способ очистки жидких радиоактивных отходов

Формула изобретения

1. Способ очистки жидких радиоактивных отходов, включающий их контактирование с природной глиной при повышенной температуре, отличающийся тем, что процесс очистки проводят при температуре не ниже 180^oC и времени контакта не менее 6 ч.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что процесс проводят при соотношении фаз жидкость : твердое 10 : 1.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к способу очистки жидких радиоактивных отходов и может быть использовано в радиохимической технологии при обращении с отходами.

Для очистки жидких радиоактивных отходов обычно применяют ионный обмен и химическое осаждение.

Очистка методами ионного обмена проводится с использованием неорганических природных (глины, цеолиты), синтетических (силикагель) и органических (ионообменные смолы) материалов. Последние обеспечивают высокую степень очистки, но предъявляют жесткие требования к растворам по солесодержанию, наличию взвесей, что обуславливает необходимость предварительной подготовки растворов. Вторичными отходами при использовании смол являются регенерирующие растворы и отработанные смолы, требующие дальнейшей переработки [1].

Очистка методами осаждения проводится с использованием химических осадителей и коагулянтов - гидроксидов Fe, Al, Ti, фосфатов, сульфатов, сульфидов, ферроцианидов меди, цинка, никеля и др. Твердая фаза идет на хранение (захоронение), а жидкая - на дальнейшую переработку. Недостаток методов: необходимы химические осадители, коагулянты и корректировка кислотности раствора, кроме того, твердая фаза может постепенно выщелачиваться водой при длительном хранении [1].

В известном способе [2] осуществляется очистка растворов, содержащих остаточную радиоактивность, путем их контактирования с пористым поглотителем, например Al₂O₃ или силикагелем с крупными порами. Затем поглотитель, содержащий раствор, нагревают до температуры достигающей 400^oC. При этом металлы, содержащиеся в растворе, преобразуются в окислы, реагирующие, по крайней мере частично, с поглотителем. Получаются гранулы, физические свойства которых облегчают обращение с материалом, а также последующую обработку. Недостаток метода: большие энергозатраты и необходимость применения синтетических поглотителей.

В другом способе [3], выбранном нами за прототип, осуществляется переработка жидких радиоактивных отходов, содержащих NaNO₃, в твердое малорастворимое вещество, устойчивое к нагреванию. Способ характеризуется тем, что указанные отходы обрабатывают измельченной в порошок алюмосиликатной глиной (каолин, бентонит и т.п.) при температурах от 30^o до 100^o с целью фиксации радиоактивных солей путем растворения их в матрице алюмосиликата. Этим способом можно фиксировать ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr.

Известный способ не позволяет проводить очистку отходов от актиноидов.

Техническая задача, решаемая изобретением, - повышение степени очистки вод от актиноидов, перевод радиоактивных отходов из жидкой фазы в твердую с прочной фиксацией актиноидов на сорбенте.

Поставленную задачу решают тем, что в способе переработки жидких радиоактивных отходов, путем фиксации их в матрице алюмосиликата, радиоактивные отходы, содержащие актиноиды и продукты коррозии (Fe, Cr), контактируют с природной глиной при температуре не ниже 180^oC в течение не менее 6 часов. При этом соотношение фаз жидкость:твердое = 10:1.

Способ применяют для очистки жидких радиоактивных отходов от тория, урана, плутония.

Способ испытан на растворах, имеющих состав: NaNO₃ = 1.5 моль/л, CH₃COOH= 0.3 моль/л, Th = 10 мг/л, U = 0.1 г/л, Pu = 800 мкг/л, продукты коррозии (Al, Fe, Cr, Ni в сумме = 1 г/л). Раствор указанного состава и природную глину при соотношении фаз жидкость:твердое = 10:1 помещали в автоклав и выдерживали в течение заданного времени при повышенной температуре. Часть опытов проводили при 25^oC.

По истечении заданного времени выдержки автоклав охлаждали, раствор декантировали и анализировали, по результатам анализа определяли коэффициент очистки.

Далее определяли выщелачиваемость металлов, поглощенных глиной, путем контактирования твердой фазы с водой или кислотой (6 M HNO₃ или 6 M HCl) до установления равновесия.

Результаты экспериментов представлены в таблице

Как видно из приведенных данных, при температурах, аналогичных прототипу [3] , степень очистки раствора от актиноидов не велика и прочного фиксирования их на сорбенте не достигается даже при длительном контакте фаз. С ростом температуры очистка увеличивается. При 180^oC коэффициент очистки по плутонию достигает 480, а по торию >1000, при этом обеспечивается их прочная фиксация на твердой фазе. Выщелачиваемость водой не превышает 0.001%.

Источники информации:

1. Рыбальченко А.И., Пименов М.К., Костин П.П. и др. Глубинное захоронение жидких радиоактивных отходов. - М.: Издат, 1994, 256 с.

2. Заявка Франции N 2242752, МПК G 21 F 9/16, 1975 г.

3. Заявка Франции N 2266264, МПК G 21 F 9/16, 1975 г. (прототип).