RU2397558C1 - Method of cleaning and decontamination of equipment on nuclear power plants (versions) - Google Patents
Method of cleaning and decontamination of equipment on nuclear power plants (versions) Download PDFInfo
- Publication number
- RU2397558C1 RU2397558C1 RU2009128935/06A RU2009128935A RU2397558C1 RU 2397558 C1 RU2397558 C1 RU 2397558C1 RU 2009128935/06 A RU2009128935/06 A RU 2009128935/06A RU 2009128935 A RU2009128935 A RU 2009128935A RU 2397558 C1 RU2397558 C1 RU 2397558C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- decontamination
- equipment
- solution
- acetic acid
- lead
- Prior art date
Links
Abstract
Description
Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к способам удаления эксплутационных радиоактивных отложений с поверхностей оборудования первых контуров атомных электрических станций (АЭС) с тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями (ТЖМТ).The invention relates to the field of nuclear energy, and in particular to methods for removing operational radioactive deposits from equipment surfaces of the first circuits of nuclear power plants (NPPs) with heavy liquid metal coolants (TMLT).
Для ядерной энергетики 21-го века важное значение будут иметь АЭС с внутренней присущей (естественной) безопасностью. К таким объектам относятся, в частности, АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с использованием в качестве теплоносителя первого контура ТЖМТ (свинец, эвтектический сплав свинец-висмут, свинец-литий и др.) [Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях. Министерство по атомной энергии России. ГНЦ РФ ФЭИ им. Лейпунского. Тезисы докладов, г.Обнинск, 5-9 октября, 1998 г., с.1].For 21st century nuclear power, nuclear power plants with intrinsic (natural) safety will be important. Such objects include, in particular, nuclear power plants with fast neutron reactors using as a coolant the primary circuit of TMLF (lead, eutectic lead-bismuth alloy, lead-lithium, etc.) [Heavy liquid metal coolants in nuclear technology. Ministry of Atomic Energy of Russia. SSC RF IPPE named after Leipunsky. Abstracts, Obninsk, October 5-9, 1998, p.1].
При проектировании таких реакторов, наряду с решением проблем по нейтронной физике, теплогидравлике, коррозии, радиационной стойкости конструкционных материалов, технологии теплоносителя и др. [А.И.Филин. Экспериментальные работы в подтверждение концепции быстрых реакторов со свинцовым теплоносителем (Брест). Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях. Министерство по атомной энергии России. ГНЦ РФ ФЭИ им. Лейпунского. Тезисы докладов, г.Обнинск, 5-9 октября, 1998 г., с.45], немаловажное значение имеет разработка способов (технологий) очистки и дезактивации контурного оборудования от эксплуатационных отложений. Связано это с тем, что физико-химический и фазовый состав эксплуатационных отложений, формирующихся на поверхностях оборудования, работающего в ТЖМТ, существенным образом отличается от отложений, образующихся в среде традиционных теплоносителей (вода, щелочные металлы).When designing such reactors, along with solving problems in neutron physics, thermal hydraulics, corrosion, radiation resistance of structural materials, coolant technology, etc. [A.I. Filin. Experimental work in support of the concept of fast reactors with lead coolant (Brest). Heavy liquid metal coolants in nuclear technology. Ministry of Atomic Energy of Russia. SSC RF IPPE named after Leipunsky. Abstracts, Obninsk, October 5-9, 1998, p.45], the development of methods (technologies) for cleaning and decontamination of contour equipment from operational deposits is of no small importance. This is due to the fact that the physicochemical and phase composition of the operational deposits formed on the surfaces of the equipment operating in TZHMT significantly differs from the deposits formed in the environment of traditional coolants (water, alkali metals).
В частности, в циркуляционных контурах с жидким свинцом протекает ряд физико-химических процессов, характерных для контуров и с другими ТЖМТ. К ним относятся: поступление в контур и теплоноситель примесей, их взаимодействие между собой и с теплоносителем с образованием шлаков, термический и изотермический перенос масс, высаждение примесей на поверхностях контура основной циркуляции теплоносителя, загрязнение поверхностей оборудования газового контура примесями и продуктами испарения теплоносителя и др.In particular, in the circulation circuits with liquid lead, a number of physicochemical processes occur, which are characteristic of circuits and with other hard metal alloys. These include: the entry of impurities into the circuit and the coolant, their interaction between themselves and the coolant with the formation of slags, thermal and isothermal mass transfer, the deposition of impurities on the surfaces of the main coolant circulation circuit, contamination of the surfaces of the gas circuit equipment with impurities and products of coolant evaporation, etc.
При этом основными компонентами загрязнений, образующихся на поверхностях оборудования реакторной установки (РУ) с ТЖМТ в процессе его эксплуатации и извлечения из первого контура являются:In this case, the main components of the pollution generated on the surfaces of the equipment of the reactor installation (RU) with TZHMT during its operation and extraction from the primary circuit are:
- «рыхлый» слой отложений, представляющий собой застывший на поверхностях теплоноситель, его оксиды и сложные по составу шлаковые отложения, содержащие смесь частиц примесей γ-Fe, Pb, PbO, Fe2O4, Fe2O3, α-AlO3 и др.;- "loose" layer of deposits, which is a coolant frozen on the surfaces, its oxides and complex slag deposits containing a mixture of particles of impurities γ-Fe, Pb, PbO, Fe 2 O 4 , Fe 2 O 3 , α-AlO 3 and others;
- плотный защитный слой отложений, содержащий оксиды металлов, входящих в состав конструкционных материалов контура, и имеющий структуру шпинели типа NixFe3-x-yCryO4, где x и у - переменные.- a dense protective layer of deposits containing metal oxides that are part of the structural materials of the circuit, and having a spinel structure of the type Ni x Fe 3-xy Cr y O 4 , where x and y are variables.
Как показал опыт эксплуатации ЯЭУ со свинцово-висмутовым теплоносителем [А.К.Андрианов, В.Я.Бредихин, Л.Н.Москвин, О.Г.Панов. Совершенствование режимов и регламентов химической технологии свинцово-висмутового теплоносителя ядерной энергетической установки стенда КМ-1. Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях. Министерство Российской Федерации по атомной энергии. ГНЦ РФ ФЭИ им. Лейпунского., г.Обнинск, 11-12 декабря, 2003 г., Тезисы докладов, п.4.14] количество «рыхлых» эксплутационных отложений на 1 м2 поверхности съемного оборудования, извлекаемого из первого контура, может достигать 0,5-1,0 кг. При этом основными радионуклидами, определяющими радиационную обстановку (дозовые нагрузки на персонал) в зоне проведения регламентных работ по контролю состояния металла, техническому обслуживанию и ремонту оборудования являются изотопы, образующиеся в результате активации самого теплоносителя и его основных примесей (Pb-203, Bi-207, Hg-197, Hg-203, Ag-110 m, Au-198 и др.) и примесей металлов, перешедших в теплоноситель из конструкционных материалов первого контура (Со-60, Со-58, Fe-59, Cr-51, Mn-54, Ni-63 и др.). Все они в основном входят в состав «рыхлых» отложений.As shown by the experience of operating nuclear power plants with lead-bismuth coolant [A.K. Andrianov, V.Ya. Bredikhin, L.N. Moskvin, O.G. Panov. Improving the regimes and regulations of the chemical technology of lead-bismuth coolant of the nuclear power plant of the stand KM-1. Heavy liquid metal coolants in nuclear technology. Ministry of the Russian Federation for Atomic Energy. SSC RF IPPE named after Leipunsky., Obninsk, December 11-12, 2003, Abstracts, Section 4.14] the number of “loose” operational deposits per 1 m 2 of the surface of removable equipment removed from the primary circuit can reach 0.5-1, 0 kg In this case, the main radionuclides that determine the radiation situation (dose loads on personnel) in the area of routine maintenance of metal condition monitoring, maintenance and equipment repair are isotopes generated as a result of activation of the coolant and its main impurities (Pb-203, Bi-207 , Hg-197, Hg-203, Ag-110 m, Au-198, etc.) and metal impurities transferred to the coolant from structural materials of the primary circuit (Co-60, Co-58, Fe-59, Cr-51, Mn-54, Ni-63, etc.). All of them are mainly included in the "loose" deposits.
Основной целью дезактивации является снижение радиоактивного загрязнения оборудования до допустимой нормы или уровня, позволяющего проводить персоналом АЭС ремонтные работы в течение полного рабочего дня [Н.И.Ампелогова, Ю.М.Симановский, А.А.Трапезников. Дезактивация в ядерной энергетике. М.: Энергоатомиздат. 1982, с.119].The main purpose of decontamination is to reduce the radioactive contamination of equipment to an acceptable norm or level that allows NPP personnel to carry out repair work during a full day [N.I. Ampelogova, Yu.M. Simanovsky, A.A. Decontamination in nuclear power. M .: Energoatomizdat. 1982, p.119].
Сами способы дезактивации должны удовлетворять следующим требованиям:The decontamination methods themselves must satisfy the following requirements:
- обеспечивать эффективное удаление с поверхностей радиоактивных загрязнений;- provide effective removal of radioactive contaminants from surfaces;
- не вызывать существенной коррозии и механического разрушения (повреждения) дезактивируемого материала;- not cause significant corrosion and mechanical destruction (damage) of the decontaminated material;
- количество радиоактивных отходов должно быть минимальным;- the amount of radioactive waste should be minimal;
- способы дезактивации должны быть экономичными, безопасными, не приводить к распространению радиоактивных загрязнений, допускать возможность их механизации [Н.И.Ампелогова, Ю.М.Симановский, А.А.Трапезников. Дезактивация в ядерной энергетике. М.: Энергоатомиздат. 1982, с.137].- methods of decontamination should be economical, safe, not lead to the spread of radioactive contamination, allow the possibility of their mechanization [N.I. Ampelogova, Yu.M. Simanovsky, A.A. Trapeznikov. Decontamination in nuclear power. M .: Energoatomizdat. 1982, p.137].
Весьма важным при выборе способа дезактивации является также решение проблемы переработки (обезвреживания) и захоронения радиоактивных отходов, образующихся в процессе ее проведения [А.С.Никифоров, В.В.Куличенко, М.И.Жихарев. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. М.: Энергоатомиздат. 1985, с.4-6].Very important when choosing a method of decontamination is also the solution to the problem of processing (disposal) and disposal of radioactive waste generated during its implementation [A.S. Nikiforov, V.V. Kulichenko, M.I. Zhikharev. Neutralization of liquid radioactive waste. M .: Energoatomizdat. 1985, p. 4-6].
Способы обезвреживания ЖРО должны не только эффективно очищать отходы от радионуклидов и концентрировать последние в минимальном объеме, но и обеспечивать надежную изоляцию радиоактивных отходов от окружающей среды при их длительном хранении [А.С.Никифоров, В.В.Куличенко, М.И.Жихарев. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. М.: Энергоатомиздат. 1985, с.13, 71].Waste disposal methods should not only efficiently clean waste from radionuclides and concentrate the latter to a minimum, but also provide reliable isolation of radioactive waste from the environment during their long-term storage [A.S. Nikiforov, V.V. Kulichenko, M.I.Zhikharev . Neutralization of liquid radioactive waste. M .: Energoatomizdat. 1985, p.13, 71].
Известно множество способов дезактивации контурного оборудования РУ с водным и жидкометаллическим натриевым теплоносителями, основанных на физических, физико-химических и химических процессах воздействия на удаляемые с поверхностей радиоактивные загрязнения [Н.И.Ампелогова, Ю.М.Симановский, А.А.Трапезников. Дезактивация в ядерной энергетике. М.: Энергоатомиздат, с.137-156 и 212-228, 1982]. Анализ возможности адаптации этих способов для решения проблемы дезактивации оборудования РУ со свинцовым теплоносителем показал их ограниченные возможности.There are many ways to decontaminate the contour equipment of switchgear with aqueous and liquid metal sodium coolants based on physical, physico-chemical and chemical processes of exposure to radioactive contaminants removed from surfaces [N.I. Ampelogova, Yu.M. Simanovsky, A.A. Trapeznikov. Decontamination in nuclear power. M .: Energoatomizdat, pp. 137-156 and 212-228, 1982]. An analysis of the possibility of adapting these methods to solve the problem of decontamination of equipment with lead coolant showed their limited capabilities.
Использование физико-механических и физико-химических способов не исключает возможности механического повреждения очищаемых поверхностей оборудования при удалении с них макрокомпонентов эксплуатационных отложений (застывшего свинца, его оксидов и шлаков). Способы трудоемки и неэффективны, что приводит к неоправданному увеличению дозовых нагрузок на персонал, участвующий в работах по очистке, ревизии и ремонту оборудования.The use of physico-mechanical and physico-chemical methods does not exclude the possibility of mechanical damage to the equipment surfaces being cleaned when macro components of operational deposits (solidified lead, its oxides and slags) are removed from them. The methods are time-consuming and inefficient, which leads to an unjustified increase in dose loads for personnel involved in cleaning, inspection and repair of equipment.
Наиболее приемлемым представляется известный способ погружной, химической дезактивации [Н.И.Ампелогова, Ю.М.Симановский, А.А.Трапезников. Дезактивация в ядерной энергетике. М.: Энергоатомиздат, 1982, с.142]. Способ заключается в погружении оборудования в ванну с растворами химических реагентов или заполнении внутренних полостей дезактивируемого оборудования растворами химических реагентов. Этим способом можно дезактивировать изделия различной конфигурации и габаритных размеров. Основной эффект очистки и дезактивации достигается вследствие химических взаимодействий дезактивирующих растворов на радиоактивные загрязнения и коррозионные отложения, в результате которых они переходят с поверхностей в растворы. Затем радиоактивные загрязнения, переведенные в растворы, дренируются из ванны вместе с ними. Следствием удаления загрязнений с поверхностей является улучшение радиационной обстановки при работе с оборудованием. Эффективность процесса дезактивации возрастает при перемешивании или циркуляции растворов и повышении их температуры. Дезактивацию съемного контурного оборудования, оснастки, арматуры, инструмента и т.п. обычно проводят путем их погружения в ванны с растворами. При дезактивации парогенераторов, теплообменников и т.п. применяют заполнение их дезактивирующими растворами с помощью специальных средств.The most acceptable seems to be the known method of submersible, chemical decontamination [N.I. Ampelogova, Yu.M. Simanovsky, A.A. Trapeznikov. Decontamination in nuclear power. M .: Energoatomizdat, 1982, p.142]. The method consists in immersing equipment in a bath with solutions of chemical reagents or filling the internal cavities of decontaminated equipment with solutions of chemical reagents. In this way, you can deactivate products of various configurations and dimensions. The main effect of cleaning and decontamination is achieved due to chemical interactions of decontamination solutions on radioactive contamination and corrosion deposits, as a result of which they pass from surfaces to solutions. Then the radioactive contaminants transferred to the solutions are drained from the bath with them. The consequence of removing contaminants from surfaces is to improve the radiation environment when working with equipment. The effectiveness of the decontamination process increases with stirring or circulation of solutions and increasing their temperature. Decontamination of removable contour equipment, accessories, fittings, tools, etc. usually carried out by immersion in baths with solutions. When deactivating steam generators, heat exchangers, etc. apply filling them with decontaminating solutions using special means.
Авторы считают, что наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату к заявляемому способу, является способ погружной химической дезактивации [Н.И.Ампелогова, Ю.М.Симановский, А.А.Трапезников. Дезактивация в ядерной энергетике. М.: Энергоатомиздат. 1982, с.142] с использованием рецептур растворов на основе уксусной кислоты (СН3СООН), содержащих кислород (воздух, перекись водорода) [Р.Рипан, И.Четяну. Неорганическая химия, том 1. М.: Мир, 1971, с.439, 454] и [Н.Л.Глинка. Общая химия. Изд. 18. М.: Химия, 1976, с.520]. Данный способ принят в качестве способа-прототипа.The authors believe that the closest in technical essence and the achieved result to the claimed method is a method of submersible chemical decontamination [N.I. Ampelogova, Yu.M. Simanovsky, A.A. Trapeznikov. Decontamination in nuclear power. M .: Energoatomizdat. 1982, p.142] using formulations of solutions based on acetic acid (CH 3 COOH) containing oxygen (air, hydrogen peroxide) [R. Ripan, I. Chetyanu. Inorganic Chemistry, Volume 1. M.: Mir, 1971, p. 439, 454] and [N.L. Glinka. General chemistry. Ed. 18. M .: Chemistry, 1976, p. 520]. This method is adopted as a prototype method.
Несмотря на свои неоспоримые достоинства (простота, технологичность и эффективность), способ-прототип имеет существенный недостаток. Образующиеся при растворении остатков жидкометаллического теплоносителя - свинца, составляющего основу радиоактивных загрязнений поверхностей съемного оборудования после его демонтажа из контура, отработанные дезактивирующие растворы содержат большое количество ацетатов двухвалентного свинца. Данные растворы, иначе жидкие радиоактивные отходы (ЖРО), подлежат переработке с целью уменьшения их объема. Наиболее широко при переработке применяют термический метод упаривания ЖРО. Получаемые солевые концентраты отверждают, включая их в инертные вяжущие матрицы, например цемент, битум, полимерные материалы и т.д. и захоранивают. Захоронение продуктов отверждения требует их устойчивости к воздействию влаги (атмосферных осадков, грунтовых вод), чтобы не допустить вымывания радиоактивных элементов из отвержденных продуктов и их попадания в окружающую среду. Учитывая высокую растворимость ацетатов двухвалентного свинца в воде, а именно 443 и 2210 г/кг Pb(СН3СОО)2 при температурах 20 и 50°С, соответственно [В.И.Перельман. Справочник химика. М.: Госхимиздат, 1955, с.164-165]), данные отрицательные процессы при захоронении отвержденных солей ацетатов свинца не исключены.Despite its undeniable advantages (simplicity, manufacturability and efficiency), the prototype method has a significant drawback. Formed during the dissolution of the residues of liquid metal coolant - lead, which is the basis of radioactive contamination of the surfaces of removable equipment after it is removed from the circuit, the spent decontamination solutions contain a large amount of divalent lead acetates. These solutions, otherwise liquid radioactive waste (LRW), are subject to processing in order to reduce their volume. The most widely used in the processing is the thermal method of evaporation of LRW. The resulting salt concentrates are solidified, including in an inert cementitious matrix, such as cement, bitumen, polymeric materials, etc. and buried. The burial of cured products requires their resistance to moisture (precipitation, groundwater) in order to prevent the radioactive elements from being washed out of the cured products and released into the environment. Given the high solubility of divalent lead acetates in water, namely 443 and 2210 g / kg Pb (CH 3 COO) 2 at temperatures of 20 and 50 ° C, respectively [V.I. Perelman. Handbook of a chemist. M .: Goskhimizdat, 1955, p.164-165]), these negative processes during the disposal of cured salts of lead acetates are not excluded.
Задачей, на решение которой направлено заявляемое изобретение, является создание способа очистки и дезактивации контурного оборудования РУ со свинцовым теплоносителем, позволяющего не только снизить количество ЖРО, образующихся в процессе дезактивации оборудования растворами уксусной кислоты, но и регенерировать уксусную кислоту для ее повторного использования, перевести растворенные в концентратах ЖРО соли ацетата свинца в водонерастворимое состояние, упростить технологию отверждения радиоактивных солевых концентратов, повысить качество конечных продуктов и надежность их длительного хранения.The problem to which the invention is directed is to create a method for cleaning and decontamination of circuit equipment of RU with lead coolant, which allows not only to reduce the amount of LRW generated during the decontamination of equipment with acetic acid solutions, but also to regenerate acetic acid for its reuse, to transfer dissolved in LRW concentrates salts of lead acetate in a water-insoluble state, simplify the technology of curing of radioactive salt concentrates, will increase the quality of the final products and the reliability of their long-term storage.
Поставленная задача решается предлагаемым способом дезактивации, реализуемом в двух вариантах.The problem is solved by the proposed method of decontamination, implemented in two versions.
Для достижения указанного технического результата в первом варианте способа очистки и дезактивации радиационно опасного оборудования методом его погружения в водные растворы уксусной кислоты, содержащие кислород (воздух, перекись водорода), и обработки поверхностей в растворах при заданной температуре в режиме их принудительного перемешивания с последующим обезвреживанием жидких радиоактивных отходов, предлагается:To achieve the specified technical result in the first embodiment of the method of cleaning and decontamination of radiation hazardous equipment by immersing it in aqueous solutions of acetic acid containing oxygen (air, hydrogen peroxide), and treating surfaces in solutions at a given temperature in the mode of their forced mixing followed by neutralization of liquid radioactive waste, it is proposed:
- после извлечения оборудования из дезактивирующего раствора или слива раствора (ЖРО) вводить в отработанный раствор уксусной кислоты порциями стехиометрическое количество (реакции 1 и 2) ортофосфорной (H3PO4) или серной (H2SO4) кислоты- after removing the equipment from the decontamination solution or draining the solution (LRW), add a stoichiometric amount (reactions 1 and 2) of orthophosphoric (H 3 PO 4 ) or sulfuric (H 2 SO 4 ) acid to the spent acetic acid solution
- после завершения ввода кислоты образующийся гетерогенный продукт подвергать термической обработке при температуре 100-120°С;- after completion of the input of acid, the resulting heterogeneous product is subjected to heat treatment at a temperature of 100-120 ° C;
- образующийся при этом конденсат, представляющий собой водный раствор уксусной кислоты, использовать повторно (многократно) в качестве основы дезактивирующего раствора;- the condensate formed in this process, which is an aqueous solution of acetic acid, is used repeatedly (repeatedly) as the basis of the decontamination solution;
- полученный после отгонки раствора уксусной кислоты обезвоженный сыпучий осадок, представляющий собой смесь нерастворимых в воде солей фосфатов или сульфатов свинца (основа) с оксидами и гидрооксидами металлов, отверждать с использованием в качестве матрицы традиционных вяжущих веществ.- the dehydrated free-flowing precipitate obtained after distillation of the acetic acid solution, which is a mixture of water-insoluble salts of lead phosphates or sulfates (base) with metal oxides and hydroxides, is cured using traditional binders as a matrix.
В частном случае выполнения в первом варианте предлагается в качестве вяжущих веществ использовать такие вяжущие вещества, как, например, битум, цемент или полимерные материалы.In the particular case of execution in the first embodiment, it is proposed to use such binders as binders, such as, for example, bitumen, cement or polymeric materials.
Для достижения указанного технического результата во втором варианте способа очистки и дезактивации радиационно-опасного оборудования путем его погружения в водные растворы уксусной кислоты, содержащие кислород (воздух, перекись водорода), и обработки поверхностей в растворах при заданной температуре в режиме их принудительного перемешивания с последующим обезвреживанием жидких радиоактивных отходов, предлагается:To achieve the specified technical result in the second variant of the method of cleaning and decontamination of radiation-hazardous equipment by immersing it in aqueous solutions of acetic acid containing oxygen (air, hydrogen peroxide), and treating surfaces in solutions at a given temperature in the mode of their forced mixing followed by neutralization liquid radioactive waste, it is proposed:
- после извлечения оборудования из дезактивирующего раствора или слива раствора (ЖРО) вводить в отработанный раствор уксусной кислоты порциями концентрированную ортофосфорную кислоту в количестве, превышающем стехиометрически необходимое (реакция 3)- after removing the equipment from the decontamination solution or draining the solution (LRW), introduce concentrated orthophosphoric acid in portions into the waste acetic acid solution in an amount exceeding the stoichiometrically necessary (reaction 3)
- после завершения ввода кислоты образующийся при этом гетерогенный продукт подвергать термической обработке при температуре 100-120°С;- after completion of the introduction of acid, the resulting heterogeneous product is subjected to heat treatment at a temperature of 100-120 ° C;
- образующийся при этом конденсат, представляющий собой водный раствор уксусной кислоты, использовать повторно (многократно) в качестве основы дезактивирующего раствора;- the condensate formed in this process, which is an aqueous solution of acetic acid, is used repeatedly (repeatedly) as the basis of the decontamination solution;
- полученный после отгонки раствора уксусной кислоты текучий квазигомогенный продукт, представляющий собой смесь нерастворимых в воде солей фосфатов металлов (основа - фосфат свинца) с их оксидами и гидрооксидами в избытке частично нейтрализованной ортофосфорной кислоты, отверждать с использованием в качестве матрицы вяжущих веществ фосфатного твердения.- a quasi-homogeneous flowing product obtained after distillation of an acetic acid solution, which is a mixture of water-insoluble metal phosphate salts (the base is lead phosphate) with their oxides and hydroxides in excess of partially neutralized phosphoric acid, to solidify using phosphate hardening binders as a matrix.
В частном случае выполнения второго способа предлагается в качестве вяжущих веществ использовать природные минералы (магнетит, лимонит и др.) или бросовые отходы промышленных предприятий, содержащие оксиды «тяжелых» металлов [С.Л.Голынко-Вольфсон, М.М.Сычев, Л.Г.Судакас и др. Химические основы технологии и применения фосфатных связок и покрытий. Химия, Ленинградское отделение, 1968, с.18-45, 130-133].In the particular case of the second method, it is proposed to use natural minerals (magnetite, limonite, etc.) or industrial waste containing oxides of "heavy" metals as binders [S. L. Golynko-Wolfson, M. M. Sychev, L .G. Sudakas et al. Chemical fundamentals of technology and application of phosphate bonds and coatings. Chemistry, Leningrad Branch, 1968, p. 18-45, 130-133].
Дополнительно предлагается процесс дезактивации по предлагаемым способам заканчивать при стабилизации в растворе удельной активности и концентрации свинца при наличии в растворе свободной уксусной кислоты.Additionally, the decontamination process according to the proposed methods is completed upon stabilization in the solution of specific activity and concentration of lead in the presence of free acetic acid in the solution.
В качестве альтернативы, при переводе (трансформации) уксуснокислого свинца в нерастворимые в воде соединения в предлагаемом способе, помимо фосфорной и серной кислот, могут быть использованы сероводород (реакция 4) или углекислый газ (реакция 5) [Р.Рипан, И.Четяну. Неорганическая химия, том 1. М.: Мир, 1971, с.448, 453].Alternatively, when converting (transforming) lead acetic acid into water-insoluble compounds in the proposed method, in addition to phosphoric and sulfuric acids, hydrogen sulfide (reaction 4) or carbon dioxide (reaction 5) can be used [R. Ripan, I. Chetyanu. Inorganic Chemistry, Volume 1. M.: Mir, 1971, p. 488, 453].
Сущность заявляемого способа заключается в том, что дезактивацию контурного оборудования РУ со свинцовым теплоносителем предлагается проводить по известной традиционной погружной технологии с использованием дезактивирующих растворов на основе уксусной кислоты, содержащих кислород. После завершения дезактивации (стабилизация в растворе удельной активности и концентрации свинца при наличии в растворе свободной уксусной кислоты), предлагается в отработанный раствор (ЖРО) вводить ортофосфорную или серную кислоту в количестве, необходимом для полного перевода легко растворимого в воде уксуснокислого свинца в трудно растворимые в воде фосфаты или сульфаты свинца (варианты 1) или избыток фосфорной кислоты (вариант 2). Полученные при этом гетерогенные продукты подвергать термообработке, образующийся конденсат, представляющий собой водный раствор уксусной кислоты, использовать повторно (многократно) в качестве основы дезактивирующего раствора, а конечное замоноличивание (отверждение) образующихся солевых концентратов предлагается проводить с использованием в качестве инертных матриц традиционных связующих или вяжущих веществ фосфатного твердения.The essence of the proposed method lies in the fact that the decontamination of loop equipment RU with lead coolant is proposed to be carried out according to the well-known traditional submersible technology using deactivating solutions based on acetic acid containing oxygen. After deactivation is complete (stabilization of the specific activity and concentration of lead in the solution in the presence of free acetic acid in the solution), it is proposed to introduce phosphoric or sulfuric acid into the spent solution (LRF) in the amount necessary to completely convert the readily soluble in water lead acetate to the slightly soluble in water phosphates or sulfates of lead (options 1) or an excess of phosphoric acid (option 2). The resulting heterogeneous products are subjected to heat treatment, the condensate formed, which is an aqueous solution of acetic acid, used repeatedly (repeatedly) as the basis of the decontamination solution, and the final monolithization (curing) of the formed salt concentrates is proposed to be carried out using traditional binders or binders as inert matrices phosphate hardening substances.
Положительным моментом включения в предлагаемый способ дезактивации стадии обработки ЖРО минеральными кислотами является то, что данная технологическая операция позволяет перевести хорошо растворимые в воде соли ацетата свинца в трудно растворимые фосфаты (сульфаты) свинца [Р.Рипан, И.Четяну. Неорганическая химия, том 1. М.: Мир, 1971, с.450, 453], что, априори, существенно снижает вымываемость радионуклидов из конечных отвержденных продуктов, подлежащих длительному захоронению.A positive aspect of the inclusion in the proposed method of decontamination of the LRW treatment stage with mineral acids is that this technological operation allows the conversion of lead acetate, which is readily soluble in water, into lead soluble phosphates (sulfates) [R. Ripan, I. Chetyanu. Inorganic Chemistry, Volume 1. M .: Mir, 1971, p. 450, 453], which, a priori, significantly reduces the leachability of radionuclides from final cured products subject to long-term burial.
При этом при проведении предлагаемой технологической операции в процессеMoreover, when carrying out the proposed technological operation in the process
- образования в растворе ЖРО коллоидных и кристаллических форм фосфата (сульфата) свинца и протекания процессов соосаждения радионуклидов совместно со стабильными нуклидами,- the formation in the LRW solution of colloidal and crystalline forms of lead phosphate (sulfate) and the process of coprecipitation of radionuclides together with stable nuclides,
- захвата взвешенных в очищаемой воде частиц, особенно коллоидных, образующимся осадком,- capture suspended particles in purified water, especially colloidal particles, formed by sediment,
- адсорбции радионуклидов, находящихся в растворе в ионном состоянии, - adsorption of radionuclides in solution in the ionic state,
на развитой поверхности образующегося осадка происходит коагуляционная очистка ЖРО [В.М.Седов и др.. Химическая технология теплоносителей ядерных энергетических установок. М.: Энергоатомиздат, 1985, с.191, 292] не только от стабильных и радиоактивных изотопов свинца (основа отложений), но и от других радиоактивных компонентов эксплуатационных отложений, перешедших в раствор в процессе дезактивации.coagulation treatment of LRW occurs on the developed surface of the formed precipitate [V. M. Sedov et al. Chemical technology of coolants of nuclear power plants. M .: Energoatomizdat, 1985, p. 191, 292] not only from the stable and radioactive isotopes of lead (the base of the deposits), but also from other radioactive components of the operational deposits that went into solution during the decontamination process.
Обработка отработанных дезактивирующих растворов, образующихся при реализации способа-прототипа минеральными кислотами, не только повышает эффективность очистки ЖРО от радионуклидов при их обезвреживании, но и снижает объем твердых солевых отходов (шламов), подлежащих последующему отверждению. Известно, что в практике обезвреживания ЖРО осадительными методами [В.П.Шведов, В.М.Седов и др. Ядерная технология. М.: Атомиздат, 1979, с.217] обычно используют метод соосаждения радионуклидов при коагуляции стабильных (нерадиоактивных) соединений различных химических веществ. В предлагаемом способе функцию коагулянта (соосадителя) при обезвреживании уксуснокислого раствора ЖРО выполняют радиоактивные и стабильные фосфаты (сульфаты) свинца, образующиеся в объеме ЖРО в процессе их обработки минеральными кислотами.The treatment of spent deactivating solutions generated during the implementation of the prototype method with mineral acids not only increases the efficiency of LRW purification from radionuclides during their neutralization, but also reduces the amount of solid salt waste (sludge) that must be cured. It is known that in the practice of LRW disposal by precipitation methods [V.P.Shvedov, V.M.Sedov, etc. Nuclear technology. M .: Atomizdat, 1979, p. 217] they usually use the method of coprecipitation of radionuclides in the coagulation of stable (non-radioactive) compounds of various chemicals. In the proposed method, the function of the coagulant (co-precipitator) during the neutralization of the acetic acid solution of LRW is performed by radioactive and stable phosphates (sulfates) of lead, which are formed in the volume of LRW during their processing with mineral acids.
Положительным является и то, что реализация предлагаемого способа на практике дает возможность на стадии термообработки ЖРО не только регенерировать уксусную кислоту и возвратить ее в станционный технологический цикл, что существенно снижает общий объем ЖРО, образующихся в процессе дезактивации (температура кипения уксусной кислоты - 118,1°С, ортофосфорной кислоты 213°С [В.И.Перельман. Спровочник химика. М.: Госхимиздат, 1955, с.154-155, 66-67], но и получить трудно растворимые в воде радиоактивные солевые концентраты (продукты), пригодные к отверждению с использованием в качестве матриц традиционных связующих [А.С.Никифиров, В.В.Куличенко, М.И.Жихарев. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. М.: Энергоатомиздат, 1985, с.115-140], или вяжущих веществ фосфатного твердения [С.Л.Голынко-Вольфсон, М.М.Сычев, Л.Г.Судакас и др. Химические основы технологии и применения фосфатных связок и покрытий. Химия, Ленинградское отделение, 1968, с.18-45, 130-133]. При этом предлагаемый способ позволяет обеспечить выполнение практически всех требований (максимальную степень наполнения конечных продуктов радиоактивными компонентами отходов, высокую механическую и химическую стойкость отвержденных отходов, низкую скорость выщелачивания радионуклидов водой и др.), предъявляемых к отвержденным радиоактивным отходам, подлежащим длительной изоляции от окружающей среды [А.С.Никифиров, В.В.Куличенко, М.И.Жихарев. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. М.: Энергоатомиздат, 1985, с.71].Positive is the fact that the implementation of the proposed method in practice makes it possible at the stage of heat treatment of LRW not only to regenerate acetic acid and return it to the plant technological cycle, which significantly reduces the total volume of LRW generated during decontamination (boiling point of acetic acid - 118.1 ° С, phosphoric acid 213 ° С [V.I. Perelman. Chemist's reference book. Moscow: Goskhimizdat, 1955, p. 154-155, 66-67], but also to obtain hardly soluble in water radioactive salt concentrates (products), suitable for cured ju using matrices of traditional binders [A. S. Nikifirov, V. V. Kulichenko, M. I. Zhikharev. Neutralization of liquid radioactive waste. M: Energoatomizdat, 1985, p. 115-140], or phosphate binders hardening [S.L. Golynko-Wolfson, M. M. Sychev, L. G. Sudakas et al. Chemical fundamentals of the technology and application of phosphate bonds and coatings. Chemistry, Leningrad Branch, 1968, p. 18-45, 130-133 ]. Moreover, the proposed method allows to fulfill almost all requirements (the maximum degree of filling of the final products is radioactive components of the waste, high mechanical and chemical resistance of cured waste, low leaching rate of radionuclides with water, etc.) presented to cured radioactive waste subject to long-term isolation from the environment [A.S. Nikifirov, V.V. Kulichenko, M.I. . Zhikharev. Neutralization of liquid radioactive waste. M .: Energoatomizdat, 1985, p. 71].
Известна [А.С.Никифиров, В.В.Куличенко, М.И.Жихарев. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. М.: Энегоатомиздат, 1985, с.118-119] плохая совместимость с битумом у солей, образующих гидраты. После включения таких солей в битум и охлаждения продукта может проявляться эффект гидратации солей, создающий благоприятные условия для проникновения воды внутрь смеси битум - наполнитель и связывания ее в гидраты. Это приводит к увеличению объема наполнителя, разбуханию смеси, нарушению и ухудшению гидроизоляции. Поэтому в этих случаях приходится существенно понижать степень наполнения битума, что, в общем, ухудшает показатели метода битумирования. Одним из недостатков метода цементирования, существенно снижающего степень включения в него радиоактивных солей и приводящего к увеличению объема отвержденных продуктов, является значительная вымываемость из цемента включенных в него водорастворимых солевых компонентов [А.С.Никифиров, В.В.Куличенко, М.И.Жихарев. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. М.: Энергоатомиздат, 1985, с.130]. При использовании в качестве связующих полиэфирных смол необходима глубокая степень обезвоживания радиоактивных солевых концентратов, что требует существенных энергетических затрат. Известно, что глубокое обезвоживание солевых концентратов может быть осуществлено при температурах до 500°С [А.С.Никифиров, В.В.Куличенко, М.И.Жихарев. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. М.: Энергоатомиздат, 1985, с.136, 113, 72]. При обезвреживании ЖРО, образующихся при реализации способа-прототипа, основным (определяющим) компонентом ЖРО является водорастворимая соль кристаллогидрата уксуснокислого свинца, что, исходя из вышесказанного, создает определенные проблемы при их обезвреживании и захоронении.Known [A.S. Nikifirov, V.V. Kulichenko, M.I. Zhikharev. Neutralization of liquid radioactive waste. M .: Enogoatomizdat, 1985, p.118-119] poor compatibility with bitumen in salts forming hydrates. After the incorporation of such salts into bitumen and cooling of the product, the effect of hydration of salts may appear, creating favorable conditions for the penetration of water into the bitumen-filler mixture and its binding to hydrates. This leads to an increase in the volume of the filler, swelling of the mixture, violation and deterioration of the waterproofing. Therefore, in these cases, it is necessary to significantly reduce the degree of bitumen filling, which, in general, worsens the performance of the bitumen method. One of the drawbacks of the cementing method, which significantly reduces the degree of inclusion of radioactive salts in it and leads to an increase in the volume of cured products, is the significant leachability of the water-soluble salt components included in it [A.S. Nikifirov, V.V. Kulichenko, M.I. Zhikharev. Neutralization of liquid radioactive waste. M .: Energoatomizdat, 1985, p.130]. When used as binders for polyester resins, a deep degree of dehydration of radioactive salt concentrates is required, which requires significant energy costs. It is known that deep dehydration of salt concentrates can be carried out at temperatures up to 500 ° C [A.S. Nikifirov, V.V. Kulichenko, M.I. Zhikharev. Neutralization of liquid radioactive waste. M .: Energoatomizdat, 1985, p.136, 113, 72]. When neutralizing LRW generated during the implementation of the prototype method, the main (determining) component of LRW is the water-soluble salt of lead acetic acid crystalline hydrate, which, based on the foregoing, creates certain problems during their neutralization and disposal.
Предлагаемый способ практически лишен отмеченных выше недостатков, так как образующиеся в растворе ЖРО после ввода в него минеральных кислот осадки представляют собой нерастворимые в воде безводные соли фосфатов (сульфатов) свинца с сорбированными на них радионуклидами (осадки, шламы). Принимая во внимание закон Хана и правила соосаждения, согласно которым адсорбция или соосаждение ионов соосадителем происходит тем полнее, чем менее растворимо образующееся в растворе соединение (коагулянт) [Ю.В.Кузнецов, В.Н.Щебетковский, А.Г.Трусов. Основы дезактивации воды. М.: 1968, с.121], можно с уверенностью утверждать, что при реализации предлагаемого способа, раствор ЖРО, образующийся по способу-прототипу, может быть эффективно очищен не только от радиоактивного и стабильного свинца (основа отложений), но и от других радиоактивных примесей, перешедших в раствор в процессе дезактивации.The proposed method is practically devoid of the drawbacks noted above, since the precipitates formed in the LRW solution after introducing mineral acids into it are water-insoluble anhydrous salts of lead phosphates (sulfates) with radionuclides sorbed on them (sediments, sludges). Taking into account the Khan’s law and the coprecipitation rules, according to which the adsorption or coprecipitation of ions by the coprecipitate occurs the more fully, the less soluble the compound (coagulant) formed in the solution [Yu.V. Kuznetsov, V.N. Schechetkovsky, A.G. Trusov. Basics of water decontamination. M .: 1968, p.121], it can be confidently stated that when implementing the proposed method, the LRW solution formed by the prototype method can be effectively cleaned not only of radioactive and stable lead (the basis of deposits), but also of others radioactive impurities that have passed into the solution during the decontamination process.
Авторами экспериментально установлено, что образующиеся в процессе реализации предлагаемого способа осадки имеют тонкодисперсную структуру с общей пористостью, определенной по методике, изложенной в [О.Н.Григорьев, И.Ф.Карпова и др. Руководство к практическим работам по коллоидной химии. Изд. Химия. М., 1964, Ленинград, с.52], от 40,8 до 42,8%. Сами осадки по химическому и фазовому составу близки к природным безводным минералам, таким как пироморфит и англезит [Р.Рипан, И.Четяну. Неорганическая химия, том 1. М.: Мир, 1971, с.427, 428], что естественно, при их включении в любые традиционные связующие (битум, цемент, полиэфирные смолы) обеспечит низкую пористость, высокую водостойкость и прочность конечных продуктов, подлежащих длительному хранению, и позволит, в отличие от прототипа, существенно повысить содержание радиоактивных солей в отвержденном материале (матрице).The authors experimentally established that the precipitates formed during the implementation of the proposed method have a finely dispersed structure with a total porosity determined by the method described in [O.N. Grigoriev, I.F. Karpova and other Guidelines for practical work on colloid chemistry. Ed. Chemistry. M., 1964, Leningrad, p. 52], from 40.8 to 42.8%. In terms of chemical and phase composition, the precipitation itself is close to natural anhydrous minerals, such as pyromorphite and anglesite [R. Ripan, I. Chetyanu. Inorganic Chemistry, Volume 1. M .: Mir, 1971, p. 427, 428], which, naturally, when incorporated into any traditional binders (bitumen, cement, polyester resins) will provide low porosity, high water resistance, and the strength of the final products to be long-term storage, and will, in contrast to the prototype, significantly increase the content of radioactive salts in the cured material (matrix).
При реализации предлагаемого способа по варианту 2 конечным продуктом, подлежащим отверждению, является солевой текучий (подвижный) плав, представляющий собой нерастворимые в воде кристаллы обезвоженных солей свинца (основа), оксиды и гидрооксиды металлов в избытке частично нейтрализованной фосфорной кислоты. Сведений о способах отверждения такого продукта в научно-технических и патентных источниках нет. Однако известно, что весьма эффективными матрицами для стабилизации радиоактивных отходов являются фосфатные цементы, представляющие собой неорганические вещества и их композиции химического твердения. Твердые и прочные образцы цементов такого рода могут быть получены в результате реакций оксидов различных металлов с ортофосфорной кислотой при низких температурах [Патент. RU №2101791, С1, БИ №1, 1998 г.]. Известен, например, успешный опыт отверждения радиоактивных отходов (ферроцианидная пульпа состава, г/л: нитрат калия (натрия) - 125, Fe-6, Al, Cr, Mn по 0,5, pH 6-7) непосредственно в пульпохранилище одного из радиохимических заводов с использованием ортофосфорной кислоты и каустического магнезита, являющегося отходом крупнотоннажного производства огнеупоров [Г.Б.Борисов, Н.Н.Егоров, Ю.А.Ревенко и др. Отвержение сред неактивных отходов на месте хранения. Атомная энергия, т.77, вып.6, 1994, с.399-451].When implementing the proposed method according to option 2, the final product to be cured is a salt fluid (mobile) melt, which is water-insoluble crystals of dehydrated lead salts (base), metal oxides and hydroxides in excess of partially neutralized phosphoric acid. There are no information on methods of curing such a product in scientific, technical and patent sources. However, it is known that phosphate cements, which are inorganic substances and their chemical hardening compositions, are very effective matrices for stabilizing radioactive waste. Solid and durable cement samples of this kind can be obtained by reactions of oxides of various metals with phosphoric acid at low temperatures [Patent. RU No. 2101791, C1, BI No. 1, 1998]. Known, for example, is the successful experience of solidification of radioactive waste (ferrocyanide pulp composition, g / l: potassium (sodium) nitrate - 125, Fe-6, Al, Cr, Mn at 0.5, pH 6-7) directly in the slurry storage of one of radiochemical plants using orthophosphoric acid and caustic magnesite, which is a waste of large-tonnage production of refractories [G.B.Borisov, NN Egorov, Yu.A. Revenko and others. Solidification of inactive waste media at the place of storage. Atomic energy, vol.77, vol.6, 1994, s.399-451].
Также известно широкое применение в народном хозяйстве вяжущих веществ, в основном, оксидов металлов фосфатного твердения [С.Л.Голынко-Вольфсон, М.М.Сычев, Л.Г.Судакас и др. Химические основы технологии и применения фосфатных связок и покрытий. Химия, Ленинградское отделение, 1968, с.3, 117-162, 164-188]. В зубоврачебной практике широко используются фосфатные цементы на основе оксидов металлов и их композиций. При этом для улучшения качества цементного теста, повышения его пластичности и удлинения сроков схватывания в качестве жидкости затворения обычно используют частично нейтрализованную фосфорную кислоту [С.Л.Голынко-Вольфсон, М.М.Сычев, Л.Г.Судакас и др. Химические основы технологии и применения фосфатных связок и покрытий. Химия, Ленинградское отделение, 1968, с.166-167, 184-185].Also widely known in the national economy are binders, mainly phosphate hardening metal oxides [S.L. Golynko-Wolfson, M. M. Sychev, L. G. Sudakas and others. Chemical principles of technology and the use of phosphate binders and coatings. Chemistry, Leningrad Branch, 1968, p.3, 117-162, 164-188]. In dental practice, phosphate cements based on metal oxides and their compositions are widely used. Moreover, in order to improve the quality of the cement paste, increase its ductility and extend the setting time, partially neutralized phosphoric acid is usually used as a mixing liquid [S.L. Golynko-Wolfson, M. M. Sychev, L. G. Sudakas and others. Chemical fundamentals technologies and applications of phosphate bonds and coatings. Chemistry, Leningrad Branch, 1968, s.166-167, 184-185].
В обоснование предлагаемого способа были проведены лабораторные эксперименты по определению основных технологических параметров проведения процессов (стадий) обезвреживания жидких отходов, содержащих уксуснокислый свинец. В качестве исходного использовали раствор ацетата свинца концентрацией по свинцу 93,3 г/кг, полученный при растворении гранулированного свинца марки «ч» (ТУ 6-09-3523-80) в 30% уксусной кислоте (ГОСТ 61-75) с перекисью водорода (способ-прототип).In support of the proposed method, laboratory experiments were carried out to determine the main technological parameters of the processes (stages) of the neutralization of liquid waste containing lead acetic acid. A lead acetate solution with a concentration of 93.3 g / kg of lead obtained by dissolving granulated lead of grade “Ch” (TU 6-09-3523-80) in 30% acetic acid (GOST 61-75) with hydrogen peroxide was used as the initial one. (prototype method).
Эксперимент №1.Experiment No. 1.
Стадия осаждения ортофосфата свинца.Lead orthophosphate precipitation step.
В 25 мл раствора уксуснокислого свинца, полученного по способу-прототипу и содержащему около 3,66±0,05 г ацетата свинца в пересчете на безводную соль или 2,33±0,05 г свинца, порциями вводят при температуре 25°С и постоянном перемешивании стехиометрическое количество 85% ортофосфорной кислоты (0,75 мл).In 25 ml of a solution of lead acetic acid obtained by the prototype method and containing about 3.66 ± 0.05 g of lead acetate in terms of anhydrous salt or 2.33 ± 0.05 g of lead, is introduced in portions at a temperature of 25 ° C and constant stirring a stoichiometric amount of 85% phosphoric acid (0.75 ml).
Стадия термической отгонки раствора уксусной кислоты.Stage thermal distillation of the solution of acetic acid.
После окончания ввода кислоты и завершения реакции 1 образовавшийся гетерогенный продукт, представляющий собой кристаллы фосфата свинца (3,04±0,05 г в пересчете на безводную соль) в растворе уксусной кислоты, подвергают термической обработке при температуре 100-120°С и постоянном перемешивании продукта до прекращения поступления конденсата в приемную емкость и получения в реакционном аппарате сыпучего продукта. В результате термической обработки получено 23,0 мл конденсата, представляющего собой водный раствор уксусной кислоты, и 2,6 мл воздушно-сухого, сыпучего порошка, представляющего собой кристаллы фосфата свинца (вес осадка 3,05±0,05 г, насыпной вес - 1,23 г/см3).After completion of acid addition and completion of reaction 1, the resulting heterogeneous product, which is crystals of lead phosphate (3.04 ± 0.05 g in terms of anhydrous salt) in a solution of acetic acid, is subjected to heat treatment at a temperature of 100-120 ° С with constant stirring product to the termination of the flow of condensate into the receiving tank and receiving in the reaction apparatus a granular product. As a result of heat treatment, 23.0 ml of condensate, which is an aqueous solution of acetic acid, and 2.6 ml of an air-dry, free-flowing powder, which is crystals of lead phosphate, are obtained (the weight of the precipitate is 3.05 ± 0.05 g, bulk density - 1.23 g / cm 3 ).
Стадия повторного использования конденсата.Stage of reuse of condensate.
Далее полученный конденсат с добавкой в него перекиси водорода используют в эксперименте по растворению свинца. Одновременно проводят эксперимент по растворению свинца в 23,0 мл 30% водного раствора реактивной уксусной кислоты с перекисью водорода. Установлено, что кинетика растворения гранулированного свинца и емкость растворов по свинцу за время эксперимента продолжительностью 6 часов в обоих случаях практически одинаковы.Next, the condensate obtained with the addition of hydrogen peroxide in it is used in a lead dissolution experiment. At the same time, an experiment was conducted to dissolve lead in 23.0 ml of a 30% aqueous solution of reactive acetic acid with hydrogen peroxide. It was found that the kinetics of dissolution of granular lead and the capacity of solutions for lead during the experiment lasting 6 hours in both cases are almost the same.
Эксперимент №2.Experiment number 2.
Стадия осаждения ортофосфата свинца.Lead orthophosphate precipitation step.
В 25 мл раствора уксуснокислого свинца, полученного по способу-прототипу и содержащего около 3,66±0,05 г ацетата свинца в пересчете на безводную соль или 2,33±0,05 г свинца, порциями вводят при температуре 25°С и постоянном перемешивании вводят 85% ортофосфорную кислоту в количестве в 2 раза превышающем стехиометрическое (1,5 мл).In 25 ml of a solution of lead acetic acid obtained by the prototype method and containing about 3.66 ± 0.05 g of lead acetate in terms of anhydrous salt or 2.33 ± 0.05 g of lead, is introduced in portions at a temperature of 25 ° C and constant 85% orthophosphoric acid is introduced with stirring in an amount 2 times greater than stoichiometric (1.5 ml).
Стадия термической отгонки раствора уксусной кислоты.Stage thermal distillation of the solution of acetic acid.
После окончания ввода кислоты и завершения реакции 1 образовавшийся гетерогенный продукт, представляющий собой кристаллы фосфата свинца (3,04±0,05 г в пересчете на безводную соль) в растворе фосфорной и уксусной кислот, подвергают термической обработке при температуре 100-120°С и постоянном перемешивании до прекращения поступления конденсата в приемную емкость и получения в реакционном аппарате текучего продукта, представляющего собой кристаллы фосфата свинца в ортофосфорной кислоте. В результате термической обработки получено 24,0 мл конденсата, представляющего собой водный раствор уксусной кислоты.After completion of the acid addition and completion of reaction 1, the resulting heterogeneous product, which is crystals of lead phosphate (3.04 ± 0.05 g in terms of anhydrous salt) in a solution of phosphoric and acetic acids, is subjected to heat treatment at a temperature of 100-120 ° C and constant stirring until the condensate ceases to flow into the receiving tank and a fluid product is obtained in the reaction apparatus, which is crystals of lead phosphate in phosphoric acid. As a result of the heat treatment, 24.0 ml of condensate is obtained, which is an aqueous solution of acetic acid.
Стадия повторного использования конденсата.Stage of reuse of condensate.
Далее полученный конденсат с добавкой в него перекиси водорода используют в эксперименте по растворению свинца. Одновременно проводят эксперимент по растворению свинца в 24,0 мл 30% водного раствора реактивной уксусной кислоты с перекисью водорода. Установлено, что кинетика растворения гранулированного свинца и емкость растворов по свинцу за время эксперимента продолжительностью 6 часов в обоих экспериментах практически одинаковы.Next, the condensate obtained with the addition of hydrogen peroxide in it is used in a lead dissolution experiment. At the same time, an experiment was conducted to dissolve lead in 24.0 ml of a 30% aqueous solution of reactive acetic acid with hydrogen peroxide. It was found that the kinetics of dissolution of granular lead and the capacity of solutions for lead during the experiment lasting 6 hours in both experiments are almost the same.
В целом заявляемый способ позволяет упростить технологию дезактивации оборудования и обезвреживания ЖРО, снизить расход химических реагентов на проведение дезактивации и объем радиоактивных отходов, повысить степень включения солей в предлагаемые матрицы, повысить качество отвержденных продуктов и надежность их длительного хранения и улучшить экологическую обстановку в местах длительного хранения радиоактивных отходов.In General, the inventive method allows to simplify the technology of decontamination of equipment and disposal of LRW, reduce the consumption of chemicals for decontamination and the volume of radioactive waste, increase the degree of inclusion of salts in the proposed matrix, improve the quality of cured products and the reliability of their long-term storage and improve the environmental situation in places of long-term storage radioactive waste.
Claims (4)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2009128935/06A RU2397558C1 (en) | 2009-07-27 | 2009-07-27 | Method of cleaning and decontamination of equipment on nuclear power plants (versions) |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2009128935/06A RU2397558C1 (en) | 2009-07-27 | 2009-07-27 | Method of cleaning and decontamination of equipment on nuclear power plants (versions) |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2397558C1 true RU2397558C1 (en) | 2010-08-20 |
Family
ID=46305625
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2009128935/06A RU2397558C1 (en) | 2009-07-27 | 2009-07-27 | Method of cleaning and decontamination of equipment on nuclear power plants (versions) |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2397558C1 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2577329C2 (en) * | 2010-11-12 | 2016-03-20 | Эчир-Эко Иницьятива Э Реалиццацьони-С.Р.Л. | Conditioning of wastes resulted from nuclear plant mothballing |
| CN112657931A (en) * | 2020-12-18 | 2021-04-16 | 岭东核电有限公司 | Method for cleaning lead-bismuth alloy on spent fuel |
-
2009
- 2009-07-27 RU RU2009128935/06A patent/RU2397558C1/en active
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| АМПЕДОГОВА Н.И. и др. Дезактивация в ядерной энергетике. - М.: Энергоатомиздат, 1982, с.142. * |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2577329C2 (en) * | 2010-11-12 | 2016-03-20 | Эчир-Эко Иницьятива Э Реалиццацьони-С.Р.Л. | Conditioning of wastes resulted from nuclear plant mothballing |
| CN112657931A (en) * | 2020-12-18 | 2021-04-16 | 岭东核电有限公司 | Method for cleaning lead-bismuth alloy on spent fuel |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US3873362A (en) | Process for cleaning radioactively contaminated metal surfaces | |
| US5205999A (en) | Actinide dissolution | |
| US4731124A (en) | Application technique for the descaling of surfaces | |
| US3557013A (en) | Process for solidifying radioactive wastes by addition of lime to precipitate fluoride | |
| KR20190015525A (en) | Methods for decontaminating metal surfaces of nuclear facilities | |
| Grambow et al. | State of Fukushima nuclear fuel debris tracked by Cs137 in cooling water | |
| WO2000078403A1 (en) | Method for the decontamination of metallic surfaces | |
| RU2397558C1 (en) | Method of cleaning and decontamination of equipment on nuclear power plants (versions) | |
| EP0090512A1 (en) | Process for treatment of oxide films prior to chemical cleaning | |
| Kaneko et al. | Development of high volume reduction and cement solidification technique for PWR concentrated waste | |
| US5386078A (en) | Process for decontaminating radioactive metal surfaces | |
| ES2767087T3 (en) | Decontamination method for metal surfaces in a nuclear reactor cooling system | |
| WO1997017146A1 (en) | Method for decontamination of nuclear plant components | |
| RU2459297C1 (en) | Method of cleaning and decontaminating reactor circuit equipment with liquid-metal lead-bismuth heat carrier | |
| KR102478346B1 (en) | Decontaminating method for removal of the radioactive oxide layer | |
| JP2007003270A (en) | Radioactive waste liquid treatment apparatus and method | |
| Oh et al. | Assessment of chlorination technique for decontamination of radioactive concrete waste using simulated concrete waste | |
| Avezniyazov et al. | Experience of recycling the liquid radioactive waste at the Kola NPP | |
| RU2763146C1 (en) | Method for immobilising liquid radioactive waste | |
| JPH0326999A (en) | Disposal of waste containing radioactive organic matter | |
| US4582637A (en) | Reprocessing of irradiated nuclear fuel | |
| JP4787998B2 (en) | Solidification method for radioactive waste | |
| KR102389011B1 (en) | Method for treating waste liquid from foam decontamination process | |
| RU2408100C1 (en) | Radioactive waste processing method | |
| RU2285963C1 (en) | Method for decontaminating nuclear reactor circuit |