Поиск патентов
ПАТЕНТНЫЙ ПОИСК В РФ

способ переработки радиоактивных растворов, содержащих плутоний и америций

Классы МПК:G21F9/12 абсорбция; адсорбция; ионообмен 
Автор(ы):, , , , ,
Патентообладатель(и):Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" (RU)
Приоритеты:
подача заявки:
2010-08-23
публикация патента:

Изобретение относится к области переработки и утилизации радиоактивных отходов предприятий атомной промышленности. Способ переработки радиоактивных растворов, содержащих плутоний и америций, включает корректировку рН исходных растворов, разделение фаз фильтрованием. Для очистки САО от плутония и америция используют двухстадийную корректировку рН раствора: первая до рН 3,5±0,5 при перемешивании 25±5 мин до образования первичных флоккул; вторая до рН 8,4±0,2 для соосаждения плутония и америция на осадках гидроксидов; сгущенную суспензию трижды промывают водой при объемном соотношении пульпа : вода 1:3; декантаты (фильтраты) и промводы направляют на переработку по технологии очистки НАО; сгущенную суспензию термообрабатывают при температуре не выше 850°С с получением «кальцината», который направляют либо на «временное» хранение с целью будущего извлечения из него ценных элементов, либо на омоноличивание в минералоподобные матрицы (ферросиликатную, Sinroc-С и др.), пригодные для длительного захоронения. Изобретение позволяет упростить и удешевить технологический процесс переработки САО, облегчить обращение с водно-хвостовыми растворами. 1 табл.

Изобретение относится к технологии переработки радиоактивных вод и растворов химико-металлургического и радиохимического производств с целью очистки от радионуклидов плутония и америция.

Известен способ обезвреживания жидких радиоактивных отходов (ЖРО) путем очистки ЖРО на селективных сорбентах после их предварительной обработки различными окислителями и последующего цементирования радиоактивного сорбента (Лифанов Ф.А., Савкин А.Е., Сластенников Ю.Т. Очистка высокосолевых жидких радиоактивных отходов методом селективной сорбции. - В сб. «Радиоактивные отходы. Хранение, транспортировка, переработка. Влияние на человека и окружающую среду. Тезисы докладов». Материалы международной конференции 14-18 октября 1996 г., С.-Петербург: Администрация С.-Петербурга, ЦНИИ КМ «Прометей», доклад С-21, 1996). К недостаткам этого способа относятся необходимость использования специального оборудования, дополнительных реактивов и материалов для оксидирования ЖРО и улавливания радионуклидов, выделяющихся с продуктами оксидирования. Кроме того, при его осуществлении используют дорогостоящие синтетические сорбенты, а в результате получают цементные компаунды с относительно невысокой водостойкостью.

Известен способ переработки кислых жидких среднеактивных отходов (САО) с использованием смолы КУ-2×8. Процесс включает двойное разбавление исходных САО водой, смешивание с жидкими низкоактивными растворами при объемном отношении 1:20 с последующей обработкой смешанного раствора ронгалитом. Недостатками способа являются большое разбавление (примерно в 40 раз) и вывод америция-241 с водно-хвостовыми растворами после смолы КУ-2х8, которые требуют дальнейшей переработки [Никифоров А.С. и др. «Обезвреживание жидких радиоактивных отходов». - М., Энергоатомиздат, 1985].

Наиболее близким техническим решением является способ переработки жидких среднеактивных отходов, согласно которому в растворе ЖРО создают солесодержание суммы неорганических и органических веществ не более 25 г/л, корректируют рН до величины от 8 до 12, вводят в подготовленный раствор ЖРО отобранные фракции природного сорбента и осуществляют сорбцию радионуклидов в статических условиях путем перемешивания раствора ЖРО с сорбентом в течение 1 ч. Затем отделяют полученный радиоактивный сорбент от раствора, сбрасывают сорбент в накопитель и цементируют [ № 2189650, МПК G21F 9/12 «Способ обезвреживания жидких радиоактивных отходов» опубликован 20.09.2002].

К недостаткам способа относятся:

- корректировка рН раствора от 8 до 12, что указывает на значительный расход раствора гидроксида натрия;

- введение солей неорганических и органических веществ;

- использование природного сорбента, что значительно увеличивает массу конечных твердых отходов, содержащих радионуклиды;

- радиоактивный сорбент цементируют, что неприемлемо для таких высокоактивных радионуклидов, как плутоний и америций, которые легко выщелачиваются из цементной матрицы.

Перед авторами стояла задача устранить указанные недостатки, упростить и удешевить технологический процесс переработки САО, облегчить обращение с водно-хвостовыми растворами.

Для решения этой задачи предлагается способ переработки САО, включающий двухстадийный процесс нейтрализации САО раствором гидроксида натрия: в начале до величины рН 3,5±0,5 для зародышей первичных флоккул основных солей железа и алюминия, на второй стадии рН доводят до величины 8,4±0,2 для соосаждения плутония и америция на осадках гидроксидов железа, алюминия и других элементов, которые осаждаются при таком значении рН.

Способ осуществляется следующим образом

В растворе САО, имеющем суммарную альфа-активность по плутонию и америцию от 108 до 109 Бк/л, содержащем азотную кислоту от 4 до 5 моль/л, до 6 г/л железа, от 2 до 3 г/л кальция, от 0,3 до 9 г/л алюминия, от 0,2 до 2 г/л магния, от 0,2 до 0,5 г/л бария и другие микроэлементы, корректируют раствор САО до величины рН 3,5±0,5, перемешивают 25±5 мин. Затем проводят вторую стадию нейтрализации до величины рН 8,4±0,2, перемешивают 25±5 мин до образования гидроксидов элементов и соосаждают плутоний и америций. Разделяют фазы (фильтрованием или отстаиванием). Сгущенную суспензию трижды промывают водой при объемном соотношении пульпа : вода 1:3. Декантаты (фильтраты) и промводы, содержащие общую альфа-активность от 4·10 2 до 8·102 Бк/л, направляют на существующие очистные сооружения переработки этих низкоактивных вод. Коэффициент очистки САО от плутония и америция до получения НАО составляет от 2·105 до 1,6·106.

Сгущенную промытую суспензию термообрабатывают при температуре не выше 850°С с получением «кальцината», содержащего до 100 г/кг плутония и америция, и направляют либо на «временное» хранение с целью будущего извлечения ценных элементов, либо на иммобилизацию в минералоподобные матрицы (ферро-силикатную, Sinroc-C и др.), пригодные для долговременного безопасного захоронения (более 1000 л) [Ровный С.И., Гужавин В.И. Иммобилизация альфа-активных отходов от переработки облученного ядерного топлива на ФГУП ПО «Маяк». Книга. - Озерск, 2009].

В таблице 1 представлены данные по использованию предлагаемого способа.

Таблица 1
Результаты экспериментов по переработке реальных САО по предлагаемому способу
Номер опыта Исходная альфа-активность САО, Бк/л Первая ступень нейтрализации САО Вторая ступень нейтрализации САО Конечная активность НАО, Бк/л Масса кальцината от переработки 1 м3 САО, кг Коэффициент очистки САО
CNaOH, г/л рНг/л рН
1 108 6002,75 1208,2 5·102 5,02,0·10 5
2109 600 3,00120 8,47·10 25,3 1,4·106
3 6·108 600 3,50120 8,64·10 25,5 1,5·106
4 109 6004,00 1208,5 8·102 5,61,2·10 6
58·10 8600 4,20 1208,6 5·102 6,01,6·10 6

Из приведенных примеров следует, что оптимальными параметрами процесса переработки САО, содержащих плутоний и америций, по предлагаемому способу являются:

- первая стадия нейтрализации в интервале рН от 3 до 4;

- вторая стадия нейтрализации в интервале рН от 8,2 до 8,6.

От 1 м3 переработанного САО образуется от 5 до 6 кг «кальцината».

ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ

Способ переработки радиоактивных растворов, содержащих плутоний и америций, включающий корректировку рН исходных растворов, разделение фаз фильтрованием, отличающийся тем, что для очистки САО от плутония и америция используют двухстадийную корректировку рН раствора: первая до рН=(3,5±0,5) при перемешивании (25±5) мин до образования первичных флоккул; вторая до рН=(8,4±0,2) для соосаждения плутония и америция на осадках гидроксидов; сгущенную суспензию трижды промывают водой при объемном соотношении пульпа:вода 1:3; декантаты (фильтраты) и промводы направляют на переработку по технологии очистки НАО; сгущенную суспензию термообрабатывают при температуре не выше 850°С с получением «кальцината», который направляют либо на «временное» хранение с целью будущего извлечения из него ценных элементов, либо на омоноличивание в минералоподобные матрицы (ферро-силикатную, Sinroc-C и др.), пригодные для длительного захоронения.


Скачать патент РФ Официальная публикация
патента РФ № 2432629

patent-2432629.pdf
Патентный поиск по классам МПК-8:

Класс G21F9/12 абсорбция; адсорбция; ионообмен 

Патенты РФ в классе G21F9/12:
способ извлечения радионуклидов из водных растворов -  патент 2524497 (27.07.2014)
способ извлечения радионуклидов цезия из водных растворов -  патент 2523823 (27.07.2014)
способ получения сорбента на основе микросфер зол-уноса для очистки жидких радиоактивных отходов (варианты) -  патент 2501603 (20.12.2013)
способ контроля содержания урана в технологических средах ядерных энергетических установок -  патент 2499310 (20.11.2013)
сорбент для удаления радионуклидов из воды -  патент 2499309 (20.11.2013)
способ дезактивации жидких радиоактивных отходов от одного или нескольких радиоактивных химических элементов путем отделения твердой фазы от жидкой с использованием контура рециркуляции -  патент 2498431 (10.11.2013)
способ извлечения радионуклида 60co из жидких радиоактивных отходов аэс -  патент 2497213 (27.10.2013)
материал, включающий полиазациклоалканы, привитые на полипропиленовое волокно, способ его получения и способ удаления катионов металлов из жидкости -  патент 2470951 (27.12.2012)
способ определения удельной активности радионуклидов в низкоактивных и сбросных минерализованных водах -  патент 2446492 (27.03.2012)
способ дезактивации отработавшей ионообменной смолы -  патент 2440631 (20.01.2012)

Наверх