RU2342721C1 - Способ переработки жидких радиоактивных отходов атомных электрических станций (варианты) - Google Patents
Способ переработки жидких радиоактивных отходов атомных электрических станций (варианты) Download PDFInfo
- Publication number
- RU2342721C1 RU2342721C1 RU2007107723/06A RU2007107723A RU2342721C1 RU 2342721 C1 RU2342721 C1 RU 2342721C1 RU 2007107723/06 A RU2007107723/06 A RU 2007107723/06A RU 2007107723 A RU2007107723 A RU 2007107723A RU 2342721 C1 RU2342721 C1 RU 2342721C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- liquid radioactive
- product
- temperature
- radioactive wastes
- lrw
- Prior art date
Links
Landscapes
- Heat Treatment Of Water, Waste Water Or Sewage (AREA)
Abstract
Группа изобретений относится к области переработки жидких радиоактивных отходов, а именно к способам концентрирования, сушки и отверждения солевого концентрата. Способ переработки жидких радиоактивных отходов заключается в концентрировании отходов упариванием при температуре 105-150°С путем подачи жидких радиоактивных отходов в глицерин при их соотношении в зоне упаривания 1:9-1:1. В процессе концентрирования жидких радиоактивных отходов получен солевой глицериновый концентрат. Этот концентрат подвергают термической обработке при температуре 150°-200°С. Образовавшийся при этом конденсат глицерина возвращают в цикл переработки жидких радиоактивных отходов. Полученный после отгонки глицерина пористый безводный солевой продукт отверждают путем ввода в него порциями связующего до образования однородного монолитного блока. После ввода каждой порции связующего продукт охлаждают до температуры 85°-95°С. Ввод последующей порции связующего осуществляют после нагрева продукта до температуры 105-150°С. Группа изобретений направлена на упрощение технологий обезвреживания жидких радиоактивных отходов, на снижение количества глицерина, используемого при концентрировании отходов, на улучшение экологической обстановки в местах длительного хранения радиоактивных отходов. 2 н. и 1 з.п. ф-лы, 1 табл.
Description
Изобретение относится к области переработки (обезвреживания) жидких радиоактивных отходов (ЖРО), а именно к способам концентрирования, сушки и отверждения солевого концентрата (кубового остатка).
Основными задачами, решаемыми в рамках проблемы обезвреживания ЖРО, являются очистка основной массы отходов от радионуклидов и концентрирование последних в минимальном объеме с последующим отверждением (замоноличиванием) радиоактивных концентратов солей в виде продукта, исключающего выход радионуклидов в окружающую среду при его длительном хранении.
На практике для решения этих задач на стадиях очистки и концентрирования ЖРО обычно используют традиционные осадительные, термические, сорбционные и мембранные методы. Замоноличивание солевых концентратов ЖРО, как правило, проводят после их термической или механической сушки включением в инертные матрицы (битум, цемент, термореактивные смолы и др.) [А.С.Никифиров, В.В.Куличенко, М.И.Жихарев. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. Энергоатомиздат, Москва, 1985, с.13-115].
Все рассмотренные выше методы без исключения индивидуальны и могут решать не более одной-двух задач в технологическом цикле обезвреживания ЖРО, что требует при разработке схем переработки ЖРО предусматривать использование на каждой стадии технологического процесса своего специфического оборудования.
С точки зрения максимального концентрирования ЖРО в технологическом цикле их обезвреживания наиболее рациональным способом считается способ термической дистилляции (упаривания) ЖРО. Несмотря на относительно высокие энергозатраты, термический метод нашел широкое применение в практике упаривания ЖРО и сушки солевых концентратов благодаря своим технологическим преимуществам [А.С.Никифиров, В.В.Куличенко, М.И.Жихарев. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. Энергоатомиздат, Москва, 1985, с.14].
Известен способ переработки ЖРО, включающий: концентрирование ЖРО упариванием кубовых растворов (солевых концентратов) солесодержанием 130-150 г/л в азотнокислой среде при рН 3,5-4,0 в выпарных аппаратах, работающих в режиме передачи тепла через теплопередающую поверхность, с последующим хранением высококонцентрированных кубовых остатков солесодержанием 600-800 г/л в емкостях временного хранения, или их отверждение методами битумирования, цементирования и др. [А.с. 654010 (СССР). Способ концентрирования жидких радиоактивных отходов. М.И.Жихарев, Л.Ч.Кемулярия. Опубл. в БИ, 1980, №3].
Недостатками данного способа являются:
- инкрустация (осаждение солей) греющих поверхностей, что приводит к снижению производительности процесса и требует проведения периодических химических промывок выпарного аппарата;
- вспенивание ЖРО при наличии в них детергентов (поверхностно-активных веществ), существенно затрудняющее процесс выпаривания;
- коррозионная агрессивность солевого азотнокислого концентрата по отношению к конструкционным материалам используемого в цикле обезвреживания ЖРО оборудования;
- относительно низкая степень концентрирования солей (не более 600-800 г/л);
- при глубоком упаривании ЖРО до солесодержания 600-800 г/л и более возникают трудности последующего обращения с кубовым остатком из-за выпадения в трубопроводах и емкостях временного хранения осадков кристаллогидратов солей, что осложняет их транспортировку и исключает возможность полной раскачки емкостей в аварийной ситуации и освобождение емкостей после истечения гарантированного срока хранения концентратов ЖРО и, следовательно, создает опасность выхода радионуклидов в окружающую среду [А.С.Никифиров, В.В.Куличенко, М.И.Жихарев. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. Энегоатомиздат, Москва, 1985, с.109-112].
Известен способ переработки ЖРО, заключающийся в концентрировании отходов упариванием в режиме прямого контакта жидких радиоактивных отходов с глицерином при температуре 105-150°С и соотношении жидких радиоактивных отходов и глицерина в зоне упаривания 1:9-1:1 [Патент РФ №2168222, G21F 9/08, 1999, Бюл. №15]. Данный способ выбран в качестве прототипа как наиболее близкий к заявляемому способу по технической сути и достигаемым результатам.
Несмотря на свои неоспоримые достоинства, такие как: повышение степени упаривания ЖРО; предотвращение инкрустации греющих поверхностей солеотложениями; исключение возможности развития местной коррозии нержавеющей стали; предотвращение вспенивания упариваемых растворов при наличии в ЖРО детергентов; упрощение операций последующего обращения с кубовым остатком и др., способ-прототип, как и аналог, не обеспечивает условий надежного, длительного хранения солевых концентратов, исключающих выход радионуклидов в окружающую среду в случае аварийной разгерметизации емкостей-хранилищ концентратов ЖРО и контакта концентратов с водой.
Обычно на отечественных и зарубежных АЭС концентраты жидких радиоактивных отходов переводят в твердую форму включением концентратов в термопластичные (битум и др.), неорганические (цемент, гипс и др.) или термореактивные (полиэфирные, карбамидные и др. смолы) связующие. [А.С.Никифиров, В.В.Куличенко, М.И.Жихарев. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. Энегоатомиздат, Москва, 1985, c.115].
При переработке ЖРО по способу-прототипу конечным продуктом является безводный глицериносолевой концентрат (рапа), для которого, как показали лабораторные эксперименты, традиционные методы отверждения неприемлемы по следующим причинам:
- глицериносолевой концентрат несовместим с битумом и цементом, что не позволяет получить гомогенный твердый продукт, пригодный к длительному хранению;
- использование при замоноличивании глицерино-солевого концентрата термореактивных смол в практике обезвреживания ЖРО не применялось из-за специфики компонентного состава конечного продукта.
Задачей настоящего изобретения является создание способа переработки жидких радиоактивных отходов, позволяющего снизить количество глицерина, используемого при концентрировании ЖРО, повысить степень включения солей в предлагаемые матрицы, уменьшить площади отторгаемой территории при длительном хранении отвержденных ЖРО и улучшить экологическую обстановку в местах длительного хранения радиоактивных отходов.
Поставленная задача решается предлагаемым способом переработки ЖРО, реализуемым в двух вариантах.
Для достижения указанного технического результата в первом способе переработки жидких радиоактивных отходов, заключающемся в концентрировании ЖРО упариванием при температуре 105-150°С путем подачи жидких радиоактивных отходов в глицерин при их соотношении в зоне упаривания 1:9-1:1, предлагается:
- полученный в процессе концентрирования ЖРО солевой глицериновый концентрат подвергать термической обработке при температуре 150°-200°С;
- образующийся при этом конденсат глицерина и продуктов его термохимического разложения возвращать в цикл переработки жидких радиоактивных отходов;
- в полученный, после отгонки глицерина, пористый безводный солевой продукт (кек) порциями вводить связующее;
- после ввода каждой порции связующего продукт охлаждать до температуры 85-95°С;
- ввод последующей порции связующего осуществлять после нагрева продукта до температуры 105-150°С.
В частном случае выполнения первого способа предлагается в качестве связующего использовать, например, битум или полимерные материалы.
Для достижения указанного технического результата во втором способе переработки жидких радиоактивных отходов, заключающемся в концентрировании ЖРО упариванием при температуре 105-150°С путем подачи жидких радиоактивных отходов в глицерин при их соотношении в зоне упаривания 1:9-1:1, предлагается:
- в солевой глицериновый концентрат вводить добавку в количестве 1-3 грамма реагента на 1 грамм свободного глицерина;
- полученную смесь перемешивать при температуре 150-180°С до полного растворения добавки;
- образовавшийся продукт подвергать при перемешивании термической обработке при температуре 180-220°С до образования однородной массы, представляющей собой глифталевую смолу с включенными в нее кристаллами радиоактивных солей;
- образовавшийся полимерный продукт охлаждать до температуры 20-40°С до образования проплавленного, твердого, водонерастворимого монолита;
- в качестве добавки использовать фталевый ангидрид или фталевую кислоту.
Дополнительно предлагается процессы концентрирования и отверждения солевого глицеринового концентрата проводить в простейшем по конструкции аппарате, состоящем из обогреваемой емкости (например, барабан или бочка), поступающей, после завершения процесса отверждения, на длительное хранение, и системы газоочистки летучих газообразных продуктов.
Осуществление процесса концентрирования ЖРО и отверждения солевого концентрата по предлагаемому способу позволяет существенно упростить технологию обезвреживания ЖРО за счет проведения всего цикла их переработки в одной емкости и получить на финишной стадии обезвреживания ЖРО твердые, водонерастворимые монолиты, включенные в охранную емкость, пригодную к длительному захоронению, что улучшит экологическую обстановку в местах длительного хранения радиоактивных отходов. Кроме того, возможность повысить степень включения солей в предлагаемых матрицах (до 50% и более), например, в сравнении с методом отверждения солевых водных концентратов цементом (степень включения солей в цементную массу составляет всего 5-6%) [А.С.Никифоров, В.В.Куличенко, М.И.Жихарев. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. Энергоатомиздат. Москва, 1985, с.131], позволит существенно уменьшить площади отторгаемой территории при длительном хранении отвержденных ЖРО, затаренных в емкости и размещенных в защитные охранные контейнеры.
В обоснование предлагаемого способа были проведены лабораторные эксперименты по определению основных технологических параметров проведения процесса термической отгонки глицерина и продуктов его термохимического разложения из глицерино-солевого концентрата, и возможности их вторичного использования в технологическом цикле переработки ЖРО на стадии концентрирования (эксперимент 1) и трансформации глицерино-солевого концентрата в твердый пористый продукт с замоноличиванием последнего битумом (эксперимент 2).
Эксперимент №1.
Стадия отгонки из рапы глицерина и высококипящих, летучих продуктов его термохимического разложения.
25 мл (вес 36,0 г) глицерино-солевого концентрата (продукт 1), полученного по способу-прототипу в процессе концентрирования ЖРО, соответствующих по химическому составу ЖРО типа 3 (табл.1), подвергают термической обработке в кварцевой колбе с воздушным холодильником при температуре 150-200°С в течение 5 часов. Образующиеся при этом пары глицерина и продуктов его термохимического разложения (продукт 2) конденсируют в воздушном холодильнике (при температуре 25-30°С) и собирают в тарированном сборнике конденсата.
В результате термической обработки рапы из нее отогнано 8,5 см3 продукта 2 (вес продукта 10,5 г, плотность ρ-1,23 г/см3). В реакционной колбе образовался, после охлаждения, пористый продукт 3 (пористость 0,5 см3/см3 продукта), представляющий собой обезвоженные кристаллы солей, связанные в структуре продукта нелетучими компонентами термохимического разложения глицерина (смолистые вещества, углерод и др.).
Далее, продукт 3 заливают дистиллированной водой и кипятят в течение 1 часа, после чего сливают дистиллят из колбы и определяют водо-растворимую (продукт 4) и водо-нерастворимую (продукт 5) части продукта 3, которые составили 16,5 и 8,5 грамма, соответственно.
Установлено, что проведение предлагаемой стадии переработки ЖРО позволяет не менее чем на 30% сократить расход глицерина, получить пористый безводный солевой кек, содержащий в структуре до 34 вес.% водо-нерастворимых компонентов термохимической деструкции глицерина.
Стадия повторного использования продукта 2 в цикле обезвреживания ЖРО.
Раствор, соответствующий по химическому составу ЖРО типу 3 в соответствии с табл.1, упаривают в кварцевом дистилляторе с образцами аустенитной стали марки 12Х18Н10Т при температуре 105-150°С (по прототипу) путем подачи ЖРО в чистый глицерин и в смесь, состоящую из 8,5 см3 продукта 2 и 16,5 см3 чистого глицерина (заявляемый способ). Контролируют коэффициент упаривания исходного раствора (отношение объема раствора, поданного в дистиллятор, к объему кубового остатка), и процесс кристаллизации солей.
Установлено, что процессы упаривания и кристаллизации солей в обоих случаях протекают идентично, а образующийся продукт обладает, как и в случае упаривания в чистом глицерине (способ-прототип), подвижностью и текучестью.
Реализация данного предложения на практике позволит на 30-35% снизить расход глицерина и уменьшить количество вновь образующихся ЖРО за счет возврата продукта-2 в цикл переработки водных солевых растворов ЖРО.
Эксперимент №2.
Стадии термохимической трансформации глицерино-солевого концентрата в твердый пористый продукт и замоноличивание последнего битумом в обогреваемом барабане (бочке).
10 см3 (15,0 г) глицерино-солевого концентрата (продукт 1), полученного в процессе концентрирования ЖРО по способу - прототипу, подвергают термической обработке в открытом фарфоровом тигле (вместимость тигля 10 см3, вес пустого тигля 11 г) при температуре 150-200°С в течение 5 часов, после чего охлаждают тигель с продуктом 3 до комнатной температуры, взвешивают и рассчитывают вес летучего (продукт 2) и не летучего (продукт 3). Установлено, что в процессе термической трансформации продукта 1 из него удалено около 6,5 г глицерина и летучих продуктов его термохимического разложения, при этом получено 8,5 г пористого твердого кека (продукт 3).
Далее, тигель с продуктом 3 нагревают до температуры 100-150°С и порциями вводят кусочки твердого битума до его расплавления на поверхности горячего продукта 3. После расплавления битума и выдержки тигля с продуктом при температуре 100-150°С в течение 10 минут, тигель с продуктом охлаждают на воздухе до температуры 85-95°С, при этом за счет вакуумного эффекта, возникающего в порах продукта при его охлаждении, он пропитывается битумом. Для получения монолитного непористого битумно-солевого продукта (продукт 6) было проведено 4 цикла пропитки продукта 3 битумом с порционным его вводом в солевой продукт по 1,0; 1,3; 1,1 и 0,5 г. Суммарно введено 3,9 г битума. Конечный объем монолита составил 10 см3. Суммарный вес продукта 3 с битумом 12,4 г. Весовой процент наполнения битума солями составил 68,5%.
Процесс переработки жидких радиоактивных отходов на стадии концентрирования обычно не заканчивается. Хранение концентратов ЖРО в емкостях не может считаться надежным способом окончательного их захоронения. Поэтому важное звено в технологии обращения (обезвреживания) с ЖРО среднего и низкого уровней активности является перевод жидких концентратов в твердую и химически инертную форму, пригодную для длительного хранения [В.П.Шведов, В.М.Седов, И.Л.Рыбальченко и др. Ядерная технология. Атомиздат, Москва, 1979, с.224]. При этом практически все известные способы отверждения требуют глубокого обезвоживания солевых пульп.
Известен термический способ обезвоживания концентратов ЖРО упариванием с получением маточника (кубового остатка), содержащего значительное количество солей и воды. Содержание свободной адсорбированной и кристаллизационной воды в таких концентратах может колебаться от 30 до 80%. Для термического удаления свободной воды достаточно обеспечить температуру кипения насыщенных растворов соединений, входящих в состав отходов. В большинстве случаев свободную и адсорбированную влагу практически можно удалить при температуре менее 150°С. Удаление кристаллизационной воды осуществляется в широком интервале температур. Если молекулы воды внедряются в кристаллизационную решетку и связываются с молекулами соли лишь ван-дер-ваальсовыми силами и, если структура кристаллической решетки не обусловлена определенным положением молекул воды, обезвоживание может быть осуществлено при температурах до 500°С. Более сложные процессы происходят при удалении конституционной воды [А.С.Никифоров, В.В.Куличенко, М.И.Жихарев. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. Энергоатомиздат, Москва, 1985, с.72-73].
На практике также применяют на стадии обезвоживания концентратов ЖРО методы вымораживания, центрифугирования и др. [В.П.Шведов, В.М.Седов, И.Л.Рыбальченко и др. Ядерная технология. Атомиздат, Москва, 1979, с.225-227] и [А.С.Никифоров, В.В.Куличенко, М.И.Жихарев. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. Энергоатомиздат, Москва, 1985, с.112-115]. При этом способы вымораживания и центрифугирования не обеспечивают полного обезвоживания пульп (содержание воды в конечном продукте при использовании центрифугирования составляет 40-80%), а термическое обезвоживание позволяет получить конечный продукт влажностью 9,0-22,0%. Более глубокое термическое обезвоживание (до 1-2%) требует применения сложных вакуумных сушилок или высоких температур (350-400°С) [А.С.Никифоров, В.В.Куличенко, М.И.Жихарев. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. Энергоатомиздат, Москва, 1985, с.112-115].
Предлагаемый способ, в основу которого положен термический метод, позволяет получить на стадии концентрирования ЖРО при температурах 150-200°С практически безводный солевой кек. Специфической особенностью процесса глубокого термического концентрирования кубового остатка по предлагаемому способу является то, что процесс удаления из ЖРО всех форм воды происходит в среде гидрофобного теплоносителя (глицерине). При этом, как вода, так и соли проходят стадию растворения их в глицерине с последующей отгонкой воды и выпадением безводных кристаллов солей, что подтверждается результатами эксперимента №3.
Эксперимент №3.
Стадия глубокого обезвоживания ЖРО и сушки солевого концентрата.
Эксперименты по оценке полноты удаления свободной и кристаллизационной воды из модельных водных растворов солей по предлагаемому способу проводились с использованием солей кристаллогидратов: натрия тетраборнокислого Na2B4О710H2О (бура) и трехзамещенного ортофосфата натрия Na3PO412H2O, в открытых кварцевых стаканах, при температуре 100-130°С (температура, реализуемая на практике, при проведении глубокого упаривания на штатном оборудовании АЭС).
В предварительно взвешенный стакан вводят определенное количество глицерина, затем нагревают глицерин до температуры 100-130°С и порциями вводят в него насыщенный водный раствор солей. При этом рассчитывают вес безводной соли и суммарный вес воды: свободной воды, взятой для приготовления раствора, и кристаллизационной воды, входящей в состав кристаллогидрата. После окончания эксперимента проводят взвешивание образовавшегося в стакане глицерино-солевого продукта и проводят расчет материального баланса.
В результате многократных экспериментов показано, что в условиях упаривания водных растворов солей в глицерине при температурах 100-130°С образуется безводный, не содержащий свободную и кристаллизационную воду, глицерино-солевой продукт (глицерин - кристаллы солей Na3PO4, глицерин - кристаллы солей Na2B4О7).
В сравнении с простым термическим упариванием, например, раствора буры до безводной соли (Na2B4О7, т.пл. 741°С) требуется нагрев кристаллогидрата до температуры выше 400°С [Б.Н.Некрасов. Основы общей химии, т.2. Химия, Москва, 1967, с.169], что, естественно, требует больших энергозатрат.
Результаты экспериментов №1-3 показали, что глицерино - солевой продукт, получаемый по способу - прототипу, представляет собой сложную смесь органических и неорганических веществ, состоящую из: чистого (избыточного) глицерина; насыщенного, безводного глицеринового раствора солей и нерастворимых в воде продуктов частичного термохимического разложения глицерина.
Возможность осуществления предлагаемого способа отверждения глицерино-солевого концентрата, получаемого по способу-прототипу методом его термохимической трансформации (синтеза), вытекает из известных химических свойств глицерина и его применения в народном хозяйстве. Например, известно, что большое практическое значение имеют полиэфиры глицерина и ароматической двухосновной кислоты (фталевой кислоты). Эти полиэфиры - глицеринофталевые смолы, которые называют также глифталями, широко применяются для изготовления лаков [А.А.Петров, Х.В.Бальян, А.Т.Трощенко. Органическая химия. Высшая школа, Москва, 1973, с.139]. Технология получения глифталей из глицерина и фталевого ангидрида (количество компонентов, температура синтеза, время и др.) подробно изложена в работе [А.П.Григорьев, О.Я.Федотова. Лабораторный практикум по технологии пластических масс, часть 2. Высшая школа, Москва, 1977, с.93].
Известно также, что фталевая кислота используется в технике, главным образом, в виде фталевого ангидрида для получения полиэфирных смол [А.А.Петров, Х.В.Бальян, А.Т.Трощенко. Органическая химия. Высшая школа, Москва, 1973, с.479].
Эксперимент №4
Стадия отверждения глицерино - солевого концентрата методом его термохимической трансформации (синтеза глифталевой смолы из фталевой кислоты и глицерина).
В нагретый до температуры 150°С открытый кварцевый тигель с глицерино-солевым концентратом (объем рапы - 2,5 см3, вес - 3,5 г, ρ-1,4 г/см3) вводят порциями добавку фталевой кислоты в количестве 2,5 грамма кислоты на 1 грамм свободного глицерина (количество свободного глицерина и сухих солей в рапе определяется исходя из результатов эксп. №1 и составляет около 1,05 г глицерина и 2,45 г сухих солей), полученную смесь перемешивают в тигле при температуре 150-180°С до полного растворения фталевой кислоты и получения однородной смеси (кристаллы солей - раствор фталевой кислоты в глицерине), после чего смесь подвергают при периодическом перемешивании термической обработке при температуре 180-220°С в течение 4,5 часов, после чего продукт в тигле охлаждают до комнатной температуры. Далее определяют объем образовавшегося монолита (5,0 см3), его вес (4,2 г) и рассчитывают % наполнения продукта солями, который составил около 58 вес.% (соль/продукт) и 50% об. (рапа/продукт).
Предлагаемый способ обезвреживания ЖРО низкого и среднего уровней активности обладает существенными отличиями и преимуществами в сравнении с известными технологиями их переработки.
1. Способ позволяет:
- проводить глубокое упаривание (концентрирование) солевых кубовых остатков ЖРО, их отверждение в простейшем по конструкции аппарате, состоящем из обогреваемой емкости (барабана или бочки), и системы газоочистки летучих газообразных продуктов;
- способ не требует предварительного кондиционирования исходных ЖРО;
- позволяет на финише стадии глубокого упаривания ЖРО и сушки глицерино-солевого концентрата получить подвижный (транспортабельный) продукт;
- на стадии термохимической трансформации глицерино-солевого концентрата вернуть более 30% глицерина в цикл переработки ЖРО и на финише получить пористый солевой кек, содержащий до 34% нерастворимых в воде продуктов термохимического разложения глицерина.
2. В основу процесса отверждения радиоактивных концентратов солей (кека) положен не используемый ранее метод пропитки пористого продукта широким ассортиментом известных связующих материалов, при этом процесс пропитки, который происходит за счет вакуумного эффекта, возникающего в порах продукта при его охлаждении, в сравнении с известными способами, технологичен и энергосберегающий, не требует предварительного разогрева используемого связующего, а сам процесс замоноличивания солей проводится при температурах 85°-150°С. Например, в случае традиционного битумирования с использованием сложных по конструкции и металлоемких шнековых секционных или роторных пленочных битуматоров температура битумирования 140°-180°С и 230°-240°С, соответственно [А.С.Никифоров, В.В.Куличенко, М.И.Жихарев. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. Энергоатомиздат, Москва, 1985, с.126].
3. Принципиальным отличием отверждения радиоактивных концентратов солей с использованием органических полимерных материалов является то, что в заявляемом способе в качестве одного из компонентов при синтезе полимера предлагается использовать остающийся в рапе после проведения стадии глубокого упаривания и сушки ЖРО глицерин, что уменьшает его расход в цикле переработки ЖРО и обеспечивает высокую степень (58 вес.% и выше) включения радиоактивных солей в матрицу на основе глифталевой смолы.
Кроме того, заявляемый способ переработки ЖРО позволяет существенно упростить весь технологический процесс за счет исключения из него необходимости проведения предварительного кондиционирования исходных ЖРО (коагуляция, отстой, фильтрация), использования энергоемкого, громоздкого и конструкционно-сложного оборудования и на финише технологического цикла обезвреживания ЖРО получить твердые монолиты, затаренные в емкости (барабаны или бочки), поступающие на длительное хранение.
| Химический и радионуклидный состав ЖРО, образующихся при эксплуатации и утилизации судов с АЭУ [Р.А.Пензин, В.С.Шептунов, В.К.Булыгин. Патент РФ №2112289. G21F 9/04, В01J 20/02, С02F 9/00,1998, Бюл. №15, с.13-14] | ||||
| Состав | Бессолевые (тип 1) | Воды дезактивации (тип 2) | Солевые отходы ВМФ (тип 3) | |
| Дренажно-контурные воды | Воды из каналов выдержки ОТВС | |||
| рН | 7-12 | 7-12 | 6-12 | 6-9 |
| солесодержание | до 0,1 г/л | до 0,1 г/л | 0,5-4 | до 15 |
| нерастворимый осадок, г/л | до 0,05 | до 0,05 | до 0,015 | до 0,3 |
| гидразин, мг/л | следы | следы | - | Са - до 0,2 г/л; Mg - до 0,2 г/л; Na - до 0,2 г/л; Sr - до 0,2 г/л |
| аммиак, мг/л | до 50 | до 50 | до 50 | |
| трилон Б, мг/л | - | - | до 100 | - |
| хлориды, г/л | следы | следы | до 8 | до 8 |
| нитрат, г/л | следы | следы | до 0,2 | до 0,2 |
| сульфат, г/л | - | - | - | до 0,8 |
| фосфат, г/л | следы | следы | до 0,2 | до 0,2 |
| оксалат, г/л | - | - | до 0,5 | - |
| ПАВ, мг/л | - | - | до 0,02 | до 0,02 |
| нефтепродукты, мг/л | - | - | до 3 | до 3 |
| суммарная β-активность, Ku/г | 10-5-10-6 | 10-5-10-7 | 10-5-10-7 (10-6-80%) | 10-5-10-7 (10-6-80%) |
| цезий (137+134),% | 5-10 | до 70 | до 70 | до 70 |
| стронций-90, % | 5-10 | до 20 | до 20 | до 20 |
| другие активные изотопы, % | до 70 (Се-144) | до 10 | до 10 | до 10 |
| удельный объем от общего количества отходов, % | 13,5 | 1,5 | 51 | 34 |
| количество отходов, м3/год | 675 | 75 | 2550 | 1700 |
Claims (3)
1. Способ переработки жидких радиоактивных отходов, заключающийся в концентрировании отходов упариванием при температуре 105-150°С путем подачи жидких радиоактивных отходов в глицерин при их соотношении в зоне упаривания 1:9-1:1, отличающийся тем, что полученный в процессе концентрирования жидких радиоактивных отходов солевой глицериновый концентрат подвергают термической обработке при температуре 150-200°С, образующийся при этом конденсат глицерина возвращают в цикл переработки жидких радиоактивных отходов, а полученный после отгонки глицерина пористый безводный солевой продукт отверждают путем ввода в него порциями связующего до образования однородного монолитного блока, причем после ввода каждой порции связующего продукт охлаждают до температуры 85-95°С, а ввод последующей порции связующего осуществляют после нагрева продукта до температуры 105-150°С.
2. Способ переработки по п.1, отличающийся тем, что в качестве связующего используют, например, битум или полимерные материалы.
3. Способ переработки жидких радиоактивных отходов, заключающийся в концентрировании отходов упариванием при температуре 105-150°С путем подачи жидких радиоактивных отходов в глицерин при их соотношении в зоне упаривания 1:9-1:1, отличающийся тем, что полученный в процессе концентрирования жидких радиоактивных отходов солевой глицериновый концентрат отверждают путем ввода добавки в количестве 1-3 г реагента на 1 г свободного глицерина, полученную смесь перемешивают при температуре 150-180°С до полного растворения добавки, затем при перемешивании смесь подвергают термической обработке при температуре 180-220°С, после чего охлаждают до температуры 20-40°С до образования монолитного полимерного продукта, а в качестве добавки используют фталевый ангидрид или фталевую кислоту.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2007107723/06A RU2342721C1 (ru) | 2007-03-01 | 2007-03-01 | Способ переработки жидких радиоактивных отходов атомных электрических станций (варианты) |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2007107723/06A RU2342721C1 (ru) | 2007-03-01 | 2007-03-01 | Способ переработки жидких радиоактивных отходов атомных электрических станций (варианты) |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2007107723A RU2007107723A (ru) | 2008-09-10 |
| RU2342721C1 true RU2342721C1 (ru) | 2008-12-27 |
Family
ID=39866493
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2007107723/06A RU2342721C1 (ru) | 2007-03-01 | 2007-03-01 | Способ переработки жидких радиоактивных отходов атомных электрических станций (варианты) |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2342721C1 (ru) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2459297C1 (ru) * | 2011-07-11 | 2012-08-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Способ очистки и дезактивации контурного оборудования реакторной установки с жидкометаллическим свинцово-висмутовым теплоносителем |
| US8753518B2 (en) | 2010-10-15 | 2014-06-17 | Diversified Technologies Services, Inc. | Concentrate treatment system |
| US9283418B2 (en) | 2010-10-15 | 2016-03-15 | Avantech, Inc. | Concentrate treatment system |
| US10580542B2 (en) | 2010-10-15 | 2020-03-03 | Avantech, Inc. | Concentrate treatment system |
-
2007
- 2007-03-01 RU RU2007107723/06A patent/RU2342721C1/ru active
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US8753518B2 (en) | 2010-10-15 | 2014-06-17 | Diversified Technologies Services, Inc. | Concentrate treatment system |
| US9283418B2 (en) | 2010-10-15 | 2016-03-15 | Avantech, Inc. | Concentrate treatment system |
| US10580542B2 (en) | 2010-10-15 | 2020-03-03 | Avantech, Inc. | Concentrate treatment system |
| RU2459297C1 (ru) * | 2011-07-11 | 2012-08-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Способ очистки и дезактивации контурного оборудования реакторной установки с жидкометаллическим свинцово-висмутовым теплоносителем |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2007107723A (ru) | 2008-09-10 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2342721C1 (ru) | Способ переработки жидких радиоактивных отходов атомных электрических станций (варианты) | |
| KR102058277B1 (ko) | 액체 방사성 폐기물의 처리 및 그의 회수 방법 | |
| CA2101261C (en) | Method of composite sorbents manufacturing | |
| US4434074A (en) | Volume reduction and encapsulation process for water containing low level radioactive waste | |
| CN114255901A (zh) | 废树脂湿法氧化的优化及利用氧化废液处理废物的方法 | |
| RU2518501C2 (ru) | Способ иммобилизации жидких радиоактивных отходов | |
| JPH0453280B2 (ru) | ||
| JP3757004B2 (ja) | 放射性廃液の固化処理方法および濃縮混練装置 | |
| RU2336584C1 (ru) | Способ переработки жидких радиоактивных отходов атомных электрических станций | |
| Uysal et al. | Phosphorus recovery from hydrolysed sewage sludge liquid containing metals using Donnan dialysis | |
| RU2101235C1 (ru) | Способ комплексной переработки жидких радиоактивных отходов и устройство для его осуществления | |
| RU2572080C1 (ru) | Способ кондиционирования донных отложений содержащих радионуклиды | |
| Abdel-Aziz et al. | Removal of Fe++ from wastewater using sludge-polymer hybrid adsorbents | |
| Lee et al. | Cs+ and Ba2+ selective transport by a novel self-assembled isoguanosine ionophore through polymer inclusion and bulk liquid membranes | |
| RU2370836C1 (ru) | Способ переработки жидких радиоактивных отходов | |
| UA82581C2 (ru) | Способ дезактивации жидких радиоактивных отходов (варианты) | |
| Epimakhov et al. | Reverse-osmosis filtration based water treatment and special water purification for nuclear power systems | |
| KR920000291B1 (ko) | 오염된 인산 수용액의 처리방법 | |
| RU2483375C2 (ru) | Композиционный материал для иммобилизации жидких радиоактивных отходов и способ его применения | |
| KR970011261B1 (ko) | 수경성 결합제에 의한 방사성 이온교환 수지의 고정 방법 | |
| KR20170022522A (ko) | 드롭방식을 이용한 티타노실리케이트의 제조방법 및 이에 의해 제조된 티타노실리케이트계 흡착제 | |
| Huang et al. | Removal of ammonium from aqueous solutions using the residue obtained from struvite pyrogenation | |
| RU2118945C1 (ru) | Способ комплексной переработки жидких радиоактивных отходов | |
| Probst et al. | Ammoniacal nitrogen removal and reuse: Process engineering design and technoeconomics of zeolite N synthesis | |
| RU2714066C1 (ru) | Способ утилизации жидких хромовых отходов |