RU2726224C1 - Способ концентрирования жидких радиоактивных отходов - Google Patents
Способ концентрирования жидких радиоактивных отходов Download PDFInfo
- Publication number
- RU2726224C1 RU2726224C1 RU2019141171A RU2019141171A RU2726224C1 RU 2726224 C1 RU2726224 C1 RU 2726224C1 RU 2019141171 A RU2019141171 A RU 2019141171A RU 2019141171 A RU2019141171 A RU 2019141171A RU 2726224 C1 RU2726224 C1 RU 2726224C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- solution
- formaldehyde
- formic acid
- mol
- reducing agent
- Prior art date
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 61
- 239000010857 liquid radioactive waste Substances 0.000 title claims abstract description 4
- WSFSSNUMVMOOMR-UHFFFAOYSA-N Formaldehyde Chemical compound O=C WSFSSNUMVMOOMR-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 125
- 239000000243 solution Substances 0.000 claims abstract description 85
- BDAGIHXWWSANSR-UHFFFAOYSA-N methanoic acid Natural products OC=O BDAGIHXWWSANSR-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 68
- 230000008569 process Effects 0.000 claims abstract description 41
- OSWFIVFLDKOXQC-UHFFFAOYSA-N 4-(3-methoxyphenyl)aniline Chemical compound COC1=CC=CC(C=2C=CC(N)=CC=2)=C1 OSWFIVFLDKOXQC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 34
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 claims abstract description 34
- 235000019253 formic acid Nutrition 0.000 claims abstract description 34
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 33
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 claims abstract description 33
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 claims abstract description 32
- 239000003638 chemical reducing agent Substances 0.000 claims abstract description 23
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 21
- 238000000605 extraction Methods 0.000 claims abstract description 8
- 230000006378 damage Effects 0.000 claims abstract description 6
- 239000007864 aqueous solution Substances 0.000 claims abstract description 5
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims abstract description 5
- IWOUKMZUPDVPGQ-UHFFFAOYSA-N barium nitrate Chemical compound [Ba+2].[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O IWOUKMZUPDVPGQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 16
- NHNBFGGVMKEFGY-UHFFFAOYSA-N Nitrate Chemical compound [O-][N+]([O-])=O NHNBFGGVMKEFGY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 238000010790 dilution Methods 0.000 claims description 4
- 239000012895 dilution Substances 0.000 claims description 4
- 238000012545 processing Methods 0.000 claims description 4
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 claims description 4
- 230000004992 fission Effects 0.000 claims description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 229910002651 NO3 Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 230000000717 retained effect Effects 0.000 claims description 2
- 150000002500 ions Chemical class 0.000 claims 1
- 239000003153 chemical reaction reagent Substances 0.000 abstract description 9
- 239000002699 waste material Substances 0.000 abstract description 7
- 238000010924 continuous production Methods 0.000 abstract description 3
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 abstract description 2
- 239000002360 explosive Substances 0.000 abstract description 2
- 230000005658 nuclear physics Effects 0.000 abstract 1
- GQPLMRYTRLFLPF-UHFFFAOYSA-N Nitrous Oxide Chemical compound [O-][N+]#N GQPLMRYTRLFLPF-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 12
- 239000002927 high level radioactive waste Substances 0.000 description 11
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 10
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 description 10
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 description 6
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 6
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 6
- MWUXSHHQAYIFBG-UHFFFAOYSA-N nitrogen oxide Inorganic materials O=[N] MWUXSHHQAYIFBG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 239000001272 nitrous oxide Substances 0.000 description 6
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 5
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 description 4
- 230000008929 regeneration Effects 0.000 description 4
- 238000011069 regeneration method Methods 0.000 description 4
- 230000009471 action Effects 0.000 description 3
- 238000004880 explosion Methods 0.000 description 3
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 3
- 206010062717 Increased upper airway secretion Diseases 0.000 description 2
- YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N Tritium Chemical compound [3H] YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N 0.000 description 2
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 description 2
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 2
- 238000002425 crystallisation Methods 0.000 description 2
- 230000008025 crystallization Effects 0.000 description 2
- 238000004821 distillation Methods 0.000 description 2
- 238000005187 foaming Methods 0.000 description 2
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 2
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 2
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 2
- 230000004807 localization Effects 0.000 description 2
- 150000002823 nitrates Chemical class 0.000 description 2
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000011824 nuclear material Substances 0.000 description 2
- 208000026435 phlegm Diseases 0.000 description 2
- 239000002244 precipitate Substances 0.000 description 2
- 239000000047 product Substances 0.000 description 2
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 2
- 238000010992 reflux Methods 0.000 description 2
- LPXPTNMVRIOKMN-UHFFFAOYSA-M sodium nitrite Chemical compound [Na+].[O-]N=O LPXPTNMVRIOKMN-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 2
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 2
- STCOOQWBFONSKY-UHFFFAOYSA-N tributyl phosphate Chemical compound CCCCOP(=O)(OCCCC)OCCCC STCOOQWBFONSKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910052722 tritium Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000005303 weighing Methods 0.000 description 2
- FAPWRFPIFSIZLT-UHFFFAOYSA-M Sodium chloride Chemical compound [Na+].[Cl-] FAPWRFPIFSIZLT-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 1
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 1
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 239000002253 acid Substances 0.000 description 1
- 239000000443 aerosol Substances 0.000 description 1
- 239000002518 antifoaming agent Substances 0.000 description 1
- 244000309464 bull Species 0.000 description 1
- 230000015556 catabolic process Effects 0.000 description 1
- 239000012141 concentrate Substances 0.000 description 1
- 238000009833 condensation Methods 0.000 description 1
- 230000005494 condensation Effects 0.000 description 1
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 238000000354 decomposition reaction Methods 0.000 description 1
- 238000011161 development Methods 0.000 description 1
- 230000018109 developmental process Effects 0.000 description 1
- 238000007865 diluting Methods 0.000 description 1
- 238000005485 electric heating Methods 0.000 description 1
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 1
- 239000012527 feed solution Substances 0.000 description 1
- 230000002706 hydrostatic effect Effects 0.000 description 1
- 230000006872 improvement Effects 0.000 description 1
- 230000000977 initiatory effect Effects 0.000 description 1
- 230000002427 irreversible effect Effects 0.000 description 1
- 239000010808 liquid waste Substances 0.000 description 1
- 230000014759 maintenance of location Effects 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 description 1
- WSFSSNUMVMOOMR-NJFSPNSNSA-N methanone Chemical compound O=[14CH2] WSFSSNUMVMOOMR-NJFSPNSNSA-N 0.000 description 1
- 150000004682 monohydrates Chemical class 0.000 description 1
- QJGQUHMNIGDVPM-UHFFFAOYSA-N nitrogen group Chemical group [N] QJGQUHMNIGDVPM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000001590 oxidative effect Effects 0.000 description 1
- 238000004537 pulping Methods 0.000 description 1
- 238000000746 purification Methods 0.000 description 1
- 238000011084 recovery Methods 0.000 description 1
- 238000007670 refining Methods 0.000 description 1
- 238000005067 remediation Methods 0.000 description 1
- 238000005185 salting out Methods 0.000 description 1
- 239000013049 sediment Substances 0.000 description 1
- 235000010288 sodium nitrite Nutrition 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 1
- 238000006467 substitution reaction Methods 0.000 description 1
- 239000012085 test solution Substances 0.000 description 1
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000012795 verification Methods 0.000 description 1
- 238000005406 washing Methods 0.000 description 1
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/04—Treating liquids
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/04—Treating liquids
- G21F9/06—Processing
- G21F9/08—Processing by evaporation; by distillation
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/04—Treating liquids
- G21F9/06—Processing
- G21F9/12—Processing by absorption; by adsorption; by ion-exchange
- G21F9/125—Processing by absorption; by adsorption; by ion-exchange by solvent extraction
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
- G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
- G21C19/46—Aqueous processes, e.g. by using organic extraction means, including the regeneration of these means
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
- Y02W30/00—Technologies for solid waste management
- Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (AREA)
- Heat Treatment Of Water, Waste Water Or Sewage (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
- Vaporization, Distillation, Condensation, Sublimation, And Cold Traps (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области ядерно-химических, в частности радиохимических, технологий на различных стадиях ядерного топливного цикла (ЯТЦ). Способ концентрирования жидких радиоактивных отходов от экстракционной переработки высоковыгоревшего ядерного топлива АЭС включает частичное разрушение азотной кислоты в ходе непрерывного упаривания при подаче в кубовую часть выпарного аппарата циркуляционного типа раствора, содержащего восстановитель. В качестве восстановителя используют смесь формальдегида и муравьиной кислоты. Процесс осуществляют при задержке раствора в кубовой части аппарата с подачей в нее водного раствора смеси формальдегида и муравьиной кислоты или раствора муравьиной кислоты как восстановителя через 3-5 часов после начала процесса с использованием смеси формальдегида и муравьиной кислоты. Изобретение позволяет сократить использование пожарно-взрывоопасного реагента в непрерывном процессе упаривания отходов. 5 з.п ф-лы, 12 пр., 1 ил., 1 табл.
Description
Изобретение относится к области ядерно-химических, в частности радиохимических, технологий на различных стадиях ядерного топливного цикла (ЯТЦ), таких как производство очищенных ядерных материалов (уран, цирконий) или переработка отработавшего ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС), где используются экстракционные операции для очистки ядерных материалов.
В таких производствах, базирующихся на экстракции целевых элементов разбавленным трибутилфосфатом (ТБФ) из растворов азотной кислоты порождается достаточно большой удельный объем азотнокислых рафинатов, требующих концентрирования упариванием с регенерацией компонентов рабочей среды и последующей локализацией отходов в твердом виде. Среди этих отходов высокоактивный рафинат первого экстракционного цикла Пурекс-процесса занимает особое место, как по уровню удельной радиоактивности, так и по содержанию нитратных солей продуктов деления в тем большей мере, чем выше выгорание отработавшего ядерного топлива.
Известен способ концентрирования рафинатов, включающий упаривание высокоактивного рафината (ВАО) с отгонкой азотной кислоты, конденсацию дистиллята, его повторное упаривание для очистки от аэрозольных загрязнений радионуклидами в смеси с САО также с отгонкой азотной кислоты и ее последующей ректификацией на завершающей стадии процесса [Fuel reprocessing (Reactor Hand-book, v.2). Eds Stoller S.M., Richards R.B. Interscience Publishers. N-Y, London, Toronto, 1961, p. 179], причем выпарные операции проводят обычно в выпарном аппарате с выносной греющей камерой и естественной циркуляцией кубового раствора. Однако упаривание по этой схеме применимо без ограничений только для рафинатов аффинажных циклов, тогда как для высокоактивного рафината ограничения по концентрированию вносят присутствующие соли примесей, ограниченно растворимые в азотной кислоте при повышенной ее концентрации в кубовом растворе выпарки. В частности, при упаривании высокоактивного рафината от переработки ОЯТ АЭС (ВАО) такой примесью является тяжелый осадок нитрата бария, забивающий циркуляционную трубу. По этой причине, а также из-за присутствия больших количеств трития в ВАО от переработки ОЯТ АЭС стадии концентрирования ВАО и САО с регенерацией содержащейся в них азотной кислоты в последнее время максимально разделили.
Для повышения растворимости нитрата бария при упаривании ВАО применяются разные искусственные приемы, в частности разбавление исходного раствора дистиллятом ректификации азотной кислоты [Zilberman B.Ya., Saprykin V.F., Makarychev-Mikhailov M.N. Management of high level wastes (HLW) from nuclear power plant spent fuel reprocessing in terms of tritium localization and nitric acid regeneration. 1993'Int. Conf. on Nuclear Waste Manag. and Environ. Remediation. (Proc. Conf. Prague, 1993). Vol.1, p. 375-378. Am. Soc. Mech. Engineers, N-Y, 1993].
Применяется также проведение процесса в полунепрерывном режиме в конвективном аппарате с многоярусными змеевиками или горизонтальной греющей камерой с накоплением осадка в донной части и последующей его размывкой (распульповкой) [Warner B.F. Operational experience in the evaporation and storage of highlyactive fission-product wastes at Windscale / Management of Radioactive Wastes from Fuel Reprocessing (Proc. Symp. Paris, 1972), OECD/NEA, Paris, 1973, p. 339]. Развитием такого процесса является упаривание ВАО в аппарате типа "кастрюля" при обогреве через змеевик с одновременной денитрацией азотной кислоты путем введения муравьиной кислоты и ее регенерацией путем окислительной абсорбции окислов азота [Miura N., Watahiki М., Nakamura Yo. Е. et al. Operation experience and anti-foam study at the Tokai reprocessing plant. Proc. Int. Conf. GLOBAL'97 (Jap.), v. 2, p. 1238-1243]. Недостатками этого способа являются его проведение в полунепрерывном режиме с существенным накоплением кубового раствора, что обусловлено необходимостью обеспечения большой греющей поверхности с ограниченной теплопередачей через стенки «кастрюли» и змеевик при невозможности разместить трубчатую греющую камеру, а также необходимость инициирования процесса при каждом его рестарте путем добавления раствора нитрита натрия во избежание неконтролируемого всплеска.
Усовершенствованием этого процесса является способ с использованием на заводах UP-2 и UP-3 формальдегида вместо муравьиной кислоты [Schneider J., Bretault Ph., Masson M., Juvenelle A., Bosse E., Huel C. Highly Active Liquid Waste concentration using the formaldehyde denitration process in the French reprocessing plants. Proc. Intern. Conf. "Global 2009" (Paris, France, 06-11.09.2009). CEA, 2009. Paper 9343]. Процесс не требует инициирования и обеспечивает более полное разрушение азотной кислоты. Однако, как показала проверка, процесс сопровождается частичной потерей азотной кислоты вследствие необратимого образования закиси азота, без какого-либо описания в оригинале необходимой газоочистки.
Наиболее близким к заявляемому является способ концентрирования радиоактивных отходов [Патент RU 2596816 (Бюл. 25, 2016 г)], принимаемый за прототип. Этот способ заключается в неполном разрушении азотной кислоты формальдегидом в процессе непрерывного упаривания рафината в выпарном аппарате с выносной греющей камерой и циркуляцией кубового раствора при подаче водного раствора формальдегида в кубовую часть аппарата при соотношении 2 моль формальдегида на 1 моль разрушенной азотной кислоты, поступившей с питающим раствором.
Однако при использовании этого способа используются достаточно концентрированные растворы формальдегида (6,5 моль/л, то есть вдвое разбавленный формалин), что не обеспечивает пожаро-взрывобезопасность радиохимического производства. Кроме того, было установлено, что при упаривании высокоактивного рафината удается без образования закиси азота понизить кислотность кубового раствора (концентрата) только до 3,8-4 моль/л (суммарный нитрат-ион на 1,7-2 моль/л выше), что оказывается на грани кристаллизации нитрата бария.
Техническая проблема, на решение которой направлено предлагаемое изобретение, заключается в создании способа концентрирования радиоактивных отходов, позволяющего проводить процесс непрерывного упаривания отходов с разрушением азотсодержащих реагентов, при этом направленного на повышение пожаро-взрывобезопасности производства.
Техническим результатом предлагаемого способа концентрирования радиоактивных отходов является сокращение использования пожаро-взрывоопасного реагента в непрерывном процессе упаривания отходов процесса ввиду резкого (до 10-кратного) снижения концентрации формальдегида в восстановительной смеси и возможного продолжения процесса вообще без него с использованием раствора муравьиной кислоты.
Технический результат достигается в способе концентрирования жидких радиоактивных отходов от экстракционной переработки высоковыгоревшего ядерного топлива АЭС, включающем частичное разрушение азотной кислоты в ходе непрерывного упаривания при подаче в кубовую часть выпарного аппарата циркуляционного типа раствора, содержащего восстановитель, причем в качестве восстановителя используют смесь формальдегида и муравьиной кислоты, причем процесс осуществляют при задержке раствора в кубовой части аппарата, с подачей в нее водного раствора смеси формальдегида и муравьиной кислоты или раствора муравьиной кислоты как восстановителя через 3-5 часов после начала процесса с использованием смеси формальдегида и муравьиной кислоты.
Время задержки составляет не менее 2 часов.
При старте процесса используют раствор смеси формальдегида и муравьиной кислоты с максимальным содержанием формальдегида 6,5 моль/л, но не менее 0,65 моль/л при замещении его недостающей части муравьиной кислотой из расчета 2,2-2,7 моля муравьиной кислоты взамен 1 моль формальдегида.
Расход восстанавливающей смеси в пересчете на формальдегид составляет примерно 0,3 моля на моль азотной кислоты в упариваемом растворе РАО.
Кратность упаривания с учетом разбавления кубового раствора раствором, содержащим восстановитель лимитируется растворимостью нитрата бария при остаточном содержании азотной кислоты в кубовом растворе не ниже 2,5 моль/л и концентрации нитрат-иона не менее 4 моль/л, создаваемой азотной кислотой и солями продуктов деления, содержащихся в высокоактивном рафинате от экстракционной переработки.
Раствор, содержащий восстановитель содержит воду в концентрации не менее 0,35 кг/л раствора.
Указанные действия позволяют подобрать режим, в котором при упаривании модельного высокоактивного рафината с заданной степенью концентрирования (удельный объем кубового раствора не более 0,4 м3/т ОЯТ) не выпадает нитрат бария и не выделяется закись азота. При этом повышается пожаро-взрывобезопасность процесса ввиду резкого (до 10-кратного) снижения концентрации формальдегида в восстановительной смеси и возможного продолжения процесса вообще без него.
Сказанное выше можно подтвердить примерами, полученными при упаривании модельных растворов на стендовой установке, схема которой отображена на фигуре 1. Установка содержит: 1 - весовой дозатор исходного раствора, 2 - весовой дозатор формальдегида, 3 - выпарной аппарат, 4 - парогенератор, 5 - конденсатор, 6- весовая емкость приема кубового раствора, 7 - буферная емкость приема дистиллата, 8 и 9 - ЛАТР, 10 - трансформатор, 11 - предохранитель, 12 - манометр, 13 - вентиль регулирования слива конденсата греющего пара, 14 - аварийный клапан, 15 - абсорбер, 16 - весовой дозатор флегмы в абсорбер, 17 - емкость сбора регенерированной азотной кислоты, 18 - электромагнитный клапан вывода кубового раствора, 19 - вентиль сброса пара в атмосферу, 20 - греющая камера выпарного аппарата, 21 - сепаратор выпарного аппарата.
Упаривание проводится в равновесных условиях при поддержании постоянного уровня кубового раствора и в условиях отсутствия флегмообразования за счет электрообогрева сепаратора (21) выпарного аппарата (3). Установка снабжена автоматизированной системой управления.
Исходный раствор, содержащий 2,6 моль/л HNO3, подается в нижнюю часть циркуляционной трубы, а раствор формальдегида и/или муравьиной кислоты - под зеркало кубового раствора выше уровня его регулируемого отбора. Рабочий объем кубового раствора 160 мл.
Установка работает следующим образом:
После набора требуемого давления в парогенераторе (4), выпарной аппарат (3) заполняется "подушкой" (раствором предполагаемой равновесной концентрации кубового раствора). После того как раствор в выпарном аппарате (3) закипит, начинается дозировка исходного раствора и реагентов. Подача исходного раствора и денитрирующего реагента ведется под зеркало раствора выпарного аппарата (3) с помощью весовых дозаторов (1) и (2). Для улавливания окислов азота, с помощью весового дозатора (16), ведется подача флегмы в верхнюю часть абсорбера (15) на спиральную насыпную насадку. Под насадку в абсорбер подается воздух. Расход кубового раствора замеряется с помощью подвешенной весовой емкости (6) приема кубового раствора. Выдерживание заданной кратности упаривания происходит с помощью электромагнитного клапана (18). Охлаждение конденсатора (5) и абсорбера (15) ведется проточной водой.
Процесс ведется в автоматическом режиме и управляется АСУ. Все данные о процессе выводятся на пульт оператора. На пульте оператора задается необходимый коэффициент упаривания, коэффициент отношения расходов реагента к исходному расходу, расход флегмы на абсорбер (15). На пульт выводятся данные о текущем расходе реагентов, уровне раствора в выпарном аппарате (3) и его плотность, давление пара в системе и текущая электрическая мощность парогенератора(4). Процесс измерения уровня раствора в выпарном аппарате (3) происходит постоянно, в реальном времени с помощью гидростатического плотномера - уровнемера. Для поддержания постоянного уровня раствора в выпарном аппарате (3) АСУ регулирует расход исходного и привязанного к нему денитрирующего реагента, а также исходя из заданной кратности упаривания автоматически задает расход кубового раствора. Общая производительность установки регулируется изменением подающейся на парогенератор мощности, которая задается вручную при помощи ЛАТРа (9).
Предлагаемый способ иллюстрируется примерами. Результаты испытаний, упоминаемые в примерах, сведены в таблицу.
Примеры.
Пример 1.
Процесс упаривания тестового раствора 2,6 моль/л азотной кислоты проводится без подачи раствора, содержащего восстановитель в описанном выше аппарате с естественной циркуляцией кубового раствора, снабженным греющей камерой с несколько уменьшенной поверхностью sгр=0,008 м2 (вместо 0,01 м2 по нормам) с минимально возможной производительностью 0,45 л/ч до срыва циркуляции. Задержка кубового раствора в кубе выпарного аппарата 3,5 ч. Равновесная кислотность кубового раствора 7,6 моль/л, тогда как растворимость нитрата бария ограничивает ее уровнем 4,8 моль/л.
Пример 2.
Процесс проводится по прототипу в том же выпарном аппарате с производительностью 0,66 л/ч при подаче в куб выпарного аппарата разбавленного вдвое формалина (6 моль/л формальдегида) в объемной пропорции 0,085 к исходному раствору. При подаче неразбавленного формалина или при работе с меньшей производительностью процесс протекает нестабильно (эпизодическое захлебывание, улетучивание части формальдегида и/или вспенивание кубового раствора при отборе, потери азотной кислоты). Задержка кубового раствора с учетом разбавления раствором, содержащим восстановитель составляет около 1,3 ч. В испытуемом режиме достигается эффект денитрации с получением в непрерывном режиме кубового раствора с кислотностью 4,2 моль/л, однако суммарные потери азотной кислоты составляют около 15% вследствие частичного образования неабсорбируемой закиси азота.
Пример 3.
Процесс проводится по прототипу с производительностью 0,35 л/ч и кратностью упаривания 8 в том же выпарном аппарате после замены греющей камеры на нестандартную с греющей поверхностью sгр=0,003 м2 при подаче раствора, содержащего восстановитель 6,5 моль/л формальдегида с относительным расходом 0,1. Задержка кубового раствора с учетом разбавления восстановителя составляет около 2,3 ч. В режиме упаривания с денитрацией в непрерывном режиме достигается получение кубового раствора с кислотностью 4,2 моль/л при отсутствии потерь азотной кислоты.
Пример 4.
В аналогичном примеру 3 режиме при производительности 0,22 л/ч в том же выпарном аппарате, при относительном расходе того же восстановителя 0,12 и кратности упаривания ~11 (задержка кубового раствора 3,5 ч) достигается кислотность кубового раствора 2,7 моль/л HNO3 при ее потерях 15%.
Пример 5.
Процесс проводится по заявляемому способу в аналогичном примеру 4 режиме при замене половины формальдегида полуторократным количеством муравьиной кислоты при задержке кубового раствора около 4 ч. При этом достигается конечная кислотность кубового раствора 4,35 моль/л при полном балансе по азотной кислоте.
Пример 6.
В аналогичном примеру 5 режиме процесс проводится при замене 70% формальдегида двукратным мольным количеством муравьиной кислотой при задержке кубового раствора около 4 ч; при этом достигается конечная кислотность кубового раствора 4,15 моль/л при практически полном балансе по азотной кислоте.
Пример 7.
В аналогичном примеру 6 режиме процесс проводится при замене трех четвертей формальдегида муравьиной кислотой в соотношении 2,75 при задержке кубового раствора около 4 ч; при этом достигается конечная кислотность кубового раствора 3,45 моль/л при неполном балансе по азотной кислоте, равном 92%.
Пример 8.
В аналогичном примеру 7 режиме процесс проводится при замене 90% формальдегида муравьиной кислотой в соотношении 2,2:1 при задержке кубового раствора около 4 ч; при этом достигается конечная кислотность кубового раствора 3,6 моль/л при полном балансе по азотной кислоте, равном 102%.
Пример 9.
Процесс начинают в аналогичном примеру 7 режиме и после выхода на стационарные условия переходят на раствор, содержащий восстановитель 17,5 моль/л муравьиной кислоты (моногидрат) без примеси формальдегида с замещением формальдегида в соотношении 2,7:1. При этом в первой части процесса воспроизводятся показатели примера 7 в пределах точности эксперимента (~2-3%), а на втором этапе обеспечивается кислотность кубового раствора 3,2 моль/л при полном (100%) балансе по азотной кислоте.
Попытки использовать неразбавленную муравьиную кислоту приводили к нестабильности процесса (затухание и всплески, пенообразование и т.п.).
Пример 10
Процесс проводят на растворе имитатора высокоактивного рафината. от переработки ОЯТ быстрого реактора при выгорании 100 ГВт*сут/т, имеющего состав: 2,65 моль/л HNO3, 99 мг/л Fe, 188 мг/л Ni, 9,2 г/л La и 200 мг/л Ва. В куб аппарата при пуске заливали «подушку», содержащую 10-кратные концентрации металлов и 4 моль/л HNO3. При этом подавали раствор, содержащий восстановитель состава 2 моль/л формальдегида + 9 моль/л муравьиной кислоты с получением кубового раствора, содержащего 3,1 моль/л HNO3, что обусловлено не только действием восстановителя, но и высаливающим действием солей упомянутых нитратных солей. Баланс по азоту сходится практически полностью (97%).
Пример 11.
Процесс проводят в две стадии, как и в примере 9, но на растворе имитатора высокоактивного рафината. При этом начинают процесс как в примере 10, то есть, подавая раствор, содержащий восстановитель состава 2 моль/л формальдегида + 9 моль/л муравьиной кислоты, а продолжают при подаче 17, 5 моль/л муравьиной кислоты. Режим первой стадии достаточно хорошо воспроизводится; в ходе второй стадии достигается разложение азотной кислоты до концентрации 2,5 моль/л, и при этом не наблюдается признаков образования закиси азота. Кислотный баланс второй стадии сходится на 97 на фоне баланса потоков 98%.
Пример 12.
Процесс проводят на растворе имитатора высокоактивного рафината. При этом подавали восстановитель состава 0,65 моль/л формальдегида + 13 моль/л муравьиной кислоты с получением кубового раствора, содержащего 2,65 моль/л HNO3. При столь глубоком восстановлении процесс оказался нестабильным (затухания, всплески, нестабильность уровня и т.п.), а баланс по азоту свелся на 86%.
Как показывают примеры, оптимальный результат в ходе упаривания ВАО от переработки ОЯТ АЭС достигается при реализации двустадийного процесса, где на его старте после технической остановки первоначально в модельный или сохраненный кубовый раствор одновременно дозируют питание (ВАО) и водный раствор смеси формальдегида (взятого в виде формалина) и муравьиной кислоты, а после выхода на стационарный режим переходят на использование раствора муравьиной кислоты, причем концентрации реагентов подбирают в заявляемых пределах применительно к конкретной установке в период пуско-наладочных работ. Это позволяет обеспечить концентрацию азотной кислоты в кубовом растворе на уровне 3,5 моль/л и ниже при удельном объеме кубового раствора 0,4 м3/т ОЯТ с выгоранием 100 ГВт*сут/т и более, исключив кристаллизацию нитрата бария и образования заметных количеств закиси азота, препятствующих эффективной газоочистке.
Claims (6)
1. Способ концентрирования жидких радиоактивных отходов от экстракционной переработки высоковыгоревшего ядерного топлива АЭС, включающий частичное разрушение азотной кислоты в ходе непрерывного упаривания при подаче в кубовую часть выпарного аппарата циркуляционного типа раствора, содержащего восстановитель, отличающийся тем, в качестве восстановителя используют смесь формальдегида и муравьиной кислоты, причем процесс осуществляют при задержке раствора в кубовой части аппарата с подачей в нее водного раствора смеси формальдегида и муравьиной кислоты или раствора муравьиной кислоты как восстановителя через 3-5 часов после начала процесса с использованием смеси формальдегида и муравьиной кислоты.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что время задержки составляет не менее 2 часов.
3. Способ по п. 1 или 2, отличающийся тем, что при старте процесса используют раствор смеси формальдегида и муравьиной кислоты с максимальным содержанием формальдегида 6,5 моль/л, но не менее 0,65 моль/л при замещении его недостающей части муравьиной кислотой из расчета 2,2-2,7 моля муравьиной кислоты взамен 1 моля формальдегида.
4. Способ по п. 1 или 3, отличающийся тем, что расход восстанавливающей смеси в пересчете на формальдегид составляет примерно 0,3 моля на моль азотной кислоты в упариваемом растворе РАО.
5. Способ по п. 1 или 2, отличающийся тем, что кратность упаривания с учетом разбавления кубового раствора раствором, содержащим восстановитель, лимитируется растворимостью нитрата бария при остаточном содержании азотной кислоты в кубовом растворе не ниже 2,5 моль/л и концентрации нитрат-иона не менее 4 моль/л, создаваемой азотной кислотой и солями продуктов деления, содержащихся в высокоактивном рафинате от экстракционной переработки.
6. Способ по п. 1 или 2, отличающийся тем, что раствор, содержащий восстановитель, содержит воду в концентрации не менее 0,35 кг/л раствора.
Priority Applications (10)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2019141171A RU2726224C1 (ru) | 2019-12-11 | 2019-12-11 | Способ концентрирования жидких радиоактивных отходов |
| BR112022011423A BR112022011423A2 (pt) | 2019-12-11 | 2020-10-01 | Método para concentração de resíduos radioativos líquidos |
| JOP/2022/0143A JOP20220143A1 (ar) | 2019-12-11 | 2020-10-01 | طريقة لتركيز نفايات سائلة نشطة إشعاعيا |
| CA3164225A CA3164225A1 (en) | 2019-12-11 | 2020-10-01 | Method for concentrating liquid radioactive waste |
| PCT/RU2020/000510 WO2021118402A1 (ru) | 2019-12-11 | 2020-10-01 | Способ концентрирования жидких радиоактивных отходов |
| KR1020227023668A KR20220108818A (ko) | 2019-12-11 | 2020-10-01 | 액체 방사성 폐기물을 농축하는 방법 |
| US17/757,094 US20230005633A1 (en) | 2019-12-11 | 2020-10-01 | Method for concentrating liquid radioactive waste |
| EP20897781.9A EP4075449A4 (en) | 2019-12-11 | 2020-10-01 | METHOD FOR CONCENTRATING LIQUID RADIOACTIVE WASTE |
| JP2022535847A JP2023509350A (ja) | 2019-12-11 | 2020-10-01 | 液体放射性廃棄物を濃縮する方法 |
| CN202080092883.7A CN115053301A (zh) | 2019-12-11 | 2020-10-01 | 用于浓缩液体放射性废物的方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2019141171A RU2726224C1 (ru) | 2019-12-11 | 2019-12-11 | Способ концентрирования жидких радиоактивных отходов |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2726224C1 true RU2726224C1 (ru) | 2020-07-10 |
Family
ID=71510629
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2019141171A RU2726224C1 (ru) | 2019-12-11 | 2019-12-11 | Способ концентрирования жидких радиоактивных отходов |
Country Status (10)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US20230005633A1 (ru) |
| EP (1) | EP4075449A4 (ru) |
| JP (1) | JP2023509350A (ru) |
| KR (1) | KR20220108818A (ru) |
| CN (1) | CN115053301A (ru) |
| BR (1) | BR112022011423A2 (ru) |
| CA (1) | CA3164225A1 (ru) |
| JO (1) | JOP20220143A1 (ru) |
| RU (1) | RU2726224C1 (ru) |
| WO (1) | WO2021118402A1 (ru) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN115477287B (zh) * | 2022-10-17 | 2023-09-26 | 中核四0四有限公司 | 一种铀纯化工艺中的硝酸回收系统及方法 |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2195725C1 (ru) * | 2001-07-30 | 2002-12-27 | Сосновоборский государственный проектно-изыскательский институт "ВНИПИЭТ" | Способ концентрирования жидких радиоактивных отходов |
| WO2009134294A2 (en) * | 2008-01-30 | 2009-11-05 | Integrity Consulting, Inc. | Destruction of mixed radioactive waste by catalyzed chemical oxidation |
| RU2408101C2 (ru) * | 2009-02-18 | 2010-12-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" | Способ переработки отработавшего ядерного топлива |
| RU2454742C1 (ru) * | 2010-12-23 | 2012-06-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" | Способ переработки оят аэс |
| RU2596816C1 (ru) * | 2015-06-30 | 2016-09-10 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Способ концентрирования радиоактивных отходов |
-
2019
- 2019-12-11 RU RU2019141171A patent/RU2726224C1/ru active
-
2020
- 2020-10-01 CA CA3164225A patent/CA3164225A1/en active Pending
- 2020-10-01 EP EP20897781.9A patent/EP4075449A4/en active Pending
- 2020-10-01 JP JP2022535847A patent/JP2023509350A/ja active Pending
- 2020-10-01 KR KR1020227023668A patent/KR20220108818A/ko not_active Application Discontinuation
- 2020-10-01 BR BR112022011423A patent/BR112022011423A2/pt unknown
- 2020-10-01 CN CN202080092883.7A patent/CN115053301A/zh active Pending
- 2020-10-01 US US17/757,094 patent/US20230005633A1/en active Pending
- 2020-10-01 JO JOP/2022/0143A patent/JOP20220143A1/ar unknown
- 2020-10-01 WO PCT/RU2020/000510 patent/WO2021118402A1/ru unknown
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2195725C1 (ru) * | 2001-07-30 | 2002-12-27 | Сосновоборский государственный проектно-изыскательский институт "ВНИПИЭТ" | Способ концентрирования жидких радиоактивных отходов |
| WO2009134294A2 (en) * | 2008-01-30 | 2009-11-05 | Integrity Consulting, Inc. | Destruction of mixed radioactive waste by catalyzed chemical oxidation |
| RU2408101C2 (ru) * | 2009-02-18 | 2010-12-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" | Способ переработки отработавшего ядерного топлива |
| RU2454742C1 (ru) * | 2010-12-23 | 2012-06-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" | Способ переработки оят аэс |
| RU2596816C1 (ru) * | 2015-06-30 | 2016-09-10 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Способ концентрирования радиоактивных отходов |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2023509350A (ja) | 2023-03-08 |
| BR112022011423A2 (pt) | 2022-09-20 |
| JOP20220143A1 (ar) | 2023-01-30 |
| US20230005633A1 (en) | 2023-01-05 |
| CN115053301A (zh) | 2022-09-13 |
| EP4075449A1 (en) | 2022-10-19 |
| CA3164225A1 (en) | 2021-06-17 |
| KR20220108818A (ko) | 2022-08-03 |
| WO2021118402A1 (ru) | 2021-06-17 |
| EP4075449A4 (en) | 2024-01-03 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR910008360B1 (ko) | 원자로 냉각재 시스템의 진공 탈개스 방법 | |
| US10762997B2 (en) | Decontamination method reducing radioactive waste | |
| RU2726224C1 (ru) | Способ концентрирования жидких радиоактивных отходов | |
| CN112881594A (zh) | 一种核电厂废液处理装置的性能验证方法 | |
| JPH0476079B2 (ru) | ||
| RU2596816C1 (ru) | Способ концентрирования радиоактивных отходов | |
| JP2018158303A (ja) | 水処理システム及び作業媒体 | |
| EA043546B1 (ru) | Способ концентрирования жидких радиоактивных отходов | |
| JP3097712B2 (ja) | ホウ酸濃度制御方法 | |
| RU96117527A (ru) | Способ и устройство для растворения смеси оксидов урана и плутония | |
| US3052613A (en) | Method and apparatus for conducting a nuclear chain reaction | |
| RU2384903C2 (ru) | Способ переработки жидких радиоактивных отходов | |
| EP0259747B1 (en) | Continuous dissolution method and apparatus for spent nuclear fuel | |
| Miura et al. | Direct extraction of uranium and plutonium from oxide fuel using TBP-HNO {sub 3} complex for super-DIREX process | |
| GB2110868A (en) | Dissolution of solids such as solid nuclear reactor fuels | |
| US20220102019A1 (en) | Chemical decontamination method | |
| Calloway Jr et al. | Radioactive waste evaporation: Current methodologies employed for the development, design and operation of waste evaporators at the Savannah River site and Hanford waste treatment plant | |
| JPH08220291A (ja) | 超臨界流体を抽出媒体とするウラン及び希土類元素の逐次分離法 | |
| Cecille et al. | New alternative processes for the treatment of the alkaline solvent wash waste | |
| JP2005003597A (ja) | 加圧水型原子力発電プラントの一次冷却水系混床式脱塩塔の強酸性陽イオン交換樹脂の性能評価方法 | |
| Miquel et al. | First experiments on the reprocessing of fast reactor fuels in France | |
| JPH05297190A (ja) | 低レベル放射性廃液中のヨウ素の除去方法 | |
| Buck et al. | Chemical processes at UKAEA Works, Dounreay | |
| JP2864181B2 (ja) | 放射性物質を含む硝酸水溶液の処理法 | |
| Eargle et al. | Large Scale Processing of Highly Irradiated Plutonium by Solvent Extraction and Ion Exchange |