CS274452B2 - Method of radioactive waste solution concentration from atomic power stations - Google Patents

Method of radioactive waste solution concentration from atomic power stations Download PDF

Info

Publication number
CS274452B2
CS274452B2 CS364685A CS364685A CS274452B2 CS 274452 B2 CS274452 B2 CS 274452B2 CS 364685 A CS364685 A CS 364685A CS 364685 A CS364685 A CS 364685A CS 274452 B2 CS274452 B2 CS 274452B2
Authority
CS
Czechoslovakia
Prior art keywords
acid
solution
hydroxide
boric acid
potassium
Prior art date
Application number
CS364685A
Other languages
English (en)
Other versions
CS364685A2 (en
Inventor
Tamas Dr Drozda
Tibor Dr Balini
Mihaly Dr Kristof
Gyula Dr Mozes
Peter Tilky
Gyula Simon
Jozsef Viszlay
Original Assignee
Magyar Asvanyolaj Es Foeldgaz
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Magyar Asvanyolaj Es Foeldgaz filed Critical Magyar Asvanyolaj Es Foeldgaz
Publication of CS364685A2 publication Critical patent/CS364685A2/cs
Publication of CS274452B2 publication Critical patent/CS274452B2/cs

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/04Treating liquids
    • G21F9/06Processing
    • G21F9/08Processing by evaporation; by distillation

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Heat Treatment Of Water, Waste Water Or Sewage (AREA)
  • Separation Using Semi-Permeable Membranes (AREA)

Description

Vynález se týká způsobu chemického zpracování radioaktivních odpadních roztoků nukleárních elektráren a způsobu přípravy koncentrátů z těchto roztoků.
Ze stavu techniky, z japonské zveřejněné přihlášky vynálezu č. 00-34 397, je znám způsob, podle kterého se odpadní roztok, obsahující kyselinu bor i tou, odpaří k suchu před solidifikací. Avšak ve většině atomových elektráren se z nejrůznějších důvodů, jako například pro předcházení vzniku radioaktivních prachů nebo prášků a rozprašování používá vlhkého způsobu, to znamená, že se dává přednost práci s roztoky.
Podle způsobu, popsaného v patentovém spise SSSR č. 654010 se nastavuje hodnota pH odpadního roztoku obsahujícího kyselinu boritou a/nebo boritany na 3,5 až 4,0 použitím kyseliny dusičné a pak se koncentrace soli získaného roztoku zvyšuje na 130 až 150 g/dm . Způsob podle tohoto vynálezu je mnohem výhodnější než způsob podle patentového spisu SSSR č. 654010 částečně z hlediska koroze, protože se používá alkalického prostředí a při způsobu podle vynálezu je tedy zařízení vystaveno korozi v menší míře, částečně proto, že koncentrát odpadního roztoku, získaný způsobem podle vynálezu, obsahuje 310 až 900 g/dm5 soli, což je mnohem více než podle shora uvedeného patentového spisu SSSR.
V maďarské přihlášce vynálezu 1876/82 se popisuje způsob vhodný pro zpracování odpad- 2 3 nich roztoků obsahujících draselné ionty v koncentraci pod 10 mol/dm a kyselinu boritou a/nebo boritany. Dosažená maximální koncentrace soli je 150 g/drn . Při způsobu podle tohoto vynálezu však neexistuje žádné omezení koncentrace draselných iontů, a proto i v roztocích -2 3 o koncentraci draselných iontů vyšší než 10 mol/dm se může koncentrace soli zvýšit na 310 až 900 g/dm3.
Většina nukleárních elektráren skladuje odpadní roztoky až do ukončení rozpadu isotopů s krátkým poločasem a až do konečného zpracování. Se zřetelem na specifické náklady na skladování je mnohem výhodnější skladovat odpadní radioaktivní roztoky v koncentrovanější formě, než ve které se získají. Koncentrováním roztoků s nízkou aktivitou se má získat koncentrovanější roztok, jelikož skladovací kapacita nukleárních elektráren je omezená a protože v takovém případě jsou specifické náklady na solidifikaci nebo na spalování také menší. Při zvyšování koncentrace se však nesmí překročit rovnovážné koncentrace, definované rozpustností složek, protože po přesycení roztoků dochází k vysrážení krystalů, což může vyřadit z funkce zařízení používané pro koncentrování odpadního roztoku nebo působit potíže při čerpání a při skladování.
Především se vynález týká způsobu přípravy koncentrátu z odpadních roztoků získaných po eliminaci znečišťujících látek, zahrnujících kromě jiných látek kyseliru šťavelovou a/ nebo šťavelany, kyselinu citrónovou a/nebo cit raný, kyselinu vinnou a/nebo vinany a manganistany, přičemž roztok sestává z anorganických solí, hlavně z kyseliny borité a/nebo z boritanů, z kyseliny dusičné a/nebo z dusičnanů, z hydroxidu sodného a/nebo z hydroxidu draselného .
V závislosti na složení roztoku se do roztoku přidává hydroxid sodný a/nebo hydroxid draselný nebo silná minerální kyselina, vhodně kyselina dusičná k nastavení molárního poměru alkalického hydroxidu ke kyselině borité na 0,8 až 1,5, s výhodou na 1,0, přičemž koncentrace dusičnanu draselného, vytvořeného při reakci kyseliny a zásady nemá překročit 220 g/dm3, načež se chemicky upravený roztok odpaří až na koncentraci soli 310 až 900 g/dm3 v závislosti na složení výchozího odpadního roztoku. V důsledku chemického zpracování nedochází ani k pěnění ani k vysrážení krystalů při odpařování, přičemž z koncentrátu, připraveného způsobem podle vynálezu, se nevylučují žádné krystaly a/nebo pevný materiál při jeho skladování při alespoň 20 °C.
Hlavní přednosti způsobu podle vynálezu jsou následující: Molární poměr alkalického hydroxidu ke kyselině borité v radioaktivním odpadním roztoku z jaderné elektrárny, získaném odstraněním nečistot, mezi jinými kyseliny štavelové a/nebo šťavelanů, kyseliny citrónové a/nebo citranů, kyseliny vinné a/nebo vinanů a manganistanů nebo v odpadním roztoku,
C5 274 452 82 který je nri začátku prost znečišťujících látek a sestává z anorganických solí, hlavně z kyseliny boříte a/nebo boritanů, z kyseliny dusičné a/nebo z dusičnanů a z hydroxidu sodného nebo z hydroxidu draselného, se upraví přidáním alkalického hydroxidu, s výhodou hydroxidu sodného a/nebo draselného, nebo pokud je roztok více alkalický, než je žádoucí, přidáním silné minerální kyseliny, s výhodou kyseliny dusičné na 0,Q í alkalický hydroxid/kyselina boritá = 1,5, s výhodou na 1.0, přičemž se dbá toho, aby v koncentrátu obsahujícím 310 až 900 g/dm’' soli, připraveném z tohoto roztoku, s výhodou odpařením, koncentrace dusičnanu draselného, vytvořeného při reakci kyseliny se zásadou, nepřekročila 220 g/dm\ aby se tedy v roztocích obsahujících draslík nastavoval poměr alkalického hydroxidu přidáním hydroxidu sodného. Odstraňování znečišťujících látek se provádí způsobem podle maďarského patentového spisu č. 1076/02. Po eliminaci znečišťujících látek se nastavuje molární poměr alkalického hydroxidu ke kyselině borité buď v odpadním roztoku, který se má koncentrovat před jeho koncentrací nebo v průběhu koncentrování, přičemž se koncentrování provádí s výhodou odpařením, v odparce za kontinuální úpravy molárního poměru alkalického hydroxidu a za přípravy stálého koncentrátu obsahujícího 310 až 900 g/drn solí.
Důsledkem chemického zpracování, totiž odstranění nečistot a nastavení molárního poměru alkalického hydroxidu ke kyselině borité, nedochází k žádnému vylučování krystalů a/nebo pevných látek v průběhu skladování při teplotě 20 °C, to znamená, že je možné připravit stálý koncentrát s obsahem soli 310 až 900 g/dm^ v závislosti na složení výchozího roztoku.
Rozpustnost kyseliny borité ve vodě a ve vodě obsahující rozpuštěné neutrální soli, například dusičnan sodný, je 48 g/dm\ rozpustnost alkalických boritanů, jako boritanů sodného nebo boritanů draselného v roztoku je však při definovaném poměru alkalického hydroxidu ke kyselině borité, vyjádřená pro boritou kyselinu 340 g/dtrP při teplotě 20 °C.
Výhodou způsobu podle vynálezu je skutečnost, že nevyžaduje žádného speciálního zařízení, že se tedy může provádět v již stávajících zařízeních pro úpravu vody a pro skladování roztoků a vhodným chemickým zpracováním se získají toliko koncentráty s koncentrací solí 310 až 900 g/dm\ které se mohou zapouštět a/nebo zacementovávat bez odpařování po pravidelném jednoletém skladování. Tak se může vypouštět jeden stupeň technologický, totiž odpařování před zacementováním a zároveň se mohou skladovat větší množství odpadního roztoku ve formě koncentrátu při dané skladovací kapacitě.
Příklad 1
Složení odpadního roztoku, považovaného jako srovnávací roztok, vypočteno na základě technologického popisu jaderné elektrárny, je charakterizováno bez specifikace radioaktivních prvků a jejich aktivity takto:
g/dm^ šťavelan vyjádřený jako šťavelová kyselina 1,80 boritan vyjádřený jako boritá kyselina 8,04 dusičnan sodný 13,60 manganistan draselný 0,32 hydroxid sodný 0,80 hydroxid draselný 0,06
Způsobem, popsaným v maďarské přihlášce vynálezu č. 1876/82 se ze srovnávacího roztoku nejdříve odstraní nečistoty a pak po nastavení molárního poměru alkalického hydroxidu ko kyselině borité na 1 : 1 se odpařením připraví koncentrát s obsahem soli 850 g/dm\
Při způsobu podle vynálezu se přidá 2,7 ml kyseliny dusičné o hmotnostní koncentraci 65 % a 0,95 g manganistanu draselného na každý litr srovnávacího roztoku a pak se roztokem po dobu jedné hodiny nechává probublávat vzduch. Pak se na každý litr roztoku přidá 5,20 g hydroxidu sodného, roztok se zfiltruje a filtrát se odpaří až do dosažení koncentrace soli 850 g/dm''. V průběhu následného skladování při teplotě alespoň 20 °C nedochází k vysrážení žádných krystalů a/nebo pevných látek.
CS 274 452 B2
Srovnávací příklad:
Stejný srovnávací roztok se zpracuje způsobem podle maďarské přihlášky vynálezu č. 1876/82. Do každého litru roztoku se přidají 2,7 ml kyseliny dusičné o hmotnostní koncentraci 65 % a 0,85 g manganistanu draselného a pak se roztokem probublává vzduch po dobu jedné hodiny. Pak se přidá 0,23 g hydroxidu sodného na každý litr roztoku a roztok se zfiltruje. Odpařováním roztoku se může připravit koncentrát s obsahem soli toliko maximálně 150 g/riin , jelikož při vyšší koncentraci se nelze vyhnout vysrážení krystalů a/nebn pevné látky při skladování při teplotě alespoň 20 UC.
Příklad 2
Složení radioaktivního odpadního roztoku z provozu jaderné elektrárny, bez specifikace radioaktivních prvků a jejich aktivity, je následující:
g/dm3 kyselina boritá 1,7 dusičnan sodný 0,8
Při způsobu podle vynálezu se přidá 1,10 g hydroxidu sodného na každý litr odpadního roztoku a odpařením se připraví koncentrát s obsahem soli 715 g/dm3. Při skladování tohoto koncentrátu při teplotě alespoň 20 °C nedochází k žádnému vylučování krystalů a/nebo pevných látek.
Srovnávací příklad:
Stejný roztok se zpracuje způsobem podle maďarské přihlášky vynálezu č.1876/82 : Do každého litru roztoku se přidá 0,23 g hydroxidu sodného. Z roztoku se může připravit koncentrát obsahující po odpaření maximálně 240 g/dm3 soli, aby při skladování při teplotě alespoň 20 °C nedocházelo k žádnému vylučování krystalů a/nebo pevné látky.
Příklad 3
Složení radioaktivního odpadního roztoku z pracující jaderné elektrárny, bez specifikace radioaktivních prvků a jejich aktivity, je následující:
g/dm
kyselina boritá 1,46
dusičnan sodný 0,16
dusičnan draselný 1,95
kyselina dusičná 1,33
Dopadni roztok se v jaderné elektrárně zpracovává způsobem podle vynálezu. Hydroxidu sodného se přidává 1,8 kg/m3 odpadního roztoku a následným odpařením se získá stálý končen3 trát obsahující soli 530 g/dm . Nedochází k žádnému vysrážení krystalů a/nebo pevné látky v odparce nebo při skladování při teplotě alespoň 20 °C.
Srovnávací příklad:
Podle reglementů jaderných elektráren se ze stejného odpadního roztoku připraví toliko koncentrát s koncentrací soli 60 až 80 g/dm3.

Claims (3)

  1. PŘEDMĚT VYNÁLEZU
    1. Způsob koncentrování radioaktivního odpadu roztoku z jaderných elektráren, vyznačený tím, že se do odpadního roztoku, získaného odstraněním znečišťujících látek, mezi jiným kyseliny šťavelové a/nebo šťavelanú, kyseliny citrónové a/nebo citranů, kyseliny vinné a/nebo vinanů a manganistanu draselného, a obsahujícího anorganické soli a hlavně kyselinu
    Λ
    CS 274 452 Β2 bnritou a/nebo boritany, kyselinu dusičnou a/nebo dusičnany a alkalické hydroxidy, zvláště hydroxid sodný a/nebo hydroxid draselný, v závislosti na složení roztoku, přidává hydroxid sodný a/nebo hydroxid draselný nebo silná minerání kyselina, s výhodou kyselina dusičná za nastavení molárního poměru alkalického hydroxidu ke kyselině borité 0,8 až 1,5 s výhodou 1,0, za zvýšení rozpustnosti kyseliny borité a/nebo boritanů, vyjádřeno jakožto ekvivalent kyseliny borité na 340 g/dm3 a chemicky upravený odpadní roztok se koncentruje, s výhodou odpařením, na koncentraci soli 310 až 900 g/dnP za získání roztoku stálého při odpařovači teplotě a při teplotě skladování alespoň 20 °C.
  2. 2. Způsob podle bodu 1, vyznačený tím, že se z odpadního roztoku nejdříve odstraní znečišťující látky, pak se molární poměr alkalického hydroxidu ke kyselině borité upravuje přidáním kyseliny dusičné nebo hydroxidu sodného a/nebo hydroxidu draselného do roztoku v takovém množství, aby koncentrace dusičnanu draselného, vytvořeného reakcí kyseliny a zásady, byla v konečném koncentrovaném roztoku maximálně 220 g/dm3.
  3. 3. Způsob podle bodů 1 a 2, vyznačený tím, že se molární poměr alkalického hydroxidu ke kyselině borité nastavuje v odpadním roztoku před odpařováním a/nebo v průběhu odpařování.
CS364685A 1984-05-21 1985-05-21 Method of radioactive waste solution concentration from atomic power stations CS274452B2 (en)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
HU194784A HU193209B (en) 1984-05-21 1984-05-21 Method for increasing the concentratability of nuclear power station radioactive waste solutions

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CS364685A2 CS364685A2 (en) 1990-08-14
CS274452B2 true CS274452B2 (en) 1991-04-11

Family

ID=10956961

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CS364685A CS274452B2 (en) 1984-05-21 1985-05-21 Method of radioactive waste solution concentration from atomic power stations

Country Status (7)

Country Link
CS (1) CS274452B2 (cs)
DD (1) DD237235A1 (cs)
DE (1) DE3515587A1 (cs)
FR (1) FR2564632A1 (cs)
GB (1) GB2159320B (cs)
HU (1) HU193209B (cs)
PL (1) PL253510A1 (cs)

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
HU200971B (en) * 1984-09-12 1990-09-28 Magyar Asvanyolaj Es Foeldgaz Combined separation process for reducing inactive salt content of waste solutions of atomic power stations
DE4216383A1 (de) * 1992-05-18 1993-11-25 Siemens Ag Verfahren zum Reinigen eines geschlossenen Behälters
RU2136065C1 (ru) * 1997-05-29 1999-08-27 Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина Способ переработки жидких радиоактивных отходов аэс
RU2143145C1 (ru) * 1998-09-11 1999-12-20 Институт эколого-технологических проблем Способ концентрирования водных растворов солей и установка для его осуществления
RU2195725C1 (ru) * 2001-07-30 2002-12-27 Сосновоборский государственный проектно-изыскательский институт "ВНИПИЭТ" Способ концентрирования жидких радиоактивных отходов

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE859028A (fr) * 1977-09-26 1978-03-28 Belgonucleaire Sa Procede de decontamination de l'eau
DE3029147A1 (de) * 1980-07-31 1982-02-25 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Verfahren und anlage zur behandlung radioaktiver rueckstaende aus borathaltigen abwaessern
HU185105B (en) * 1982-06-10 1984-12-28 Magyar Asvanyolaj Es Foeldgaz Method for producing waste solution concentrates of atomic power station having high salt concantration

Also Published As

Publication number Publication date
DD237235A1 (de) 1986-07-02
PL253510A1 (en) 1986-02-25
GB2159320A (en) 1985-11-27
CS364685A2 (en) 1990-08-14
HU193209B (en) 1987-08-28
GB8512064D0 (en) 1985-06-19
DE3515587A1 (de) 1985-11-28
GB2159320B (en) 1988-04-20
FR2564632A1 (fr) 1985-11-22

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4056482A (en) Method for preparing aqueous, radioactive waste solutions from nuclear plants for solidification
US4161447A (en) Process for treating waste water containing radioactive substances
EP0441478B1 (en) Separation method
CS274452B2 (en) Method of radioactive waste solution concentration from atomic power stations
EP0273182B1 (de) Verfahren zum Reinigen eines Behälters
US3985922A (en) Process for washing paint overspray from air
US6800263B1 (en) Non-caking sodium chloride crystals, a process to make them, and their use in an electrolysis process
FI66095B (fi) Saett att i cement baedda in borsyra eller borathaltigt radioaktivt avfall
US7118718B2 (en) Gypsum decontamination process
US5252258A (en) Method of recovering and storing radioactive iodine by freeze vacuum drying process
Zhang et al. Solubility of calcium sulfate dihydrate in nitric acid solutions containing calcium nitrate and phosphoric acid
AU2002249752A1 (en) Gypsum decontamination process
KR100442924B1 (ko) 중금속 안정화제 및 이를 이용하여 중금속 함유 폐기물을안정화하는 방법
US5524780A (en) Control of regeneration of ammoniacal copper etchant
KR19990045737A (ko) 니켈 차아인산염의 제조 방법
EP0361773B1 (en) Method of recovering radioactive iodine in a spent nuclear fuel retreatment process
AU698925B2 (en) Process for treatment of a liquid medium intended for insolubilization of metallic impurities contained therein, and the production of a non-leachable residue
US5087373A (en) Process for removing titanium and zirconium from aqueous solutions
JPH0519679B2 (cs)
US6572834B2 (en) Aqueous zinc nitrite solution and method for preparing the same
DE1567830A1 (de) Verfahren zu der Herstellung wasserloeslicher Phosphate
JPS55142590A (en) Treating method of water containing hydrazine
EP0366845A1 (en) Method for stabilizing metal ions
Cohen et al. Studies on alkaline earth sulfites—III [1]. Transient solubilities and phase changes of calcium sulfite in seawater
DE3321069A1 (de) Verfahren zur herstellung von ohne ausscheidung von feststoffen bei temperaturen von mindestens 20(pfeil hoch)o(pfeil hoch)c lagerfaehigen stabilen abfalloesungskonzentraten mit hoher salzkonzentration aus organische stoffe sowie ferner borsaeure und/oder borate, nitrate, permanganate und sonstige anorganische salze und anorganische saeuren und laugen enthaltenden abfalloesungen von atomkraftwerken