способ обработки жидких радиоактивных отходов ядерной энергетической установки

Формула изобретения

Способ обработки жидких радиоактивных отходов ядерной энергетической установки, включающий очистку жидких радиоактивных отходов от радионуклидов и их остекловывание, отличающийся тем, что жидкие радиоактивные отходы перед остекловыванием подвергают очистке от радионуклидов до суммарной радиоактивности в пересчете на сухой остаток не выше нормы радиационной безопасности, а соли, содержащиеся в прошедших очистку от радионуклидов жидких радиоактивных отходов, переводят в твердую фазу, отделяют от жидкой фазы и направляют на остекловывание.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области ядерной энергетики и касается вопросов утилизации жидких радиоактивных отходов, преимущественно атомной электрической станции (АЭС), включая АЭС с борным регулированием.

Известен способ обработки жидких радиоактивных отходов АЭС, включающий сбор жидких радиоактивных отходов, концентрирование и остекловывание их с последующим захоронением продукта остекловывания жидких радиоактивных отходов АЭС (Коростылев Д.П. Водный режим и обработка радиоактивных вод АЭС, М., Энергоатомиздат, 1983, с. 222-225). Недостатком данного способа является исключение возможности использования продукта остекловывания жидких радиоактивных отходов в народном хозяйстве.

Наиболее близким к предложенному является известный способ обработки жидких радиоактивных отходов АЭС, включающий сбор жидких радиоактивных отходов, концентрирование и их остекловывание, в котором жидкие радиоактивные отходы перед остекловыванием подвергают очистке от радионуклидов, причем очистку от радионуклидов ведут до суммарной радиоактивности не выше определенной из соотношения

A_с = N/C,

где A_с - суммарная радиоактивность жидких радиоактивных отходов в пересчете на сухой остаток, Ки/кг;

N - норма радиационной безопасности, Ки/кг;

C - степень наполнения стекломассы сухим остатком жидких радиоактивных отходов (массовые доли), выбранная в интервале 0,1-0,5 (см., например, Патент Украины N 13787 МПК G 21 F 9/12, опубл. 25.04.97. Бюл. N 2 - прототип).

Основными недостатками данного известного способа являются значительный объем отходов, подлежащих захоронению, недостаточная технологичность изготовления технического стекла, формованных изделий из него, удовлетворяющих действующим нормам радиационной безопасности по содержанию радионуклидов, с размещенным в них продуктом взаимодействия сухого остатка жидких радиоактивных отходов со стеклообразующими добавками, что обусловлено как необходимостью регулирования глубины очистки жидких радиоактивных отходов от радионуклидов в зависимости от степени наполнения стекломассы сухим остатком жидких радиоактивных отходов, так и с осаждением из концентрата жидких радиоактивных отходов, прошедших вышеуказанную очистку от радионуклидов, твердой фазы в трубопроводе в процессе транспортирования к установке смешения со стеклообразующими добавками для проведения процесса остекловывания, что недопустимо по условиям эксплуатации оборудования.

В задачу изобретения входит усовершенствование известного способа обработки жидких радиоактивных отходов ядерной энергетической установки, принятого в качестве прототипа, с повышением экологичности и технологичности изготовления технического стекла и формованных изделий из него, удовлетворяющих действующим нормам радиационной безопасности по содержанию радионуклидов, с размещенным в нем продуктом взаимодействия сухого остатка жидких радиоактивных отходов со стеклообразующими добавками, с сокращением объема отходов, подлежащих захоронению.

Указанная задача решается изобретением за счет достижения технического результата, заключающегося в том, что создаются условия для утилизации и переработки подавляющей части химических веществ, содержащихся в жидких радиоактивных отходах ядерной энергетической установки, и при этом отпадает потребность в регулировании глубины очистки жидких радиоактивных отходов от радионуклидов в зависимости от степени наполнения стекломассы сухим остатком жидких радиоактивных отходов и одновременно устраняется необходимость транспортирования по трубопроводу жидких радиоактивных отходов от узла очистки от радионуклидов к установке смешения со стеклообразующими добавками для проведения процесса остекловывания.

Данный технический результат достигается в способе обработки жидких радиоактивных отходов ядерной энергетической установки, включающем очистку жидких радиоактивных отходов от радионуклидов и их остекловывание, в котором жидкие радиоактивные отходы перед остекловыванием подвергают очистке от радионуклидов до суммарной радиоактивности в пересчете на сухой остаток не выше нормы радиационной безопасности, а соли, содержащиеся в прошедших очистку от радионуклидов жидких радиоактивных отходах, переводят в твердую фазу, отделяют от жидкой фазы и направляют на остекловывание.

Предложенный способ предусматривает вполне определенный порядок выполнения действий, в том числе действий, известных из опубликованных источников патентной и научно-технической информации, в частности, таких, как очистка жидких радиоактивных отходов от радионуклидов в коагуляторе (с добавкой ферро-ферроцианидов) (см., например, Патент РФ N 2000615, МПК G 21 F 9/12, опубл. 30.09.1993, Бюл. N 33-36), разделение жидкой и твердой фаз в жидких радиоактивных отходах за счет концентрирования в выпарном аппарате и последующего охлаждения концентрата в кристаллизаторе, с отделением твердой фазы в центрифуге (см., например, Международная заявка PCT/RU93/00290, МПК 5 C 21 F 9/08, международная публикация WO 94/14168 от 23 июня 1994 г.), что, тем не менее, позволяет при этом достигнуть получение заданного технического результата и обеспечить утилизацию и переработку подавляющей части химических веществ, содержащихся в жидких радиоактивных отходах ядерной энергетической установки, с получением на конечной стадии технологического процесса обработки жидких радиоактивных отходов технического стекла, стеклогранулята, формованных изделий из технического стекла, удовлетворяющих нормам радиационной безопасности, применимых, в частности, на АЭС, и, кроме того, так как на смешение со стеклообразующими добавками для проведения процесса остекловывания направляют солевую твердую фазу жидких радиоактивных отходов, удовлетворяющую нормам радиационной безопасности, то тем самым открывается возможность усреднения вышеупомянутых солевых твердых отходов с различных ядерных энергетических установок АЭС (АЭС с борным регулированием в том числе) перед их остекловыванием, в частности, на установке остекловывания, размещенной за пределами ядерной энергетической установки АЭС, например, на стекольном производстве, что расширяет технологические возможности способа и повышает его экологическую безопасность.

Изобретение предлагается осуществить следующим образом.

Пример 1. Жидкие радиоактивные АЭС с суммарной радиоактивностью 510^-6 Ки/л при общем солесодержании 5 кг/м³ и pH 8,5 подвергают очистке от радионуклидов в коагуляторе (с добавкой ферро-ферроцианидов) до суммарной радиоактивности 0,910^-9 Ки/л (1,810^-7 Ки/кг в пересчете на сухой остаток). Отделенный в коагуляторе шлам, в котором аккумулировано менее 5% солей, содержавшихся в исходных жидких радиоактивных отходах, смешивают с цементом при степени наполнения последнего 0,25 (массовые доли) и после отверждения направляют в хранилище твердых радиоактивных отходов, а жидкие радиоактивные отходы, прошедшие вышеуказанную очистку от радионуклидов, направляют на концентрирование в выпарной аппарат, упаренный концентрат с общим солесодержанием 500 г/л и суммарной радиоактивностью 910^-8 Ки/л (1,810^-7 Ки/кг в пересчете на сухой остаток) направляют в кристаллизатор, где концентрат охлаждается при постоянном перемешивании до температуры стабилизации 20^oC, полученную в кристаллизаторе суспензию подают на разделение в центрифугу, отделенную в центрифуге от маточного раствора (фугата) твердую фазу, в которой сконцентрирована подавляющая часть солей, содержащихся в жидких радиоактивных отходах ядерной энергетической установки, затаривают в емкость и в емкости транспортируют на стекольное производство, вынесенное за пределы АЭС, на установку остекловывания для проведения остекловывания (с использованием стеклообразующих добавок) при степени наполнения стекломассы твердой фазой жидких радиоактивных отходов 0,4 (массовые доли); продукт остекловывания твердой фазы жидких радиоактивных отходов с суммарной радиоактивностью 7,510^-8 Ки/кг подвергают гранулированию, полученный стеклогранулят направляют на дополнительный нагрев; из расплава стеклогранулята формуют трубопроводы для непищевых продуктов, изоляторы линий электропередач, удовлетворяющие норме радиационной безопасности по содержанию радионуклидов - не более 210^-7 Ки/кг согласно НРБ-96.

Пример 2. То же, что и в примере 1, но упаривание жидких радиоактивных отходов в выпарном аппарате ведут до удаления жидкой фазы, а выгруженную из выпарного аппарата твердую фазу с суммарной радиоактивностью 1,810^-7 Ки/кг, в которой сконцентрированы соли, содержащиеся в жидких радиоактивных отходах ядерной энергетической установки, направляют, минуя кристаллизатор и центрифугу, непосредственно на установку остекловывания для проведения остекловывания (с использованием стеклообразующих добавок) при степени наполнения стекломассы солевой твердой фазой жидких радиоактивных отходов 0,4 (массовые доли) с получением на выходе технического стекла с суммарной радиоактивностью 7,510^-8 Ки/кг, удовлетворяющего норме радиационной безопасности по содержанию радионуклидов, установленной в НРБ-96.

При промышленном применении изобретения в атомной, стекольной промышленности может быть создано технологичное и экологичное производство изделий из технического стекла, например, трубопроводов для непищевых продуктов, изоляторов ЛЭП, удовлетворяющих нормам радиационной безопасности, являющихся продуктом переработки жидких радиоактивных отходов АЭС, с борным регулированием, в частности.