективно очищать воду от основного радиоактивного компонента, но не обеспечивает химической очистки (обессоливания) воды. Кроме того, система требует серьезной биозащиты сорбционных колонн, возникают сложности с эвакуацией отработавшего сорбента.

Наиболее близкой по технической сущности является система очистки воды бассейнов, выбранная в качестве прототипа /Охрана окружающей среды на предприятиях атомной промышленности/. Ф.З.Ширяев, В.И.Карпов, В.М.Крупчатников и др. - М. : Энергоиздат> 1982. - с. 145/. Она включает узел фильтрации (очистки воды от механических примесей) и узел обессоливания воды на ионообменных колоннах и применяется на бассейнах АЭС и радиохимических заводах. Все указанные бассейны, кроме того, оборудованы транспортными коммуникациями для выгрузки ТРО, однако вследствие их функционального назначения непосредственного отношения к системе очистки коммуникации не имеют. Система водоочистки позволяет проводить глубокую очистку воды от солей и радионуклидов, однако имеет следующие недостатки: невысокую емкость ионообменных смол по радионуклидам щелочных элементов (цезий-137,134), зачастую определяющих радиационный фон бассейна, возникает проблема биозащиты ионообменных колонн. Все это обуславливает общий низкий ресурс работы колонн до регенерации. Кроме того, при регенерации образуются большие объемы жидких радиоактивных отходов, требующих организации их хранения и отверждения.

Задачей изобретения является увеличение ресурса работы узла обессоливания со снятием проблемы биозащиты, включение радионуклидов в твердую матрицу и упрощение операции захоронения.

Поставленная задача достигается тем, что между узлом фильтрации и узлом обессоливания воды находится узел сорбционной очистки воды от определяющих радиационный фон радионуклидов на селективных неорганических или композиционных сорбентах, размешенный в воде бассейна и состоящий из одной или нескольких стационарных ячеек и установленных в них заменяемых цилиндрических капсул с сорбентом, причем габариты капсулы соответствуют размерам контейнеров транспортных коммуникаций для удаления ТРО из бассейна.

Сопоставительный анализ с прототипом позволяет сделать вывод, что заявляемая система очистки дополнительно снабжена узлом сорбционной очистки воды от радионуклидов, размещенным в воде бассейна, кремле того в состав системы включаются транспортные коммуникации для удаления ТРО. Таким образом, заявляемое решение соответствует критерию изобретения "новизна".

Отличительный признак изобретения заключается в том, что узел сорбционной очистки воды состоит из двух основных частей - одной или нескольких стационарных ячеек, постоянно находящихся в бассейне, и заменяемых капсул с сорбентом, устанавливаемых в ячейках, причем капсулы загружены неорганическим или композиционным сорбентом, селективным к радионуклидам, определяющим радиационный фон бассейна. Сравнение заявляемого решения с другими техническими решениями в данной области техники не выявило в последних подобную совокупность отличительных признаков, что позволяет сделать вывод о соответствии заявляемого решения критерию "изобретательский уровень".

На чертеже 1 представлена принципиальная компоновка заявляемой системы водоочистки. Система включает узел фильтрации воды от механических примесей 1, узел обессоливания воды на ионообменных колоннах 2, узел сорбционной очистки воды от радионуклидов 3, транспортные коммуникации для удаления ТРО на захоронение 4. Узел сорбционной очистки 3 размещен в воде бассейна 5 и состоит из одной или нескольких стационарных ячеек 6 и заменяемых цилиндрических капсул 7. Стационарная ячейка 6 состоит из корпуса 8, прижимного механизма 9, герметизирующей заглушки 10, подводящей 11 и выводящей 12 линий. Сорбционный узел 3 крепится к щелевому перекрытию 13 или к стене бассейна. Капсулы 7 загружены неорганическими или композиционными сорбентами 14, селективными к определяющим радиационный фон радионуклидам.

Заявляемая система работает следующим образом. Вода из бассейна 5 забирается на очистку и поступает на фильтр 1 для удаления механических примесей. Очищенная от взвесей вода по приемной линии 11 поступает на узел сорбционной очистки воды от радионуклидов 3 в верхнюю часть корпуса 8 стационарной ячейки 6, проходит через слой селективного сорбента 14 в капсуле 7, поступает в нижнюю часть корпуса 8 стационарной ячейки и выходит по линии 12. Прижимной механизм 9 предотвращает попадание воды из верхней части корпуса 8 в нижнюю часть, минуя капсулу 7, а герметизирующая заглушка не позволяет воде выйти из корпуса 8, не пройдя очистку на сорбенте 14. Далее вода поступает на узел обессоливания воды 2, либо, в случае отключения его на профилактику (регенерацию), возвращается в бассейн.

После исчерпания емкости сорбента 14 ячейка 6 вскрывается, капсула 7 извлекается из ячейки 6 и по транспортным коммуникациям 4 отправляется на захоронение на могильник ТРО. Габариты капсулы 7 соответствуют габаритам контейнеров существующих транспортных коммуникаций 4 для удаления ТРО.

При эксплуатации бассейнов выдержки отработавших тепловыделяющих сборок (ОГВС) на АЭС или радиохимических заводах радиационный фон воды часто определяется радионуклидами цезий-137 и цезий-134. В этом случае в качестве сорбентов 14 могут быть использованы композиционные сорбенты марок Селекс - ЦФН или ФЦУ на основе ферроцианидов переходных металлов, селективные к цезию.

При эксплуатации бассейнов выдержки отработавших источников ионизирующего излучения на основе кобальта-60 могут быть использованы неорганические сорбенты типа ГНГ (ГГН) или композиционные сорбенты типа ГГНУ на основе гидратированных оксидов никеля.

В случае загрязнения воды стронцием-90 в качестве загрузки капсулы 7 могут быть использованы композиционные или неорганические сорбенты типа ИСМ, Селекс-ДМТ на основе диоксида марганца.

Для удаления капсул 7 на захоронение на радиохимических заводах могут быть использованы контейнеры транспортных коммуникаций для удаления хвостовиков ОТВС.

Таким образом, определяющие радиационный фон радионуклиды не попадают на узел обессоливания, и ресурс последнего увеличивается, поскольку определяется обменной емкостью ионообменных колонн, а не радиационным фоном на узле обессоливания или активностью фильтрата. Эксперименты показали, что использование заявляемого решения на бассейне-хранилище ОТВС приведет к возрастанию ресурса ионообменных колонн в 2,5 раза с увеличением коэффициента очистки от радионуклидов в 2-4 раза, при этом не требуется решать проблему биозащиты и улучшаются санитарные нормы эксплуатации узла обессоливания. Отработавшие капсулы с сорбентом легко удаляются на захоронение, поскольку они имеют простейшую цилиндрическую форму, компактны, позволяют продление дистанционных работ.