способ дезактивации твердой фазы гетерогенных радиоактивных отходов

Формула изобретения

Способ дезактивации твердой фазы гетерогенных радиоактивных отходов, включающий обработку твердой фазы в растворе азотной кислоты, отличающийся тем, что после взаимодействия твердой фазы гетерогенных радиоактивных отходов с раствором азотной кислоты в реакционный объем вводят растворы пероксида водорода и мочевины, продолжая обработку твердой фазы при концентрации азотной кислоты в растворе 0,01 - 0,2 моль/л.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области обработки твердых радиоактивных отходов), образующихся при регенерации облученного ядерного топлива, а именно к способам дезактивации твердой фазы гетерогенных радиоактивных отходов.

Известен способ дезактивации твердой фазы гетерогенных радиоактивных отходов в растворе азотной кислоты (Переработка топлива энергетических реакторов. Под редакцией В.Б. Шевченко.- М.: Атомиздат, 1972, с. 158).

Недостатком известного способа является малая степень дезактивации твердой фазы гетерогенных радиоактивных отходов от долгоживущих нуклидов: плутония, стронция, цезия.

Более эффективным способом дезактивации, частично исключающим указанные недостатки, является обработка твердой фазы гетерогенных радиоактивных отходов раствором, содержащим 3,5 моль/л азотной кислоты и 1,5 моль/л фтористоводородной кислоты (А.Д.Зимон. Дезактивация.- М.: Атомиздат, 1975, с . 145).

По последнему способу, принятому за прототип, так же как и по способу-аналогу, не достигаются достаточно высокие показатели дезактивации твердой фазы от долгоживущих нуклидов.

Кроме того, известный способ отличает высокая коррозионная опасность компонентов дезактивирующего раствора при обработке твердой фазы непосредственно в емкостях-хранилищах гетерогенных радиоактивных отходов, т.к. при многократной обработке твердей фазы по известному способу возможны нарушение герметичности емкостей-хранилищ и загрязнение окружающей среды. Использование такого сильного комплексообразователя как фторид-ион значительно усложняет дальнейшую переработку отработавших растворов.

Целью изобретения является повышение степени дезактивации твердой фазы гетерогенных отходов от долгоживущих нуклидов: плутония-239, стронция-90 и цезия-137.

Указанная цель достигается тем, что предложен способ, включающий обработку твердой фазы гетерогенных радиоактивных отходов раствором азотной кислоты, который, согласно изобретению, отличается тем, что в реакционный объем после обработки твердой фазы вводят растворы пероксида водорода и мочевины, продолжая обработку при концентрации азотной кислоты в растворе 0,01-0,2 моль/л.

Увеличение степени дезактивации от долгоживущих нуклидов обусловлено образованием аддуктов с участием молекул мочевины и полимеризованных соединений плутония, стронция, цезия, входящих в состав "застаревших" гидроксидных гетерогенных радиоактивных отходов. Взаимодействие происходит непосредственно в твердой фазе с высвобождением растворимых мономеров при концентрации азотной кислоты в растворе 0,01 - 0,2 моль/л.

Введение раствора пероксида водорода обеспечивает повышение скорости растворения продуктов взаимодействия мочевины и компонентов твердой фазы отходов. Увеличение концентрации азотной кислоты более 0,2 моль/л приводит к повышению скорости гидролиза мочевины и соответственно снижает эффект дезактивации твердой фазы. При концентрации азотной кислоты менее 0,01 моль/л протекает процесс вторичной сорбции нуклидов, на свежеобразующихся частицах твердой фазы, в результате гидролиза стабильных металлов.

Примеры. В лабораторных условиях проводили испытания предлагаемого и известного способов дезактивации твердой фазы гетерогенных радиоактивных отходов. При выполнении примеров использовали производственные образцы твердой фазы "застаревших" гидроксидных гетерогенных радиоактивных отходов из приповерхностных емкостей-хранилищ.

Исходная твердая фаза имела состав:

Плутоний-239 ГБк/л - 8,3

Стронций-90 ГБк/л - 74,0

Цезий-137 ГБк/л - 25,3

Уран моль/л - 0,44

Кремний моль/л - 0,35

Алюминий моль/л - 0,26

Обработку твердой фазы по известному способу проводили растворами состава, моль/л:

Азотная кислота - 3,5

Фтористоводородная кислота - 1,5

Обработку твердой фазы по предлагаемому способу на первом этапе проводили 1,0 моль/л раствором азотной кислоты до е остаточной концентрации не менее 0,4 моль/л, снижение концентрации азотной кислоты обусловлено частичным растворением образца твердой фазы. На втором этапе в реакционный объем вводили 9,4 моль/л раствор пероксида водорода, 5,0 моль/л раствор мочевины, разбавляли водой до требуемой концентрации азотной кислоты и продолжали обработку твердой фазы.

Исходный объем образцов уплотненной твердой фазы в каждом примере составлял 10 мл. Исходный объем раствора при выполнении примера по известному способу составлял 30 мл, продолжительность обработки при перемешивании 4 ч. По предлагаемому способу исходный объем раствора азотной кислоты составлял 10,0 - 10,5 мл, продолжительность обработки при перемешивании 1 ч. Далее в реакционный объем вводили требуемое количество пероксида водорода, мочевины, дистиллированную воду до объема 30 мл и продолжали обработку при перемешивании 3 ч.

Температура растворов при обработке образцов твердой фазы по известному и предлагаемому способам 191^oC.

Обработку образцов твердой фазы проводили в мерных стеклянных цилиндрах. Результаты примеров представлены в таблице.

По результатам выполнения примеров по заявляемому и известному способам можно сделать вывод, что использование пероксида водорода и мочевины в слабокислой среде более эффективно в качестве дезактивирующего раствора, чем раствора азотной и фтористоводородной кислот. За один цикл дезактивации твердой фазы по заявляемому способу в оптимальных условиях (опыт 3) степень дезактивации составила, %:

Плутоний-239 - 44,6

Стронций-90 - 66,5

Цезий-137 - 64,8

По известному способу степень дезактивации долгоживущих нуклидов, в равноценных условиях проведения обработки твердой фазы в 2 раза ниже, чем по заявляемому способу.

Также по заявляемому способу обеспечивается более высокая степень растворения твердой фазы гетерогенных радиоактивных отходов.

Предлагаемый способ может быть использован для дезактивации практически любого вида отходов, образующихся при регенерации облученного ядерного топлива, за счет применения дешевых реагентов обеспечивает коррозионную безопасность процесса дезактивации при обработке отходов в емкостях-хранилищах. Дезактивация тв рдой фазы отходов по настоящему способу позволяет повысить безопасность хранения радиоактивных отходов за счет извлечения и локализации долгоживущих нуклидов.