RU2083009C1

RU2083009C1 - Способ очистки жидких радиоактивных отходов от радионуклидов

Info

Publication number: RU2083009C1
Application number: RU93032744A
Authority: RU
Inventors: Л.И. Кирпиченко; К.П. Овсянникова; А.П. Плетнев; С.А. Манаков; Ю.А. Ревенко; В.Г. Савельев
Original assignee: Горно-химический комбинат
Priority date: 1993-06-23
Filing date: 1993-06-23
Publication date: 1997-06-27

Abstract

Использование: обработка жидких радиоактивных отходов, а именно очистка низкоактивных жидких отходов, содержащих органические примеси, от радионуклидов. Сущность изобретения: способ очистки включает озонирование органических соединений, фильтрование и двухступенчатый ионный обмен. Озонирование проводят при рН 7,0 - 8,0 до изменения рН на 0,2 - 0,6 единиц. В этих условиях достигается необходимая степень окисления органических соединений, при которой продукты окисления эффективно отделяются от жидкой фазы. После озонирования раствор подвергают фильтрованию через цеолит, в частности клиноптилолит, а затем проводят двухступенчатый ионный обмен на синтетических смолах. Достигаемый технический результат: высокий коэффициент очистки жидких радиоактивных отходов, уменьшение количества радиоактивных отходов. 1 з.п. ф-лы, 1 табл.

Description

Изобретение относится к области обработки жидких радиоактивных отходов и может найти применение на объектах атомной промышленности и энергетики для очистки низкоактивных жидких отходов от радионуклидов.

В атомной энергетике известен способ обработки жидких радиоактивных отходов путем их озонирования с целью разрушения поверхностно-активных веществ, упаривания и ионообменной очистки на катионите КУ-2 (Лапицкая О.В. и др. разрушение озонированием ПАВ в жидких радиоактивных отходах атомных электростанций. Отчет ПО Радиевый институт, Санкт-Петербург, инв. N 60606 Атомтеплоэнергопрома, 1985). Недостатками этого способа являются значительные энергозатраты и низкая степень очистки от радионуклидов, находящихся в анионной форме.

Широко применимым в атомной промышленности и наиболее близким техническим решением является способ обработки низкоактивных жидких отходов, заключающийся в последовательном проведении процессов коагуляции взвесей путем добавки коагулянта, фильтрования через антрацит и ионного обмена в две ступени по схеме: катионит-аонит-катионит-анионит (Переработка жидких нетехнологических отходов предприятия. Технологический регламент Горно-химический комбинат, г. Красноярск, инв. Т 25-2257, 1993).

Известный способ имеет следующие недостатки: низкий коэффициент очистки жидких радиоактивных отходов от радионуклидов и образование в процессе коагуляции взвесей значительного количества радиоактивных гидроокисных пульп, требующих отдельной переработки.

Технической задачей предложенного способа является увеличение коэффициента очистки жидких радиоактивных отходов от радионуклидов и сокращение количества радиоактивных осадков, образующихся в процессе переработки отходов.

Поставленная задача решается так, что в известном способе очистки жидких радиоактивных отходов от радионуклидов, включающем фильтрование и двухступенчатый ионный обмен, сначала жидкие радиоактивные отходы озонируют при рН 7,0 8,0 до изменения рН на 0,2 0,6 единицы, после чего проводят их фильтрование через цеолит, причем в качестве цеолита используют клиноптилолит. При этом органические примеси (поверхностно-активные вещества, жиры, масла, экстрагенты и так далее), присутствующие в жидких радиоактивных отходах и отрицательно влияющие на ионообменные смолы, подвергаются озонолизу и окислению, образуя в отходах продукты озонолиза и окисления, которые затем удерживаются при фильтровании через цеолит.

Сопоставительный анализ заявляемого решения с прототипом показывает, что заявляемый способ очистки жидких радиоактивных отходов отличается от известного тем, что процесс коагуляции взвесей с применением коагулянта исключают и заменяют озонированием отходов, а в качестве фильтрующего материала используют цеолит. Таким образом, заявляемый способ очистки жидких радиоактивных отходов соответствует критерию "новизна".

Озонирование жидких радиоактивных отходов рН менее 7,0, а также более 8,0 и изменении рН менее, чем на 0,2 или более 0,6 единицы приводит к глубокому озонолизу и окислению органических примесей в жидких радиоактивных отходах с образованием хорошо диссоциирующихся, преимущественно карбоновых кислот, которые образуют с радионуклидами комплексные соединения, не участвующие в реакциях сорбции и ионообмена. Влияние предписываемой этим изобретением взаимосвязи параметров озонирования (при рН 7,0 8,0 до изменения величины рН на 0,2 0,6 единицы) и выбранного фильтрующего материала (клиноптилолита) на достижение технического результата из известного авторам уровня техники не выявлено, что позволяет сделать вывод о соответствии заявляемого технического решения критерию "изобретательский уровень".

Совокупность существенных признаков, характеризующих сущность изобретения, в принципе, может быть многократно использована в атомной промышленности и энергетике с достижением поставленной цели, что соответствует критерию "промышленная применимость".

Предлагаемый способ очистки жидких радиоактивных отходов от радионуклидов реализован в лабораторных условиях следующим образом.

В опытах использовались жидкие радиоактивные отходы в виде низкоактивных технологических растворов радиохимического производства, следующих параметров:
Объемная активность 20 500 кБк/л
Солесодержание 150 -250 мг/л
рН 7,0 8,2
Объемная активность жидких радиоактивных отходов обусловлена радионуклидами в следующем соотношении,
Натрий-24 До 60
Цезий-137 4 6
Хром-51 20 -30
Кобальт-58, -60 10
Рутений-103, -106 0,1 5
Цирконий-95 0,1 5
Ниобий-95 0,1 5
Цинк-65 0,1 5
Марганец-54 0,1 5
Фосфор-32 0,1 5
Стронций-95 0,1 5
В качестве цеолита использован клиноптилолит месторождения Пашенка Красноярского края с размером частиц от 1 мм до 5 мм.

В качестве ионоообменных смол использованы катионит КУ-2 (ГОСТ 20298-74) и анионит АМ (ГОСТ 95291-86).

Для регенерации клиноптилолита и катионита КУ-2 использовали раствор азотной кислоты (ОСТ 113-03-270-90) концентрацией 100±20 г/л, а для регенерации анионита АМ использовали раствор гидроксида натрия (ОСТ 11078-78) с концентрацией 45±5 г/л.

Ионообменные смолы переводили в режим регенерации после обработки жидких радиоактивных отходов при достижении объемной активности 1,5 кБк/л.

В опытах по прототипу использовали в качестве коагулянта раствор сульфата железа (II) из расчета 50 мл/л жидких радиоактивных отходов.

Озонирование жидких радиоактивных отходов осуществляли озоновоздушной смесью с концентрацией озона 10 15 мг/л и расходом 3 м³/(м²/час), которую получали на лабораторном озонаторе марки "Озон-2М".

Объемную активность измеряли на установке ПП-15А со счетчиком СБТ-13, гамма-спектральные измерения проводили на анализаторе типа АМ-А-03F4 с детектором ДГ ДК-50Б. Измерения рН раствора осуществляли на иономере ЭВ-74, а солесодержание на солемере МК-563М.

Процессы фильтрования по известному и заявляемому способам проводили в стеклянных колонках диаметром 10 мм и высотой 500 мм, причем объем загрузки каждого фильтрующего материала составлял 25 мл. Процессы коагуляции и озонирования в заданных значениях рН проводились в стеклянных бутылях емкостью 10 л. По заявляемому способу после озонирования жидкие радиоактивные отходы фильтровали последовательно через клиноптилолит, затем через катионит КУ-2, анионит АМ, катионит КУ-2 и анионит АМ.

Эффективность обработки жидких радиоактивных отходов оценивали по коэффициенту очистки от радионуклидов в одном фильтроцикле, который представляет собой среднеарифметическое значение коэффициентов очистки через каждые 100 колоночных объема переработанного раствора, представляющих собой отношение объемной активности исходного к объемной активности раствора после его обработки.

Дополнительно эффективность способов оценивали по объему перерабатываемого раствора в одном фильтроцикле, выраженному в колоночных объемах.

Результаты выполнения примеров по очистке жидких радиоактивных отходов от радионуклидов сведены в таблицу.

Результаты опытов, представленные в таблице показывают, что по предлагаемому способу очистки жидких радиоактивных отходов средний коэффициент очистки за фильтроцикл увеличился в 2 6 раз, а производительность по объему перерабатываемого раствора в одном фильтроцикле увеличилась в 2 2,5 раза по сравнению с прототипом. Результаты опытов 6 и 7 свидетельствуют о том, что за пределами значений рН, обозначенных в формуле изобретения, эффективностью обработки отходов по прототипу.

Увеличение производительности в заявляемом способе позволяет сократить количество циклов регенерации ионообменных смол, то есть сократить количество собственных радиоактивных отходов технологии в виде регенерирующих растворов.

Данные лабораторных опытов подтверждаются результатами промышленно-стендовых испытаний, проведенных на Горно-химическом комбинате г. Красноярска-26, что дает основание для проведения промышленных испытаний и внедрения предлагаемого способа очистки в промышленность.

Процессы озонирования в выявленных параметрах и последующее фильтрование жидких радиоактивных отходов через цеолит-клиноптилолит позволяет уменьшить количество радиоактивных гидроокисных пульп, остекловывание и т.п.) и сократить объем собственных радиоактивных отходов в виде регенерирующих растворов.

Claims

1. Способ очистки жидких радиоактивных отходов от радионуклидов, включающий фильтрование и двухступенчатый ионный обмен, отличающийся тем, что сначала жидкие радиоактивные отходы озонируют при рН 7 8 до изменения рН на 0,2 0,6 единиц, после чего проводят их фильтрование через цеолит.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве цеолита используют клиноптилолит.