Способ переработки жидких радиоактивных отходов

Способ переработки жидких радиоактивных отходов относится к области охраны окружающей среды от радиоактивного загрязнения, в частности к области переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), и может быть использован на различных объектах атомной промышленности, в том числе, на атомных электростанциях для перевода ЖРО в твердые радиоактивные отходы с уменьшением объема.

В условиях АЭС жидкие радиоактивные отходы накапливаются, как правило, в виде кубовых остатков, представляющих собой растворы с высоким солесодержанием, загрязнённые радионуклидами, образующимися в процессе радиоактивного распада, а также в процессе коррозии. Традиционным методом переработки кубовых остатков является отверждение – перевод в твердое состояние посредством глубокого упаривания с получением солевого плава, цементирования или битумирования. Все эти методы позволяют перевести ЖРО в иммобилизованную форму, пригодную для захоронения, но не дают значительного сокращения объема конечного радиоактивного продукта. В конечном счете это сказывается на материальных затратах по утилизации таких радиоактивных отходов.

Очистка кубовых остатков от радионуклидов и перевод последних в твердые радиоактивные отходы с применением ионоселективных сорбентов является наиболее рациональным решением проблемы, так как позволяет существенно сократить объем твердой фазы, передаваемой на захоронение. В этом случае основная масса солей отправляется на промполигон в качестве очень низкоактивных отходов (ОНАО).

Радионуклиды присутствуют в кубовом остатке в нескольких видах: в ионной и в форме комплексных соединений. Окисление позволяет разрушить комплексные органические соединения и перевести все радионуклиды в ионную форму, способную участвовать в сорбционных процессах. Ионы радиоактивных металлов извлекают из раствора посредством сорбции на ионоселективных сорбентах, кроме того, присутствующие в очищаемом растворе соединения железа и марганца под воздействием окислителя переходят в форму оксидов и гидроксидов. На них также происходит соосаждение радионуклидов, преимущественно кобальта. Полнота окисления комплексов в значительной степени определяет степень извлечения радионуклидов.

Известен способ переработки кубового остатка, изложенный в описании к международной заявке WO/2007/123436, где для окисления предлагается использовать кислородсодержащие окислители. Одним из наиболее подходящих окислителей указан пероксид водорода. В данной заявке описана технология, по которой проводят очистку от цезия, а затем осуществляют разложение органических комплексов кобальта. При этом процесс окисления кубового остатка должен проводиться при повышенных температурах и давлении выше давления насыщенного пара жидкости для этой температуры.

Недостатками предлагаемой схемы является повышенная опасность проведения процесса, так как оборудование работает при температуре порядка 200°С и давлении порядка 6 МПа.

Известный способ также, как и заявляемый, включает окисление ЖРО и процесс сорбции для извлечения радионуклидов из жидких отходов.

Известен способ, описанный в патенте РФ №2560837. Заявленный способ предусматривает дозированное введение в кубовый остаток ЖРО перекиси водорода, обработку кубового остатка импульсами УФ-излучения ксеноновой лампы, микрофильтрацию с отделением шлама, содержащего радиоактивный кобальт, железо, марганец, и сорбцию для удаления радиоактивного цезия. При этом кубовый остаток ЖРО предварительно фильтруют на сетчатом фильтрующем материале, затем озонируют в контактной камере противоточного типа.

Как показывает практический опыт применения ультрафиолета на кубовых остатках, содержание нитратов существенно уменьшает эффективность его применения.

Указанный способ также как и заявляемый, включает окисление ЖРО и процесс сорбции.

Ближайшим аналогом заявляемого изобретения является способ, предложенный в патенте РФ №2268513. Описан способ очистки ЖРО, в котором органические компоненты жидких радиоактивных отходов окисляют до газообразного состояния, а минеральные ионные компоненты, в том числе и радионуклиды, переводят во взвешенное состояние в виде гидроокисей металлов путем подачи в поток отходов озона, поток окисленных отходов разделяют на сгущенный шлам и жидкую фазу, на селективных сорбентах проводят доочистку жидкой фазы от оставшихся в ионной форме радионуклидов, а образовавшийся шлам и отработанные сорбенты переводят в твердую форму и отправляют на длительное хранение, при этом перед обработкой озоном поток отходов путем фильтрации на сетчатом фильтрующем материале очищают от взвешенных частиц, обработку озоном проводят в циркуляционном режиме, разделение окисленного потока на сгущенный шлам и жидкую фазу проводят путем фильтрации на сетчатом фильтрующем материале, а перед доочисткой жидкой фазы на селективных сорбентах проводят мембранную микрофильтрацию с отделением от жидкой фазы радионуклидов в коллоидной форме, которые возвращают в поток жидких радиоактивных отходов после подачи в него озона.

Недостатком данного метода является использование озонатора большой мощности и сложность технологического оформления процесса. При использовании высокопроизводительного озонатора необходимо закладывать мощную систему разложения озона, что существенно повышает капитальные затраты на создание промышленной установки. Кроме того, применение исключительно озона, в качестве окислителя, приводит к низкому выходу при образовании активированных продуктов коррозии.

Известный способ, также как и заявляемый, включает фильтрацию потока отходов, обработку отходов озоном, разделение окисленного потока на сгущенный шлам и жидкую фазу путем фильтрации, мембранную микрофильтрацию с отделением от жидкой фазы радионуклидов в связанной форме, доочистку жидкой фазы на селективных сорбентах.

Задача, на решение которой направлено заявляемое изобретение, заключается в создании эффективного, надежного и относительно дешевого способа переработки жидких радиоактивных отходов.

Технический результат, достигаемый при использовании заявляемого изобретения, заключается в повышении надежности способа, а также в упрощении и удешевлении технологического оформления процесса.

Указанная задача решается, а указанный технический результат достигается, за счет применения способа переработки жидких радиоактивных отходов, включающего фильтрацию потока отходов, обработку отходов озоном, разделение окисленного потока на сгущенный шлам и жидкую фазу путем фильтрации, мембранную микрофильтрацию с отделением от жидкой фазы радионуклидов в связанной форме, доочистку жидкой фазы на селективных сорбентах, в котором перед обработкой отходов озоном осуществляют окисление раствора путем введения перекиси водорода, осуществляют корректировку pH для обеспечения оптимальных условий окисления на каждом этапе окисления, после проведения окисления раствора на первом этапе окисленный раствор подвергают сорбции и фильтрации на промежуточном фильтре и подают на вторую стадию окисления путем озонирования.

При этом из потока исходного раствора выделяют взвешенные вещества фильтрацией на механическом фильтре, к примеру - на нутч-фильтре, окисление раствора перед обработкой озоном осуществляют путем введения перекиси водорода при рН 9-11 и температуре 70-90°С, озонирование раствора осуществляют при pH 11÷13 и температуре 30-60°С, корректировку pH для обеспечения оптимальных условий окисления на каждом этапе производят посредством введения в раствор щелочного реагента, в количестве, необходимом для достижения оптимальных условий окисления.

Введение первой стадии окисления перекисью водорода позволяет существенно уменьшить мощность применяемого озонатора, соответственно сделать процесс стабильнее и безопаснее, а также дешевле за счет применения озонатора меньшей мощности, чем используемые озонаторы в известных способах.

Кроме того, появляется возможность обеспечить оптимальные условия для работы каждого из окислителей.

Дополнительным положительным фактором, влияющим на надежность проведения процесса, является отказ от применения ультрафиолетовой установки. При этом активация разложения перекиси водорода происходит за счет повышения температуры раствора.

Вторая стадия окисления посредством подачи озона проводится для достижения гарантированного разрушения комплексообразующих веществ, что повышает степень извлечения радионуклидов.

Разделение ЖРО на твердую и жидкую фазы, осуществляют ступенчато. Каждая ступень ориентирована на выделение из раствора твердой фазы с размером частиц определенного диапазона. Этим обеспечивается повышение устойчивости работы фильтров, обусловленное отсутствием забивания с сохранением качества фильтрации. Многократная ступенчатая фильтрация на фильтрах с различным размером пор и с постепенным уменьшением рейтинга фильтрации позволяет добиться хорошей производительности при стабильной работе фильтров, что повышает надежность и эффективность способа.

Способ переработки жидких радиоактивных отходов реализуется следующим образом.

Кубовый остаток для очищения от взвешенных частиц направляют на механический фильтр. Очищенный раствор направляют в первый окислительный контур для окисления. Перед окислением для повышения эффективности процесса производят корректировку pH. Корректировку производят посредством введения в раствор необходимого количества щелочного реагента, например, гидроксида натрия. Количество щелочного реагента определяют в зависимости от измеренного pH окисляемого раствора.

Первую стадию окисления осуществляют введением в раствор расчетного количества перекиси водорода в циркуляционный контур. При этом количество перекиси водорода определяется концентрацией органики в растворе и составляет 2÷10 кратный избыток от стехиометрического соотношения окислителя и восстановителя. Экспериментальные данные показывают, что перекись водорода при температуре 70÷90˚С и pH 9÷11 является эффективным окислителем органики в растворах. Однако при переходе в область растворов с микроконцентрациями органической составляющей (менее 10 мг/л) эффективность окисления стремительно падает.

В окисленный раствор подают ионоселективный сорбент (преимущественно частицы с размером 0,5÷1 мм), при этом производится процесс выделения из раствора радионуклидов цезия посредством их связывания сорбентом.

Затем осуществляют фильтрацию полученного раствора с помощью фильтров, размеры пор которых равны 50÷500 мкм.

Отфильтрованный раствор поступает во второй окислительный контур, куда в качестве окислителя подается озон. Перед окислением для повышения эффективности процесса производят корректировку pH посредством введения в раствор необходимого количества щелочного реагента, например, гидроксида натрия. Количество щелочного реагента определяют в зависимости от pH полученного фильтрата. Процесс озонирования наиболее эффективно протекает при pH 11÷13.

Для генерации озона может быть применен промышленный озонатор с производительностью до 600 г озона в час. Такие озонаторы известны и являются серийно выпускаемыми изделиями.

Окисленный раствор направляют на микрофильтр для выделения ионов кобальта. Микрофильтрация, позволяет извлекать из раствора твердую радиоактивную фазу, представляющую собой смесь гидрооксидов и оксидов переходных металлов (Fe, Ni, Cr и др.), присутствующих в окисленном кубовом остатке с соосаждённой на ней ⁶⁰Со. Микрофильтрация может быть осуществлена с применением стандартных, серийно выпускаемых фильтрующих элементов, например, фильтроэлементов по ТУ АРТН.067117.301.

Отфильтрованный раствор направляют в емкостной фильтр для гарантированного отсутствия радионуклидов в фильтрате.

Фильтрат с микрофильтра после проведения динамической сорбции в емкостном фильтре может быть передан на установку выделения солей.

Способ может быть реализован в блочно-модульной установке по переработке кубовых остатков АЭС.