CH625363A5 - - Google Patents
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- CH625363A5 CH625363A5 CH1533876A CH1533876A CH625363A5 CH 625363 A5 CH625363 A5 CH 625363A5 CH 1533876 A CH1533876 A CH 1533876A CH 1533876 A CH1533876 A CH 1533876A CH 625363 A5 CH625363 A5 CH 625363A5
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Description
Die vorliegende Erfindung betrifft ein Verfahren zur Behandlung von im Kernreaktorbetrieb verbrauchten Ionenaustauscherharzen, die radioaktive Korrosionsprodukte und Bor und Lithium als aus dem Kühlmittelkreislauf stammenden Konditionierungsstoffen enthalten, sowie eine zur Ausübung dieses Verfahrens besonders geeignete Einrichtung.
Ionenaustauscherharze werden in der Kühlmittelreinigung zum Beispiel wassergekühlter Leistungsreaktoren eingesetzt und im Laufe ihrer Einsatzzeit mit beträchtlichen Aktivitätsmengen an radioaktiven Spalt- und Korrosionsprodukten beladen. Sie wurden bisher üblicherweise nach ihrer Erschöpfung zum radioaktiven Abfall gegeben. Die rasch ansteigende Anzahl von Kernkraftwerken führt jedoch zu einer ausserordentlichen Steigerung der Menge dieser verbrauchten Ionenaustauscherharze, so dass ihre Beseitigung als mittelaktiver Abfall nicht nur finanzielle Probleme mit sich bringt, sondern aus sicherheitstechnischen Gründen auch spezielle technische Massnahmen bei der Verfestigung zur Endlagerung erfordert. Darüber hinaus werden die insbesondere bei Druckwasserreaktoren im Kühlmittel enthaltenen Konditionierungsstoffe wie das Alkalisierungsmittel Lithium 7 mit wachsender Anzahl von Kernkraftwerken auch zu wertvoll, als dass sie mit hohem finanziellen Aufwand verworfen werden könnten.
Es stellte sich daher die Aufgabe, die verbrauchten Ionenaustauscherharze von ihrer Aktivitätsbeladung zu befreien und ausserdem die Konditionierungsstoffe aus dem Kühlmittelkreislauf zurückzugewinnen.
Die Aufgabe wird erfindungsgemäss dadurch gelöst, dass die Harze zunächst gründlich mit Deionat in einem Kreislauf gespült und die dadurch vom Harzbett abgelösten radioaktiven Schwebestoffe in einem mechanischem Filter abgeschieden werden, dass die Harze anschliessend mit verdünnter Mineralsäure ebenfalls im Kreislauf gespült und die dabei abgelösten radioaktiven Kationen und Anionen an einer auf einem anorganischen Träger fixierten Adsorbersubstanz gebunden werden und dass dann die in der Mineralsäurelösung enthaltenen Konditionierungsstoffe Bor und Lithium abgeschieden werden.
Mit Deionat ist entmineralisiertes Wasser gemeint, wie es im Kraftwerksbetrieb vielfach eingesetzt und üblicherweise durch Reinigung oder Kühlmittelaufbereitung gewonnen wird. Das mechanische Filter besteht vorzugsweise aus anorganischem Material, damit es bei der Spülung mit verdünnter Mineralsäure, zum Beispiel Salpetersäure, nicht angegriffen wird. Die als Adsorbersubstanz verwendeten Ferro-ferri-cyanide oder Silberverbindungen (Ag-Verbindungen) sind bekannt. Ebenso kann auch die Abscheidung der in der Mineralsäurelösung verbliebenen Konditionierungsstoffe mit bekannten technischen Massnahmen erfolgen, um diese Stoffe in Form von Verbindungen zu erhalten, die für eine evtl. Wiederverwendung gut geeignet sind.
Die durch die Kühlmittelreinigungsanlage eines Kernreaktors dem Kühlmittelkreislauf entnommenen Korrosionsprodukte liegen grösstenteils in Form von Schwebestoffpartikeln vor, die mechanisch oder über Oberflächenkräfte von den Harzkugeln der Ionenaustauscherharze zurückgehalten werden. Diese Korrosionsprodukte enthalten unter anderem die Radionuklide Cobalt 60, Cobalt 58, Mangan 54; zu diesen gam-mastrahlenden Radionukliden kommen weitere langlebige Nuklide, wie zum Beispiel die reinen beta-Emitter Nickel 63, Eisen 55. Ausserdem liegen auf den verbrauchten Ionenaustauscherharzen Spaltprodukte in je nach dem Brennelementzustand unterschiedlicher Menge vor, die weitestgehend austauschbar an die reaktiven Gruppen des Harzes gebunden sind (zum Beispiel Cäsium 137, Cäsium 134, Jod 129). Diese kurze Aufzählung von auf verbrauchten lonenaustauscherharzen vorliegenden radioaktiven Nukliden erhebt selbstverständlich keinen Anspruch auf Vollständigkeit, gibt aber andererseits doch einen Hinweis auf die zu beachtende hohe Radioaktivität verbrauchter Ionenaustauscherharze, wenn diese als Abfall behandelt werden sollen.
Das vorliegende Verfahren gibt nun die Möglichkeit, die radioaktiven Korrosionsprodukte zu einem hohen Grade von Ionenaustauscherharzen abzulösen und auf speziellen Filtern zu konzentrieren, die selbstverständlich ebenfalls als radioaktiver Abfall behandelt werden müssen, jedoch wesentlich weniger Raum beanspruchen.
Zur näheren Erläuterung des Verfahrens wird auf die Figur verwiesen, anhand der der Ablauf des Verfahrens rein schematisch dargestellt wird. Die verbrauchten Ionenaustauscherharze befinden sich im Abfallbehälter 1 und werden nach dem ersten Schritt dieses Verfahrens mit Hilfe von Deionat aus dem Vorratsbehälter 2 gespült. Das Deionat gelangt zu diesem Zweck über das Mehrwegventil 24 in den Behälter 1 und anschliessend über das Mehrwegventil 35 und den Filter 3 in den Vorratsbehälter 2 zurück. Im Filter 3 werden auf einem anorganischen Filtermaterial die vom Harz abgelösten, in der Hauptsache radioaktives Cobalt enthaltenden Verbindungen, wie zum Beispiel Oxide, abgeschieden. Durch diese Operation soll eine evtl. störende Beladung eines Filters 5 für den zweiten
Verfahrensschritt mit ungelösten Oxidpartikeln vermieden werden.
Für den zweiten Verfahrensschritt werden die Mehrwegventile 24 und 35 umgeschaltet und verdünnte Mineralsäure, zum Beispiel Salpetersäure, aus dem Vorratsbehälter 4 im Kreislauf über den Harzabfallbehälter 1 und das Filter 5 geführt. Die durch die verdünnte Säure abgelösten Verbindungen, die zum Beispiel Cäsium- und Cobaltisotope enthalten, werden auf einer im Filter 5 befindlichen Adsorbersubstanz, zum Beispiel aus gemischten Ferro-ferri-cyaniden oder Ag-Verbindungen gebunden. Mit gemischten Ferro-ferri-cyaniden sind
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Verbindungen bezeichnet, die sowohl zweiwertiges als auch dreiwertiges Eisen enthalten, ohne dass der Anteil der beiden Komponenten festgelegt sein soll.
Nach Beendigung dieses Verfahrensschrittes - der Zeitpunkt ergibt sich nach Erreichung eines Minimums an radioaktiver Strahlung aus der umgewälzten verdünnten Mineralsäure - wird dies über einen Abscheider 6 umgewälzt, in dem mit Hilfe an sich bekannter Verfahren die Konditionierungsstoffe Bor und Lithium abgeschieden werden. Diese Stoffe werden dann in einer Aufbereitungseinrichtung 7 in eine solche chemische Form gebracht, wie zum Beispiel LiOH, dass sie wieder dem Kühlkreislauf 8 der Kernreaktorlage zugeführt werden können.
Auf diese Weise wird es also ermöglicht, die Abfallbeseitigung der verbrauchten lonenaustauscherharze zu vereinfa-5 chen, die radioaktiven Korrosionsprodukte aus dem Kühlmittelkreislauf des Kernreaktors auf engem Raum aufzukonzen-trieren, damit also für ihre Endlagerung vorzubereiten, und ausserdem wertvolle Konditionierungsstoffe für das Reaktorkühlmittel wiederzugewinnen. Eine diesen wiedergewonnen Stof-10 fen evtl. noch anhaftende geringfügige Radioaktivität stört praktisch nicht, da diese mit Sicherheit geringer ist, als jene des im Betrieb befindlichen Kühlmittelkreislaufes.
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1 Blatt Zeichnungen
Claims (5)
1. Verfahren zur Behandlung von im Kernreaktorbetrieb verbrauchten Ionenaustauscherharzen, die radioaktive Korrosionsprodukte und Bor und Lithium als aus dem Kühlmittelkreislauf stammenden Konditionierungsstoffen enthalten, dadurch gekennzeichnet, dass die Harze zunächst gründlich mit Deionat in einem Kreislauf gespült und die dadurch vom Harzbrett abgelösten radioaktiven Schwebestoffe in einem mechanischen Filter abgeschieden werden, dass die Harze anschliessend mit verdünnter Mineralsäure ebenfalls im Kreislauf gespült und die dabei abgelösten radioaktiven Kationen und Anionen an einer auf einem anorganischen Träger fixierten Adsorbersubstanz gebunden werden und dass dann die in der Mineralsäurelösung enthaltenen Konditionierungsstoffe Bor und Lithium abgeschieden werden.
2. Verfahren nach Patentanspruch 1 dadurch gekennzeichnet, dass abgetrenntes Lithium zur Wiederverwendung in Li OH umgewandelt wird.
3. Verfahren nach Patentanspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, dass als Adsorbersubstanz gemischte Ferro-ferri-cyanide verwendet werden.
4. Verfahren nach Patentanspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, dass als Adsorbersubsanz Silberverbindungen verwendet werden.
5. Einrichtung zur Durchführung des Verfahrens nach einem der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, dass der Vorratsbehälter (2,4) für Deionat und Mineralsäure und Filter (3,5) mit Rohrleitungen verbunden sind und dass für den Anschluss eines Behälters (1 ) der Ionenaustauscherharze und für die Umschaltung der Spülschritte Dreiwegventile (24,35) vorgesehen sind.
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DE2931140C2 (de) * | 1979-08-01 | 1984-06-07 | Hochtemperatur-Kernkraftwerk GmbH (HKG) Gemeinsames Europäisches Unternehmen, 4701 Uentrop | Druckentlastung für Kernreaktoren im Störfall |
SE420249B (sv) * | 1980-01-31 | 1981-09-21 | Asea Atom Ab | Sett for behandling av en i en reningskrets i en kernreaktoranleggning anvend organisk jonbytarmassa |
SE425708B (sv) * | 1981-03-20 | 1982-10-25 | Studsvik Energiteknik Ab | Forfarande for slutbehandling av radioaktivt organiskt material |
DE3224809C2 (de) * | 1982-07-02 | 1984-06-20 | Georg 8025 Unterhaching Kinzler | Verfahren und Vorrichtung zum Entfernen von radioaktiven Isotopen aus einer Flüssigkeit |
JPH0677068B2 (ja) * | 1985-05-07 | 1994-09-28 | 三菱重工業株式会社 | 放射性イオン交換樹脂の処理方法 |
DE3704046A1 (de) * | 1987-02-10 | 1988-08-18 | Allgaeuer Alpenmilch | Verfahren zum entfernen von radioaktiven metallen aus fluessigkeiten, lebens- und futtermitteln |
US5078842A (en) * | 1990-08-28 | 1992-01-07 | Electric Power Research Institute | Process for removing radioactive burden from spent nuclear reactor decontamination solutions using electrochemical ion exchange |
US5443740A (en) * | 1992-10-07 | 1995-08-22 | Christ Ag | Process for the conditioning of ion exchange resins |
US5306399A (en) * | 1992-10-23 | 1994-04-26 | Electric Power Research Institute | Electrochemical exchange anions in decontamination solutions |
DE4423398A1 (de) * | 1994-07-04 | 1996-01-11 | Siemens Ag | Verfahren und Einrichtung zum Entsorgen eines Kationenaustauschers |
US5895570A (en) * | 1996-02-09 | 1999-04-20 | United States Filter Corporation | Modular filtering system |
US5798040A (en) * | 1996-02-09 | 1998-08-25 | United States Filter Corporation | Water purification cartridge assembly with unidirectional flow through filter media |
US6682646B2 (en) | 2002-03-25 | 2004-01-27 | Electric Power Research Institute | Electrochemical process for decontamination of radioactive materials |
UA117984C2 (uk) * | 2014-11-19 | 2018-10-25 | Фраматоме Гмбх | Спосіб і установка для витягання радіоактивних нуклідів з відпрацьованих смоляних матеріалів |
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US3453214A (en) * | 1967-02-14 | 1969-07-01 | Saint Gobain Techn Nouvelles | Method of cesium 137 removal |
GB1312852A (en) * | 1970-09-01 | 1973-04-11 | Belgonucleaire Sa | Decontamination processes for radio-active liquids |
US3896045A (en) * | 1971-08-24 | 1975-07-22 | Belgonucleaire Sa | Decontamination process for radio-active liquids |
CS174971B1 (de) * | 1972-05-16 | 1977-04-29 | ||
US3922231A (en) * | 1972-11-24 | 1975-11-25 | Ppg Industries Inc | Process for the recovery of fission products from waste solutions utilizing controlled cathodic potential electrolysis |
US4024911A (en) * | 1974-03-18 | 1977-05-24 | Combustion Engineering, Inc. | Pump shaft seal injection system |
US3962078A (en) * | 1974-12-13 | 1976-06-08 | Hydromation Filter Company | Method and apparatus for treating liquid contaminated with radioactive particulate solids |
-
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