RU2131152C1

RU2131152C1 - Method for processing liquid radioactive wastes of nuclear power plants

Info

Publication number: RU2131152C1
Application number: RU98103486A
Authority: RU
Inventors: Г.М. Чечельницкий; Ф.А. Лифанов
Original assignee: Чечельницкий Геннадий Моисеевич; Лифанов Федор Анатольевич; Дмитриев Сергей Александрович; Кремнев Владимир Александрович; Омельчук Василий Васильевич; Резник Артур Аронович; Хамьянов Леонид Павлович
Priority date: 1998-02-24
Filing date: 1998-02-24
Publication date: 1999-05-27

Abstract

FIELD: recovery of liquid radioactive wastes of nuclear power plants and units including boron control. SUBSTANCE: prior to vitrification, liquid radioactive wastes are cleaned of radionuclides until total radioactivity in terms of dry residue becomes not higher than that specified by radiation safety standards; salts contained in decontaminated products are converted to solid phase, separated from liquid phase, and transported for vitrification to produce industrial glass, granulated glass, molded items of industrial glass from them at final stage of process meeting radiation safety standards. EFFECT: provision for reuse of radioactive wastes in national economy. 2 ex

Description

Изобретение относится к области ядерной энергетики и касается вопросов утилизации жидких радиоактивных отходов, преимущественно атомной электрической станции (АЭС), включая АЭС с борным регулированием. The invention relates to the field of nuclear energy and relates to the disposal of liquid radioactive waste, mainly nuclear power plants (NPPs), including nuclear power plants with boron regulation.

Известен способ обработки жидких радиоактивных отходов АЭС, включающий сбор жидких радиоактивных отходов, концентрирование и остекловывание их с последующим захоронением продукта остекловывания жидких радиоактивных отходов АЭС (Коростылев Д.П. Водный режим и обработка радиоактивных вод АЭС, М., Энергоатомиздат, 1983, с. 222-225). Недостатком данного способа является исключение возможности использования продукта остекловывания жидких радиоактивных отходов в народном хозяйстве. A known method of processing liquid radioactive waste of nuclear power plants, including collecting liquid radioactive waste, concentrating and vitrifying them with the subsequent disposal of the vitrification product of liquid radioactive waste of nuclear power plants (Korostylev D.P. Water regime and treatment of radioactive water of nuclear power plants, M., Energoatomizdat, 1983, p. 222-225). The disadvantage of this method is the exclusion of the possibility of using the vitrification product of liquid radioactive waste in the national economy.

Наиболее близким к предложенному является известный способ обработки жидких радиоактивных отходов АЭС, включающий сбор жидких радиоактивных отходов, концентрирование и их остекловывание, в котором жидкие радиоактивные отходы перед остекловыванием подвергают очистке от радионуклидов, причем очистку от радионуклидов ведут до суммарной радиоактивности не выше определенной из соотношения
A_с = N/C,
где A_с - суммарная радиоактивность жидких радиоактивных отходов в пересчете на сухой остаток, Ки/кг;
N - норма радиационной безопасности, Ки/кг;
C - степень наполнения стекломассы сухим остатком жидких радиоактивных отходов (массовые доли), выбранная в интервале 0,1-0,5 (см., например, Патент Украины N 13787 МПК G 21 F 9/12, опубл. 25.04.97. Бюл. N 2 - прототип).Closest to the proposed is a known method for the treatment of liquid radioactive waste of nuclear power plants, including the collection of liquid radioactive waste, concentration and vitrification, in which the liquid radioactive waste before vitrification is subjected to purification from radionuclides, and purification from radionuclides is carried out to a total radioactivity not higher than determined from the ratio
A _c = N / C,
where A _with - the total radioactivity of liquid radioactive waste in terms of dry residue, Ci / kg;
N - radiation safety standard, Ci / kg;
C is the degree of filling of the molten glass with the dry residue of liquid radioactive waste (mass fractions), selected in the range of 0.1-0.5 (see, for example, Patent of Ukraine N 13787 IPC G 21 F 9/12, publ. 04/25/97. Bull . N 2 - prototype).

Основными недостатками данного известного способа являются значительный объем отходов, подлежащих захоронению, недостаточная технологичность изготовления технического стекла, формованных изделий из него, удовлетворяющих действующим нормам радиационной безопасности по содержанию радионуклидов, с размещенным в них продуктом взаимодействия сухого остатка жидких радиоактивных отходов со стеклообразующими добавками, что обусловлено как необходимостью регулирования глубины очистки жидких радиоактивных отходов от радионуклидов в зависимости от степени наполнения стекломассы сухим остатком жидких радиоактивных отходов, так и с осаждением из концентрата жидких радиоактивных отходов, прошедших вышеуказанную очистку от радионуклидов, твердой фазы в трубопроводе в процессе транспортирования к установке смешения со стеклообразующими добавками для проведения процесса остекловывания, что недопустимо по условиям эксплуатации оборудования. The main disadvantages of this known method are the significant amount of waste to be disposed of, the insufficient manufacturability of the production of technical glass, molded products from it, satisfying the current radiation safety standards for the content of radionuclides, with the product of the interaction of the dry residue of liquid radioactive waste with glass-forming additives, which is due to as the need to regulate the depth of treatment of liquid radioactive waste from radionuclides in depending on the degree of filling of the glass melt with the dry residue of liquid radioactive wastes, as well as with the deposition of liquid radioactive wastes from the concentrate that have passed the above purification from radionuclides, the solid phase in the pipeline during transportation to the mixing plant with glass-forming additives for the vitrification process, which is unacceptable under operating conditions equipment.

В задачу изобретения входит усовершенствование известного способа обработки жидких радиоактивных отходов ядерной энергетической установки, принятого в качестве прототипа, с повышением экологичности и технологичности изготовления технического стекла и формованных изделий из него, удовлетворяющих действующим нормам радиационной безопасности по содержанию радионуклидов, с размещенным в нем продуктом взаимодействия сухого остатка жидких радиоактивных отходов со стеклообразующими добавками, с сокращением объема отходов, подлежащих захоронению. The objective of the invention is to improve the known method of processing liquid radioactive waste of a nuclear power plant, adopted as a prototype, with increasing environmental friendliness and manufacturability of the manufacture of technical glass and molded products from it, satisfying current radiation safety standards for the content of radionuclides, with the product of the interaction of dry the remainder of liquid radioactive waste with glass-forming additives, with a reduction in the amount of waste to be burial place.

Указанная задача решается изобретением за счет достижения технического результата, заключающегося в том, что создаются условия для утилизации и переработки подавляющей части химических веществ, содержащихся в жидких радиоактивных отходах ядерной энергетической установки, и при этом отпадает потребность в регулировании глубины очистки жидких радиоактивных отходов от радионуклидов в зависимости от степени наполнения стекломассы сухим остатком жидких радиоактивных отходов и одновременно устраняется необходимость транспортирования по трубопроводу жидких радиоактивных отходов от узла очистки от радионуклидов к установке смешения со стеклообразующими добавками для проведения процесса остекловывания. This problem is solved by the invention by achieving a technical result, namely, that conditions are created for the disposal and processing of the vast majority of the chemicals contained in the liquid radioactive waste of a nuclear power plant, and there is no need to control the depth of purification of liquid radioactive waste from radionuclides in depending on the degree of filling of the glass melt with the dry residue of liquid radioactive waste and at the same time eliminates the need for transportation through a pipeline of liquid radioactive waste from a radionuclide purification unit to a mixing unit with glass-forming additives for the vitrification process.

Данный технический результат достигается в способе обработки жидких радиоактивных отходов ядерной энергетической установки, включающем очистку жидких радиоактивных отходов от радионуклидов и их остекловывание, в котором жидкие радиоактивные отходы перед остекловыванием подвергают очистке от радионуклидов до суммарной радиоактивности в пересчете на сухой остаток не выше нормы радиационной безопасности, а соли, содержащиеся в прошедших очистку от радионуклидов жидких радиоактивных отходах, переводят в твердую фазу, отделяют от жидкой фазы и направляют на остекловывание. This technical result is achieved in a method for treating liquid radioactive waste of a nuclear power plant, including purification of liquid radioactive waste from radionuclides and their vitrification, in which liquid radioactive waste before vitrification is subjected to purification from radionuclides to total radioactivity in terms of dry residue not higher than the radiation safety standard, and the salts contained in the liquid radioactive waste purified from radionuclides are transferred to the solid phase, separated from the liquid phase and direct to vitrification.

Предложенный способ предусматривает вполне определенный порядок выполнения действий, в том числе действий, известных из опубликованных источников патентной и научно-технической информации, в частности, таких, как очистка жидких радиоактивных отходов от радионуклидов в коагуляторе (с добавкой ферро-ферроцианидов) (см., например, Патент РФ N 2000615, МПК G 21 F 9/12, опубл. 30.09.1993, Бюл. N 33-36), разделение жидкой и твердой фаз в жидких радиоактивных отходах за счет концентрирования в выпарном аппарате и последующего охлаждения концентрата в кристаллизаторе, с отделением твердой фазы в центрифуге (см., например, Международная заявка PCT/RU93/00290, МПК 5 C 21 F 9/08, международная публикация WO 94/14168 от 23 июня 1994 г.), что, тем не менее, позволяет при этом достигнуть получение заданного технического результата и обеспечить утилизацию и переработку подавляющей части химических веществ, содержащихся в жидких радиоактивных отходах ядерной энергетической установки, с получением на конечной стадии технологического процесса обработки жидких радиоактивных отходов технического стекла, стеклогранулята, формованных изделий из технического стекла, удовлетворяющих нормам радиационной безопасности, применимых, в частности, на АЭС, и, кроме того, так как на смешение со стеклообразующими добавками для проведения процесса остекловывания направляют солевую твердую фазу жидких радиоактивных отходов, удовлетворяющую нормам радиационной безопасности, то тем самым открывается возможность усреднения вышеупомянутых солевых твердых отходов с различных ядерных энергетических установок АЭС (АЭС с борным регулированием в том числе) перед их остекловыванием, в частности, на установке остекловывания, размещенной за пределами ядерной энергетической установки АЭС, например, на стекольном производстве, что расширяет технологические возможности способа и повышает его экологическую безопасность. The proposed method provides a well-defined procedure for performing actions, including actions known from published sources of patent and scientific and technical information, in particular, such as the purification of liquid radioactive waste from radionuclides in a coagulator (with the addition of ferro-ferrocyanides) (see, for example, RF Patent N 2000615, IPC G 21 F 9/12, publ. 30.09.1993, Bull. N 33-36), separation of liquid and solid phases in liquid radioactive waste due to concentration in an evaporator and subsequent cooling of the concentrate to crystallize ore, with separation of the solid phase in a centrifuge (see, for example, International application PCT / RU93 / 00290, IPC 5 C 21 F 9/08, international publication WO 94/14168 of June 23, 1994), which nonetheless thus allows to achieve the desired technical result and to ensure the disposal and processing of the vast majority of chemicals contained in liquid radioactive waste of a nuclear power plant, with obtaining at the final stage of the technological process of processing liquid radioactive waste technical glass, granulate, molds of technical glass products that meet radiation safety standards, applicable, in particular, at nuclear power plants, and, in addition, since the salt solid phase of liquid radioactive waste that meets radiation safety standards is sent to be mixed with glass-forming additives for vitrification, then This opens up the possibility of averaging the aforementioned salt solid waste from various nuclear power plants of nuclear power plants (including nuclear power plants with boron regulation) before vitrification it, in particular, the installation of vitrification, which are located outside the nuclear power plant nuclear power plant, for example, in the glass industry, which expands the technological possibilities of the method and improves its environmental safety.

Изобретение предлагается осуществить следующим образом. The invention is proposed as follows.

Пример 1. Жидкие радиоактивные АЭС с суммарной радиоактивностью 5•10^-6 Ки/л при общем солесодержании 5 кг/м³ и pH 8,5 подвергают очистке от радионуклидов в коагуляторе (с добавкой ферро-ферроцианидов) до суммарной радиоактивности 0,9•10^-9 Ки/л (1,8•10^-7 Ки/кг в пересчете на сухой остаток). Отделенный в коагуляторе шлам, в котором аккумулировано менее 5% солей, содержавшихся в исходных жидких радиоактивных отходах, смешивают с цементом при степени наполнения последнего 0,25 (массовые доли) и после отверждения направляют в хранилище твердых радиоактивных отходов, а жидкие радиоактивные отходы, прошедшие вышеуказанную очистку от радионуклидов, направляют на концентрирование в выпарной аппарат, упаренный концентрат с общим солесодержанием 500 г/л и суммарной радиоактивностью 9•10^-8 Ки/л (1,8•10^-7 Ки/кг в пересчете на сухой остаток) направляют в кристаллизатор, где концентрат охлаждается при постоянном перемешивании до температуры стабилизации 20^oC, полученную в кристаллизаторе суспензию подают на разделение в центрифугу, отделенную в центрифуге от маточного раствора (фугата) твердую фазу, в которой сконцентрирована подавляющая часть солей, содержащихся в жидких радиоактивных отходах ядерной энергетической установки, затаривают в емкость и в емкости транспортируют на стекольное производство, вынесенное за пределы АЭС, на установку остекловывания для проведения остекловывания (с использованием стеклообразующих добавок) при степени наполнения стекломассы твердой фазой жидких радиоактивных отходов 0,4 (массовые доли); продукт остекловывания твердой фазы жидких радиоактивных отходов с суммарной радиоактивностью 7,5•10^-8 Ки/кг подвергают гранулированию, полученный стеклогранулят направляют на дополнительный нагрев; из расплава стеклогранулята формуют трубопроводы для непищевых продуктов, изоляторы линий электропередач, удовлетворяющие норме радиационной безопасности по содержанию радионуклидов - не более 2•10^-7 Ки/кг согласно НРБ-96.Example 1. Liquid radioactive nuclear power plants with a total radioactivity of 5 • 10 ^-6 Ci / l with a total salt content of 5 kg / m ³ and a pH of 8.5 are purified from radionuclides in a coagulator (with the addition of ferro-ferrocyanides) to a total radioactivity of 0.9 • 10 ^-9 Ci / l (1.8 • 10 ^-7 Ci / kg, calculated on the dry residue). The sludge separated in the coagulator, in which less than 5% of the salts contained in the initial liquid radioactive waste is accumulated, is mixed with cement with a degree of filling of the latter of 0.25 (mass fractions) and, after curing, is sent to the storage of solid radioactive waste, and liquid radioactive waste that has passed the above purification from radionuclides, sent for concentration to the evaporator, one stripped off concentrate with a total salt content of 500 g / l and a total radioactivity of 9 • 10 ^-8 Ci / l (1.8 • 10 ^-7 Ci / kg in terms of dry residue) n sent to the crystallizer, where the concentrate is cooled with constant stirring to a stabilization temperature of 20 ^o C, the suspension obtained in the crystallizer is fed to the separation in a centrifuge, the solid phase separated in the centrifuge from the mother liquor (centrate), in which the vast majority of the salts contained in the liquid radioactive are concentrated waste from a nuclear power plant, packaged in a tank and transported in a tank to a glass production outside the nuclear power plant, to a vitrification plant for vitrification (using glass-forming additives) with a degree of filling the glass melt with a solid phase of liquid radioactive waste of 0.4 (mass fractions); the vitrification product of the solid phase of liquid radioactive waste with a total radioactivity of 7.5 • 10 ^-8 Ci / kg is subjected to granulation, the obtained granules are sent for additional heating; pipelines for non-food products, power line insulators that meet the radiation safety standard for radionuclide content - not more than 2 • 10 ^-7 Ci / kg according to NRB-96 are formed from glass granulate melt.

Пример 2. То же, что и в примере 1, но упаривание жидких радиоактивных отходов в выпарном аппарате ведут до удаления жидкой фазы, а выгруженную из выпарного аппарата твердую фазу с суммарной радиоактивностью 1,8•10^-7 Ки/кг, в которой сконцентрированы соли, содержащиеся в жидких радиоактивных отходах ядерной энергетической установки, направляют, минуя кристаллизатор и центрифугу, непосредственно на установку остекловывания для проведения остекловывания (с использованием стеклообразующих добавок) при степени наполнения стекломассы солевой твердой фазой жидких радиоактивных отходов 0,4 (массовые доли) с получением на выходе технического стекла с суммарной радиоактивностью 7,5•10^-8 Ки/кг, удовлетворяющего норме радиационной безопасности по содержанию радионуклидов, установленной в НРБ-96.Example 2. The same as in example 1, but the evaporation of liquid radioactive waste in the evaporator is carried out to remove the liquid phase, and the solid phase discharged from the evaporator with a total radioactivity of 1.8 • 10 ^-7 Ci / kg, in which are concentrated salts contained in the liquid radioactive waste of a nuclear power plant are sent, bypassing the crystallizer and centrifuge, directly to the vitrification apparatus for vitrification (using glass-forming additives) with the degree of filling of the molten glass salt solid phase of liquid radioactive waste 0.4 (mass fractions) with the output of technical glass with a total radioactivity of 7.5 • 10 ^-8 Ci / kg, satisfying the radiation safety standard for the content of radionuclides established in NRB-96.

При промышленном применении изобретения в атомной, стекольной промышленности может быть создано технологичное и экологичное производство изделий из технического стекла, например, трубопроводов для непищевых продуктов, изоляторов ЛЭП, удовлетворяющих нормам радиационной безопасности, являющихся продуктом переработки жидких радиоактивных отходов АЭС, с борным регулированием, в частности. With the industrial application of the invention in the nuclear, glass industry, technological and environmentally friendly production of technical glass products can be created, for example, pipelines for non-food products, power line insulators that meet radiation safety standards, which are a product of the processing of liquid radioactive waste from nuclear power plants, with boron regulation, in particular .

Claims

A method for treating liquid radioactive waste of a nuclear power plant, comprising purifying liquid radioactive waste from radionuclides and vitrifying them, characterized in that the liquid radioactive waste before vitrification is purified from radionuclides to total radioactivity in terms of dry residue not higher than the radiation safety standard, and salt, the liquid radioactive waste contained in the radionuclides that have been cleaned from radionuclides is transferred to the solid phase, separated from the liquid phase and sent to vitrified Waning.