RU2258967C2 - Способ очистки жидких радиоактивных отходов - Google Patents
Способ очистки жидких радиоактивных отходов Download PDFInfo
- Publication number
- RU2258967C2 RU2258967C2 RU2003116324/06A RU2003116324A RU2258967C2 RU 2258967 C2 RU2258967 C2 RU 2258967C2 RU 2003116324/06 A RU2003116324/06 A RU 2003116324/06A RU 2003116324 A RU2003116324 A RU 2003116324A RU 2258967 C2 RU2258967 C2 RU 2258967C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- ash
- waste
- pts
- liquid
- purification
- Prior art date
Links
Abstract
Изобретение относится к области переработки жидких радиоактивных отходов. Сущность изобретения: способ очистки жидких радиоактивных отходов включает их обработку поглотителем-сорбентом. При этом в качестве поглотителя-сорбента используют зольные отходы, которые вводят в жидкие радиоактивные отходы на стадии их нейтрализации при рН 0,5-2, с расходом, обеспечивающим соотношение Т:Ж=1:(15-50). Затем осуществляют разделение полученной суспензии на жидкую и твердую фазы. Преимущества изобретения заключаются в повышении степени очистки от радионуклидов и увеличении скорости разделения образующихся пульп. 3 з.п. ф-лы, 1 табл.
Description
Изобретение относится к области переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) в цикле регенерации плутония из технологических оборотов и может быть использовано в радиохимической технологии при подготовке отходов к захоронению.
Исходя из экологических требований, существующих в Российской Федерации по нормам радиационной безопасности [Нормы радиационной безопасности НРБ-99. М.: Минздрав России, 1999] и рекомендаций МАГАТЭ, очистка ЖРО от радионуклидов проводится до их общего содержания не более 10-10 Ки/дм3.
В научно-технической литературе описано достаточно много способов очистки жидких отходов от радионуклидов
Так как в ЖРО, помимо радионуклидов, присутствуют и другие вещества (солесодержание может достигать до 200 г/дм3), то, как правило, при переработке отходов применяются комплексные способы, включающие различные химические операции.
Для очистки жидких радиоактивных отходов обычно используют технологии ионного обмена [«Иониты в химической технологии». Под редакцией Б.П.Никольского и П.Г.Романкова. - Л.: «Химия», 1982, 416 с.] и химического осаждения. Очистка методами ионного обмена проводится с использованием неорганических и органических веществ, как природных, так и искусственно полученных.
В литературных источниках [Никифоров А.С., Куличенко В.В. и Жихарев М.И. «Обезвреживание жидких радиоактивных отходов.» М.: Атомиздат, 1985] описано значительное количество способов переработки ЖРО, которые позволяют обеспечить их высокую степень очистки, в том числе с использованием пористых поглотителей-сорбентов. Но все они предъявляют жесткие требования к составу растворов по солесодержанию, наличию взвесей и другим параметрам, что обуславливает необходимость предварительной подготовки ЖРО. После проведения подготовительных операций требуется дальнейшая переработка образовавшихся вторичных отходов.
Очистка методами осаждения проводится с использованием дополнительных веществ-соосадителей. Твердая фаза направляется на захоронение, а осветленная жидкая (маточный раствор, фильтрат) - на дальнейшую переработку до сбросных норм и на захоронение. Недостатком методов, связанных с химическим осаждением компонентов высокосолевых растворов, является образование труднофильтруемых суспензий (пульп).
Известен способ утилизации оксалатных маточных растворов трансурановых элементов [патент России №2111562, G 21 F 9/04, 9/16, 1996 г.], содержащих азотную кислоту (аналог). Сущность способа заключается в том, что оксалатные маточные растворы с целью разложения оксалат-иона последовательно контактируют с силикагелем, содержащим марганец, с упариванием растворов досуха. Процесс контактирования силикагеля повторяют последовательно с новыми порциями маточного раствора, до достижения заданного насыщения емкости сорбента по радионуклидам.
Недостатками способа являются необходимость проведения процесса переработки ЖРО при их температуре кипения, что приводит к повышенной коррозии оборудования, а также образование оксидных соединений металлов при упаривании ЖРО с высоким содержанием солей.
Известен способ переработки жидких радиоактивных отходов [патент Франции №2266264, МПК G 21 F 9/16, 1975 г.] (аналог), заключающийся в том, что отходы обрабатывают измельченной алюмосиликатной глиной при температурах от 30 до 100°С с целью фиксации радиоактивных солей в матрице алюмосиликата.
Известен также способ очистки ЖРО путем фиксации их в матрице алюмосиликата при температуре не ниже 180°С, с продолжительностью проведения процесса не менее 6 часов [патент России №2120144, МПК G 21 F 9/20, 1997 г.].
Недостатком этих способов обработки ЖРО является то, что процесс очистки от радионуклидов проводят при высокой температуре (до 100-180°С) и продолжительности контакта жидких отходов с сорбентом-алюмосиликатом не менее 6 часов. Проведение процесса очистки ЖРО при повышенных температурах требует применения оборудования, работающего под избыточным давлением, и приводит к его повышенному коррозионному износу.
Известен способ удаления урана, тория и радия-226 из азотнокислых хвостовых растворов, получаемых на обогатительных урановых заводах (патент США №4431609, кл. С 01 F 13/00, G 21 F 9/12, 1984 г.). Растворы с концентрацией 3М HNO3 контактируют при перемешивании с угольной золой, при этом на золе адсорбируется радий-226. Радийсодержащую золу отделяют фильтрованием и направляют на подготовку к хранению, а полученный азотнокислый фильтрат направляют на экстракцию.
Данный способ выбран нами за прототип.
Однако при осуществлении способа не обеспечивается адсорбция таких актиноидов как плутоний и америций.
Задачей заявляемого изобретения является разработка способа, обеспечивающего эффективную очистку жидких радиоактивных отходов с использованием дешевого и доступного сорбента, а также высокую скорость разделения образующихся труднофильтруемых пульп, содержащих долгоживущие радионуклиды и легкогидролизующиеся компоненты в гидроксидной форме.
Поставленная задача решается тем, что в заявляемом способе очистки жидких радиоактивных отходов, включающем их обработку поглотителем-сорбентом, в качестве которого используют зольные отходы, и последующее разделение суспензии на жидкую и твердую фазы, зольные отходы вводят в жидкие радиоактивные отходы на стадии их нейтрализации при pH 0.5-2 с расходом, обеспечивающим соотношение Т:Ж=1:(15-20).
В качестве зольных отходов используют золу ТЭЦ с фракционным составом не менее 0,1 мм.
Обработку жидких радиоактивных отходов зольными отходами проводят в течение 1-2 часов.
Разделение суспензии на жидкую и твердую фазы осуществляют фильтрацией через фильтровальную перегородку, имеющую вспомогательный фильтрующий слой из зольных отходов, толщиной 5-10 мм.
Способ испытан на технологических ЖРО, имеющих состав:
Радионуклиды: плутоний - 0,1...2,0 мг/дм3; Am-241 - 0,2...6,0 мг/дм3; уран - до 20,0 мг/дм3. Продукты коррозии Fe, Ni, Cr - 0,1...1,0 г/л. Азотная кислота HNO3 (до нейтрализации) - 3,0...6,0 моль/дм3.
Технологические компоненты: Са, Mg, Al - до 5,0 г/дм3.
Анионы: фторид-, хлорид- и оксалат-ионы - до 2,0 г/дм3.
Нитрат натрия NaNO3 (после нейтрализации) - 2,5...5 моль/дм3.
Эффективность заявляемого технического решения описывается примерами 1-11 и приведена в таблице.
В приведенных примерах нейтрализация растворов производилась при давлении Р=105 н/м2 и температуре Т=20-25°С. Фильтрационное разделение пульп велось при разрежении в вакуумной системе 4,5×104 н/м2. Содержание долгоживущих α-нуклидов в жидких исходных отходах составляло: [Pu]=1,48 мг/дм3; [Am-241]=1,96 мг/дм3; [U]=4,2 мг/дм3.
Пример 1 (описывает стандартный режим нейтрализации ЖРО).
Нейтрализацию раствора указанного состава производили 40% раствором NaOH до значения рН ~10. Пульпу выдерживали в течение 1-2 ч. После отстоя суспензию (пульпу) направляли на фильтрацию.
Скорость фильтрации составила 80 дм3/м2×час. Коэффициенты очистки жидкой фазы по актиноидам - радионуклидам составляли: по плутонию - Коч.Pu=165, по америцию - Коч.Am=3920, по урану - Коч.U=17.
Пример 2.
В раствор указанного состава после его частичной нейтрализации до рН 1...2 вводили добавку зольных отходов фр. 0,1...0,28 мм до Т:Ж=1:40.
После окончательной нейтрализации до рН~10 проводили отстой пульпы до 2 часов и ее разделение.
Скорость фильтрации составила 91 дм3/м2×час. Коэффициенты очистки жидкой фазы по α-нуклидам составили: по плутонию - Коч.Pu=314, по америцию - Коч.Am=10105, по урану - Коч.U=92.
Пример 3.
В раствор указанного состава после частичной нейтрализации до рН 1...2 вводили добавку зольных отходов фракции - 0,1 мм до Т:Ж=1:40.
После окончательной нейтрализации до рН ~10 проводили отстой пульпы до 2 часов и ее фильтрацию.
Скорость фильтрации составила 98 дм3/м2×час. Коэффициенты очистки жидкой фазы по α-нуклидам составили: по плутонию - Коч.Pu=423, по америцию - Коч.Am=11200, по урану - Коч.U=105.
Примеры 2, 3 показывают влияние фракционного состава зольных отходов на скорость фильтрации пульп и степень очистки ЖРО.
Пример 4.
В раствор указанного состава после частичной нейтрализации до рН 1...2 раствором гидроксида натрия (40 мас.%), вводили добавку зольных отходов фракции - 0,1 мм до соотношения Т:Ж=1:20.
После окончательной нейтрализации до рН ~10 проводили отстой пульпы продолжительностью до 2 часов и ее фильтрацию.
Скорость фильтрации составила 95 дм3/м2×час. Коэффициенты очистки жидкой фазы по α-нуклидам составили: по плутонию - Kоч.Pu=619, по америцию - Коч.Am=16030, по урану - Коч.U=168.
Пример 5.
В раствор указанного состава после частичной нейтрализации ЖРО до рН 1...2 вводили добавку зольных отходов фракции - 0,1 мм в соотношении Т:Ж=1:15.
После окончательной нейтрализации до рН ~10 проводили отстой пульпы продолжительностью до 2 часов и ее фильтрацию.
Скорость фильтрации составила 87 дм3/м2×час. Коэффициенты очистки жидкой фазы по α-нуклидам составили: по плутонию - Коч.Pu=673, по америцию - Коч.Am=18490, по урану - Коч.U=184.
Примеры 4, 5 описывают зависимость параметров процесса фильтрации и степени очистки водной фазы от соотношения Т:Ж при введении ВФВ в ЖРО.
Пример 6.
Нейтрализацию раствора указанного состава производили до значения рН ~10. Пульпу выдерживали в течение 1-2 часов и после отстоя направляли на фильтрационное разделение.
Перед фильтрованием на фильтрполотно (фильтровальную перегородку) наносили намывной слой зольных отходов с расходом 0,4 г/см2 (слой толщиной 5 мм при насыпном весе золы γ=0,8 кг/дм3), после чего производили фильтрационное разделение пульпы через намывной слой ВФВ.
Скорость фильтрации составила 112 дм3/м2×час. Коэффициенты очистки жидкой фазы по α-нуклидам составили: по плутонию - Коч.Pu=192, по америцию - Коч.Am=5890, по урану - Коч.U=69.
Пример 7.
Нейтрализацию раствора указанного состава производили до значения рН ~10. После выдержки (отстоя) в течение 1-2 часов пульпу направляли на фильтрационное разделение.
Перед фильтрованием на фильтрполотно (фильтровальную перегородку) наносили намывной слой зольных отходов с расходом 0,8 г/см2 (слой толщиной 10 мм при насыпном весе зольных отходов γ=0,8 кг/дм3). После отстоя продолжительностью до 2 часов производили фильтрационное разделение пульпы через намывной слой.
Скорость фильтрации составила 108 дм3/м2×час. Коэффициенты очистки жидкой фазы по радионуклидам составляли: по плутонию - Коч.Pu=213, по америцию - Коч.Am=7530, по урану - Коч.U=84.
Пример 8.
Нейтрализацию раствора указанного состава производили до значения рН ~10. Пульпу выдерживали в течение 1-2 часов. После отстоя пульпу направляли на фильтрационное разделение.
Перед фильтрованием на фильтрполотно (фильтровальную перегородку) наносили намывной слой зольных отходов с расходом 1,2 г/см2 (слой толщиной 15 мм при насыпном весе зольных отходов γ=0,8 кг/дм3). После отстоя продолжительностью до 2 часов производили фильтрационное разделение пульпы через намывной слой.
Скорость фильтрации составила 99 дм3/м2×час. Коэффициенты очистки жидкой фазы по радионуклидам составляли: по плутонию - Kоч.Pu=228, по америцию - Коч.Am=8760, по урану - Коч.U=91.
Примеры 6-8 описывают влияние намывного слоя зольных отходов на скорость фильтрации пульп в процессе их разделения и степень очистки ЖРО от радионуклидов.
Пример 9.
В условиях опыта по примеру 4, с введением в пульпу золы фракции - 0,1 при Т:Ж=1:20, на фильтровальную перегородку перед фильтрованием наносили намывной слой зольных отходов с расходом 0,4 г/см2 (слой 5 мм при насыпном весе золы γ=0,8 кг/дм3). После отстоя в течение 2 часов производили разделение пульпы через намывной слой зольных отходов на фильтре.
Скорость фильтрации составила 119 дм3/м2×час. Коэффициенты очистки жидкой фазы по α-нуклидам составили: по плутонию - Коч.Pu=759, по америцию - Коч.Am=19850, по урану - Коч.U=221.
Примеры 6 и 9 описывают зависимость степени очистки ЖРО от радионуклидов и скорости разделения пульп при использовании намывного слоя золы, после введения в пульпу зольных отходов в качестве вспомогательного фильтрующего вещества.
Пример 10.
В условиях опыта по примеру 4 (с введением в пульпу золы фракции - 0,1 мм при Т:Ж=1:20) перед фильтрованием на фильтровальную перегородку наносили намывной слой зольных отходов с расходом 0,8 г/см2 (слой 10 мм). После отстоя в течение 2 часов производили фильтрацию пульпы через намывной слой золы на фильтре.
Скорость фильтрации составила 130 дм3/м2×час. Коэффициенты очистки жидкой фазы от α-нуклидов составили: по плутонию - Коч.Pu=845, по америцию - Коч.Am=22390, по урану - Коч.U=278.
Пример 11.
В условиях опыта по примеру 4 (с введением в пульпу золы фракции - 0,1 мм при соотношении Т:Ж=1:20) перед фильтрованием на фильтровальную перегородку наносили намывной слой зольных отходов с расходом 1,2 г/см2 (слой 15 мм). После отстоя в течение 2 часов производили фильтрацию пульпы через намывной слой золы на фильтре.
Скорость фильтрации составила 125 дм3/м2×час. Коэффициенты очистки жидкой фазы по α-нуклидам составили: по плутонию - Коч.Pu=890, по америцию - Коч.Am=23280, по урану - Коч.U=293.
Примеры 9-11 описывают влияние характеристик слоя зольных отходов, нанесенных на фильтровальную перегородку, при дополнительном введении в пульпу золы в качестве ВФВ. Скорость разделения пульп увеличивается при возрастании толщины намывного слоя до 10 мм (расход золы 0,8 г/см2) и снижается при его дальнейшем увеличении. При возрастании толщины намывного слоя золы с 0,4 до 1,2 г/см2, коэффициенты очистки ЖРО по радионуклидам возрастают в 1,2-1,3 раза.
Таким образом, предложенный способ позволяет осуществить процесс очистки ЖРО от α-радионуклидов, без применения повышенных температур, с использованием промышленных (зольных) отходов. Кроме того, заявляемое техническое решение позволяет улучшить технологические показатели процессов разделения гидроксидных суспензий (пульп).
Конечными продуктами очистки ЖРО являются твердые отходы с локализованными нуклидами в компактной форме, пригодной для окончательного кондиционирования и захоронения. Использование предлагаемого способа повышает экологическую безопасность процессов подготовки ЖРО к захоронению вследствие высокой степени их очистки от долгоживущих радионуклидов.
Таблица 1 Влияние золотошлаковых отходов в качестве вспомогательных фильтрующих веществ (ВФВ) на степень очистки ЖРО от радионуклидов |
|||||||
№п/п | Вид добавок (ВФВ) | Фракц. состав ВФВ, мм | Соотн-ние ВФВ:ЖРО (Т:Ж) | Скорость фильтрации | К-т очистки жидкой фазы по α-нуклидам | ||
дм3/м2×час | Pu | Am | U | ||||
1 | без добавок | -- | 80 | 165 | 3920 | 17 | |
2 | зола | 0,1...0,28 | 1:40 | 91 | 314 | 10105 | 92 |
3 | зола | -0,1 | 1:40 | 98 | 423 | 11200 | 105 |
4 | зола | -0,1 | 1:20 | 95 | 619 | 16030 | 168 |
5 | зола | -0,1 | 1:15 | 87 | 673 | 18490 | 184 |
6 | намывной слой золы 0,4 г/см2 |
112 | 192 | 5890 | 69 | ||
7 | намывной слой золы 0,8 г/см2 | 108 | 213 | 7530 | 84 | ||
8 | намывной слой золы 1,2 г/см2 | 99 | 220 | 8760 | 91 | ||
9 | зола (с нанесением намыв. слоя золы 0,4 г/см2) | -0,1 | 1:20 | 119 | 759 | 19850 | 221 |
10 | зола (с нанесением намыв. слоя золы 0,8 г/см2) | -0,1 | 1:20 | 130 | 845 | 22390 | 278 |
11 | зола (с нанесением намыв. слоя золы 1,2 г/см2) | -0,1 | 1:20 | 125 | 890 | 23980 | 293 |
Claims (4)
1. Способ очистки жидких радиоактивных отходов, включающий их обработку поглотителем-сорбентом, в качестве которого используют зольные отходы, и последующее разделение суспензии на жидкую и твердую фазы, отличающийся тем, что зольные отходы вводят в жидкие радиоактивные отходы на стадии их нейтрализации при рН 0,5-2 с расходом, обеспечивающим соотношение Т:Ж=1:(15-50).
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве зольных отходов используют золу ТЭЦ с фракционным составом менее 0,1 мм.
3. Способ по любому из пп.1 и 2, отличающийся тем, что обработку жидких радиоактивных отходов зольными отходами проводят в течение 1-2 ч.
4. Способ по любому из пп.1 и 2, отличающийся тем, что разделение суспензии на жидкую и твердую фазы осуществляют фильтрацией через фильтровальную перегородку, имеющую вспомогательный фильтрующий слой из зольных отходов толщиной 5-10 мм.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2003116324/06A RU2258967C2 (ru) | 2003-06-02 | 2003-06-02 | Способ очистки жидких радиоактивных отходов |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2003116324/06A RU2258967C2 (ru) | 2003-06-02 | 2003-06-02 | Способ очистки жидких радиоактивных отходов |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2003116324A RU2003116324A (ru) | 2004-11-20 |
RU2258967C2 true RU2258967C2 (ru) | 2005-08-20 |
Family
ID=35846301
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2003116324/06A RU2258967C2 (ru) | 2003-06-02 | 2003-06-02 | Способ очистки жидких радиоактивных отходов |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2258967C2 (ru) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2529018C2 (ru) * | 2008-10-27 | 2014-09-27 | Коммиссариат А Л'Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив | Способ дезактивации жидкого эфлюента, содержащего один или более радиоактивных химических элементов, посредством обработки в кипящем слое |
-
2003
- 2003-06-02 RU RU2003116324/06A patent/RU2258967C2/ru not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
НИКИФОРОВ А.С. и др. «Обезвреживание жидких радиоактивных отходов», Москва, ЭНЕРГОАТОМИЗДАТ, 1985, с.37. * |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2529018C2 (ru) * | 2008-10-27 | 2014-09-27 | Коммиссариат А Л'Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив | Способ дезактивации жидкого эфлюента, содержащего один или более радиоактивных химических элементов, посредством обработки в кипящем слое |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
EP1062668B1 (de) | Adsorptionsmittel für radionuklide | |
KR20150105392A (ko) | 스트론튬 및 세슘 특이적 이온-교환 매질 | |
RU2057137C1 (ru) | Способ получения нерастворимого гидролизующегося таннина, нерастворимый гидролизующийся таннин и способы обработки отработанной жидкости таннином | |
JP6047957B2 (ja) | 放射性ストロンチウム含有排水の処理方法 | |
RU2313147C1 (ru) | Способ переработки жидких радиоактивных отходов низкого уровня активности | |
RU2258967C2 (ru) | Способ очистки жидких радиоактивных отходов | |
JP3183354B2 (ja) | タンニン系吸着剤による重金属類の吸着分離方法及び該吸着剤の再生方法 | |
KR100706764B1 (ko) | 효소 처리된 불가사리 추출물을 이용한 중금속 흡착용 칼럼 | |
JPS5815193B2 (ja) | ホウ素含有水の処理方法 | |
JP2001340872A (ja) | 硼素及び/又は弗素含有排水の処理方法 | |
US8993828B2 (en) | Method of radium stabilizing in solid effluent or effluent containing substances in suspension | |
JPH0634891B2 (ja) | 吸着性▲ろ▼過膜 | |
DE3744544C2 (ru) | ||
RU2330340C2 (ru) | Способ извлечения радионуклидов из водных растворов | |
RU2550343C1 (ru) | Способ извлечения радионуклидов и микроэлементов | |
RU2563011C1 (ru) | Способ получения сорбента для очистки водных растворов от ионов тяжелых металлов и сорбент | |
RU2676624C1 (ru) | Способ иммобилизации тория(iv) из водных растворов сорбентом на основе гидроортофосфата церия(iv) | |
RU2200994C2 (ru) | Способ очистки водных радиоактивных растворов от радионуклидов | |
RU2052527C1 (ru) | Способ демеркуризации люминесцентных ламп | |
RU2397808C1 (ru) | Способ очистки сточных вод от ртути | |
JP2584081B2 (ja) | 吸着分離法 | |
RU2024435C1 (ru) | Способ обработки жидкостей с отходами, являющимися материалами ядерного топлива, например, урана и тория, или содержащими ионы железа | |
JPS62110195A (ja) | 放射性濃縮廃液の処理方法 | |
RU2114065C1 (ru) | Способ очистки сточных вод от растворимых соединений ртути | |
RU2102803C1 (ru) | Способ очистки растворов от радионуклидов |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20060603 |