способ очистки от радионуклидов цезия водных радиоактивных технологических сред атомных производств

Формула изобретения

1. Способ очистки от радионуклидов цезия водных радиоактивных технологических сред атомных производств, включающий пропускание потока водных сред через ферроцианидсодержащий сорбент, отличающийся тем, что температуру потока выбирают в интервале 30 - 90^oC, а скорость потока выбирают не меньшей чем 1 10^-4 м/с.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что очистку водных сред от радионуклидов осуществляют на по меньшей мере двух последовательно включенных фильтрах с ферроцианидсодержащим сорбентом, установленных с возможностью отключения головного по ходу потока отработанного фильтра и одновременного включения фильтра со свежей загрузкой на выходе из потока.

3. Способ по п.1 или 2, отличающийся тем, что перед пропусканием водных сред через ферроцианидсодержащий сорбент они подвергаются предварительной очистке от твердых частиц, взвесей и нефтепродуктов.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к атомной промышленности, в частности к технике обработки водных радиоактивных технологических сред, таких как концентрированные жидкие радиоактивные отходы, трапные воды, некондиционные дебалансные воды, теплоносители контуров и пр.

Известен способ очистки жидких радиоактивных отходов атомной электростанции от радионуклидов цезия сорбцией последних на вермикулите [1].

Способ этот малоэффективен, очищенные растворы содержат заметные количества цезия из-за невысокой степени очистки, низкой обменной емкости и селективности сорбента и невысоких кинетических параметров процесса.

Наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату является способ очистки от радионуклидов цезия водных радиоактивных технологических сред атомных производств, включающий пропускание потока водных сред через ферроцианидсодержащий сорбент [2].

Недостатком этого способа является то, что очищенные с его помощью среды согласно нормам радиационной безопасности продолжают оставаться радиоактивными и для достижения нормативных значений концентрации радионуклидов необходимо использовать дополнительное количество сорбента, что увеличивает объем кондиционированных отходов, подлежащих захоронению. Кроме того, этот способ не может эффективно использоваться для обработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) с высоким солесодержанием и высокой вязкостью из-за возможной кристаллизации солей, преимущественно боратных, на сорбенте. Снижение плотности боратных растворов простым разбавлением не приводит к желаемому результату, так как вызывает снижение pH раствора и, соответственно, снижение растворимости солей.

Задача изобретения - повышение эффективности очистки и ресурса работы сорбента, снижение объема радиоактивных отходов, подлежащих длительному хранению или захоронению, повышение уровня радиационной безопасности на АЭС и в окружающей среде и снижение затрат при иммобилизации жидких радиоактивных отходов.

Для решения этой задачи в способе очистки от радионуклидов цезия водных радиоактивных технологических сред атомных производств, включающем пропускание потока водных сред через ферроцианидсодержащий сорбент, температуру потока выбирают в интервале от 30 до 90^oC, а скорость потока выбирают не меньшей, чем 110^-4 м/с.

Очистку водных сред от радионуклидов цезия можно осуществлять на по меньшей мере двух последовательно включенных фильтрах с ферроцианидсодержащим сорбентом, установленных с возможностью отключения головного по ходу потока отработанного фильтра и одновременного включения фильтра со свежей загрузкой на выходе потока.

Перед пропусканием потока водных сред через ферроцианидсодержащий сорбент они могут быть подвергнуты предварительной очистке от твердых частиц, взвесей и нефтепродуктов.

Как установлено нами экспериментально, при проведении процесса очистки в указанном интервале температур предотвращается кристаллизация компонентов раствора с относительно небольшой растворимостью, преимущественно боратных солей на развитой поверхности сорбента, и повышается коэффициент очистки раствора от радионуклидов цезия на селективном сорбенте, в качестве которого преимущественно используют нанесенные на неорганическую основу ферроцианиды переходных металлов. Кроме того, проведение процесса при повышенной температуре способствует повышению его скорости и производительности за счет увеличения скоростей внешней и внутренней диффузии. Установлено также, что повышение температуры не снижало устойчивости неорганических ферроцианидных сорбентов при очистке щелочных радиоактивных растворов, вплоть до значений pH 12. При малых концентрациях выделяемых радионуклидов из растворов с высоким солесодержанием на степень очистки большое влияние могут оказывать внешнедиффузионные параметры. При заявленной области скоростей и заявленном интервале температур и при их оптимизации относительно солесодержания жидких радиоактивных отходов даже в условиях очистки очень концентрированных отходов поток эффективно перемешивается, что положительно влияет на общую кинетику процесса.

Использование по меньшей мере двух фильтров позволяет увеличить высоту фильтрующего слоя и тем самым повысить степень очистки. Извлечение отработанного головного фильтра и подключение фильтра со свежим сорбентом позволяет более полно использовать обменную емкость сорбента при высокой эффективности очистки.

При предварительной очистке на механическом фильтре из потока вместе со взвесями отфильтровываются сорбированные на них радионуклиды, а очистка от нефтепродуктов позволяет повысить ресурс работы ферроцианидсодержащего сорбента.

Все это обеспечивает настолько эффективную очистку водных технологических сред от радионуклидов цезия, что переводит их в разряд нерадиоактивных и позволяет резко сократить объем радиоактивных отходов, подлежащих длительному контролируемому хранению.

Изобретение иллюстрируется чертежом, где представлена схема осуществления способа.

Предлагаемый способ очистки от радионуклидов цезия водных радиоактивных технологических сред проводится следующим образом.

Обогреваемая емкость 1 заполняется водной радиоактивной технологической средой, где она подогревается до температуры в интервале от 30 до 90^oC в зависимости от солевого состава среды, а также при необходимости разбавляется до солесодержания не более 500 г/л. Затем обрабатываемая среда с предварительной очисткой от твердых частиц, взвесей и нефтепродуктов на механическом фильтре 2, либо без нее направляется в блок очистки среды от радионуклидов цезия, содержащий по меньшей мере два, например три, последовательно включенных фильтра 3, 4 и 5 с ферроцианидсодержащим сорбентом, предпочтительно на неорганической основе. Линейная скорость прохождения потока выбирается не меньшей чем 110^-4 м/с. Очищенная от цезия среда после измерения удельной активности по Cs¹³⁷ и в зависимости от технологических требований либо возвращается в соответствующий технологический контур, либо (если это отходы) направляется на отверждение, хранение (захоронение) в виде солевого остатка, закачивается в подземные горизонты в качестве общепромышленных отходов, либо возвращается на повторную очистку.

При отработке головного по ходу потока фильтра 3 его отключают после предварительной промывки водой и (или) продувки сжатым воздухом, извлекают с рабочего места и после соответствующей подготовки отправляют на захоронение. Перед транспортировкой к месту захоронения отработанный сорбент может быть омоноличен непосредственно в фильтре (фильтре-контейнере) цементированием или другим подходящим способом или может быть отправлен на хранение (захоронение) без омоноличивания. Основными барьерами на пути миграции радионуклидов из отработанного сорбента являются высокая удерживающая способность самого сорбента (коэффициент распределения в системе раствор-сорбент составляет более 10⁶) и оболочка фильтра-контейнера. Одновременно с отключением головного фильтра на выходе потока подключают фильтр 6 со свежей загрузкой сорбента и процесс очистки продолжается.

Пример 1.

Емкость 1 заполнили кубовым остатком хранилища жидких отходов (ХЖО) АЭС с ВВЭР с общим солесодержанием 625 г/л и солесодержанием по боратам 252 г/л. Раствор разбавили до общего солесодержания 312,5 г/л и нагрели до 30^oC. Удельная активность по Cs¹³⁷ полученного раствора составила 2,2510^-4 Ки/л. Прошедший предварительную очистку на фильтре 2 раствор с удельной активностью по Cs¹³⁷ = 1,510^-4 Ки/л пропустили с линейной скоростью 1,3210^-4 м/с через фильтры 3, 4 и 5 с загрузкой ферроцианидсодержащим сорбентом на неорганической основе - ферроцианид никеля на алюмосиликатной матрице (Феникс-А) - по 0,4 л в каждом. Процесс вели при контроле активности раствора. После прохождения 100 колоночных объемов (к.о.) раствора его удельная активность по Cs¹³⁷ после фильтра 5 была меньше 110^-9 Ки/л. После прохождения 187 к.о. удельная активность раствора по Cs¹³⁷ после фильтра 5 составила 6,410^-8 Ки/л, что меньше предельно допустимой концентрации цезия в воде ПДК_Б = 6,510^-8 Ки/л (согласно Нормам радиационной безопасности НРБ- 76/87). В этот момент отработанный фильтр 3 отключили, а фильтр 6 со свежей загрузкой сорбента подключили на выходе потока из фильтра 5.

Пример 2.

То же, что в примере 1, но раствор нагрели до 44^oC. После прохождения 200 к. о. удельная активность раствора по Cs¹³⁷ после фильтра 5 была меньше 10^-9 Ки/л. После прохождения 250 к.о. удельная активность раствора по Cs¹³⁷ после фильтра 5 составила 310^-8 Ки/л.

Пример 3.

То же, что в примере 1, но из емкости 1 на очистку поступал раствор с общим солесодержанием 400 г/л и концентрацией боратов - 162 г/л и удельной активностью по Cs¹³⁷ 1,710^-4 Ки/л, нагретый до 90^oC. После прохождения 190 к. о. удельная активность раствора по Cs¹³⁷ после фильтра 5 - 510^-9 Ки/л, после прохождения 205 к.о. - 6,410^-9 Ки/л.

Пример 4.

Емкость 1 заполнили трапными водами АЭС с ВВЭР с солесодержанием 15 г/л и удельной активностью 9,610^-7 Ки/л и нагрели до 90^oC. После прохождения 6000 к. о. со скоростью 13 м/с удельная активность раствора по Cs¹³⁷ после фильтра составила 5,910^-8 Ки/л.

Пример 5.

То же, что в примере 4, но очистке подвергли теплоноситель первого контура АЭС с ВВЭР солесодержанием 3,2 г/л и исходной удельной активностью 9,410^-6 Ки/л. После прохождения 65 000 к.о. удельная активность раствора по Cs¹³⁷ после фильтра составила 5,510^-8 Ки/л.

Пример 6.

То же, что в примере 1, но емкость 1 заполнили кубовым остатком хранилища жидких радиоактивных отходов АЭС с РБМК с солесодержанием 365 г/л по нитрату натрия и нагрели до 60^oC. Удельная активность раствора по Cs¹³⁷ составляла 5,610^-4 Ки/л. Раствор пропускали с линейной скоростью 2,410^-4 м/с. После прохождения 260 к. о. удельная активность раствора Cs¹³⁷ составила 8,3710^-9 Ки/л.

Источники информации

1. Никифоров А.С. и др. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов М.: Энергоатомиздат, 1985, с. 34.

2. Патент Российской Федерации N 2054316, кл. B 01 J 20/02, G 21 F 9/12, опубл. БИ N 5, 1996 - прототип.