СПОСОБ ОБЕЗВРЕЖИВАНИЯ МАЛОМИНЕРАЛИЗОВАННЫХ НИЗКОАКТИВНЫХ ЖИДКИХ ОТХОДОВ В ПОЛЕВЫХ УСЛОВИЯХ Российский патент 2000 года по МПК G21F9/06 C02F9/00 

Изобретение относится к технологии обезвреживания жидких радиоактивных отходов (ЖРО) мембранно-сорбционными методами.

При эксплуатации атомных станций и других ядерных объектов помимо образования реагентных ЖРО (дезактивирующих, моющих, регенерирующих растворов и др.), отличающихся повышенной засоленностью и радиоактивностью, происходит загрязнение значительных объемов маломинерализованных природных вод радионуклидами до значений, превышающих допустимые лишь на 3-4 порядка. Такие отходы часто образуются на объектах, не имеющих собственных установок водоочистки, что требует проведения их обезвреживания в полевых условиях, т.е. с применением мобильных (транспортируемых) установок.

ЖРО, образующиеся на крупных предприятиях, например, АЭС обезвреживаются на стационарных промышленных установках спецводоочистки (СВО). Основным способом, используемым на этих установках, является очистка на механических фильтрах, выпарных аппаратах и ионообменных фильтрах с последующим отверждением радиоактивных концентратов битумированием или цементированием [1]. Недостатком этого способа является то, что при высокой степени очистки от радионуклидов (в 10⁴ - 10⁵ раз) выпаривание является высокоэнергоемким и аппаратурно сложным процессом, что ограничивает его применение в полевых условиях на передвижных (мобильных) установках и делает нерентабельным при переработке небольших объемов маломинерализованных низкоактивных ЖРО.

Известен способ обезвреживания маломинерализованных низкоактивных вод в полевых условиях на передвижной установке Московского НПО " Радон" [2] с использованием мембранно-сорбционных методов. ЖРО очищают на механических и ультрафильтрах с промежуточной емкостью между ними, куда возвращают концентрат с ультрафильтрации для коагуляции взвесей, умягчают на Na⁺-катионитовых фильтрах, обрабатывают на электродиализаторах (электроосмотических аппаратах) и доочищают на H⁺ - катионитовых фильтрах, которые регенирируются HNO₃, а образующиеся радиоактивные концентраты отверждают включением в портландцемент.

Основным недостатком данного способа является то, что при общей очистке воды до трех порядков, очистка от бета-активных радионуклидов (⁹⁰Sr-⁹⁰Y) составляет не более, чем в 10-20 раз. Кроме того, получаемые в результате обезвреживания ЖРО цементные блоки обладают недостаточной водостойкостью (выщелачиваемость более 1•10^-3 г/см²•сут).

Задача, решаемая данным изобретением, заключается в повышении очистки ЖРО от бета-активных нуклидов и увеличении водостойкости продуктов отверждения получаемых радиоактивных концентратов.

Сущность изобретения заключается в том, что в способе обезвреживания маломинерализованных низкоактивных жидких отходов в полевых условиях, включающем очистку на механических фильтрах, ультрафильтрах, отстаивание концентратов в промежуточных емкостях, коагуляцию, умягчение и обработку на осмотических аппаратах и ионообменных фильтрах с последующим включением образующихся радиоактивных концентратов в цемент, жидкие отходы после очистки на механических и ультрафильтрах направляют в промежуточную емкость, из которой подают на обратноосмотическую обработку с возвратом концентрата в эту же емкость и периодическим реагентным умягчением насыщенного раствора, воду после обратного осмоса доочищают на H⁺ - катионитовых и OH^- анионитовых фильтрах, регенерируемых H₂SO₄ и NaOH, а образующийся по окончании обработки насыщенный радиоактивный концентрат и его осадки (от умягчения) включают в шлакопортландцемент, причем реагентное умягчение осуществляют путем подщелачивания концентратов отработавшими регенератами анионитов с последующей после отделения осадка нейтрализацией регенератами катионитов.

Способ осуществляется следующим образом.

Маломинерализованные (до 1 г/л по сухому остатку) низкоактивные (до 10^-5 Ки/л), в основном бикарбонатные хлоридно-сульфатные, жидкие отходы направляют на механические фильтры для очистки от взвесей и нефтепродуктов. Затем отходы через ультрафильтры подают в промежуточную емкость, из которой их направляют на обессоливание в обратноосмотический аппарат с возвратом из него концентрата (50 - 90% потока ЖРО) в эту же емкость. Доочистку отходов осуществляют на H⁺ - катионитовых и OH - анионитовых фильтрах, регенерируемых H₂SO₄ и NaOH. Сбросной концентрат обратного осмоса из промежуточной емкости, по мере насыщения, периодически забирают на реагентное умягчение, заключающееся в подщелачивании отработавшими регенератами анионитов, отделении осадков солей жесткости и гидроксидов продуктов коррозии и нейтрализации осветленных растворов перед возвратом в промежуточную емкость отработавшими регенератами катионитов. Образующиеся после окончания обработки насыщенный радиоактивный концентрат и его осадки (от умягчения) отверждают включением в шлакопортландцемент. Данный способ обезвреживания позволяет достигать очистки от бета-активных радионуклидов на 4-5 порядков, а выщелачиваемость из отвержденных продуктов составляет не более 1•10^-3 г/см² сут.

По сравнению с известными мембранно-сорбционными способами обезвреживания маломинерализованных низкоактивных жидких радиоактивных отходов предлагаемый способ с умягчением концентратов посредством отработавших регенератов ионитов обеспечивают очистку по радионуклидам с 10^-5 Ки/л до санитарных норм без дополнительного расхода реагентов (тогда как в прототипе ионообменное умягчение требовало дополнительного расхода реагентов) и получение отвержденных продуктов, отвечающих требованиям безопасности цементных компаундов (выщелачиваемость менее 1•10^-3 г/см²сут [3] без введения сорбционных добавок, что не следует явным образом из уровня техники, т.е. соответствует критерию изобретательского уровня.

Пример 1. В качестве маломинерализованных низкоактивных жидких отходов использовали раствор природных вод, содержащий 200 мг/л гидрокарбонатов, 150 мг/л хлоридов, 80 мг/л сульфатов, 5 мг/л нитратов, 60 мг/л кальция, 15 мг/л магния, 60 мг/л натрия, 40 мг/л калия, 10 мг/л аммония, 15 мг/л железа и 15 мг/л нефтепродуктов (взвешенные вещества до 100 мг/л, pH-8,5). Удельная активность составляла 5•10^-6 Ки/л по цезию-137 и 5•10^-6 Ки/л по стронцию-90. (Согласно нормам радиационной безопасности НРБ-96, допустимая удельная активность ДУА радионуклидов в воде составляет 2,6•10^-9 Ки/л для цезия-137 и 1,2•10^-9 Ки/л для стронция-90). Обезвреживание ЖРО проводили по технологической схеме, представленной на чертеже.

Загрязненный раствор из емкости исходных ЖРО (1) подавали на механические фильтры (2), а затем на ультрафильтры (3). На механических фильтрах проводили очистку от радионуклидов, адсорбированных на взвесях с диаметром более 5 мкм, а на ультрафильтрах - от радионуклидов, адсорбированных на взвесях и коллоидах с диаметром 0,01 - 5 мкм. При ультрафильтрации 70% потока ЖРО возвращали обратно в емкость исходных ЖРО (1), а 30% очищенной от взвесей воды направляли в промежуточную емкость (4). Из промежуточной емкости (4) ЖРО направляли в обратноосмотический аппарат (5), где под давлением до 5,0 МПа проводили очистку от радионуклидов, адсорбированных на коллоидах, и от радионуклидов, входящих в состав комплексных соединений с растворенными органическими и неорганическими примесями с диаметром частиц и молекул менее 0,01 мкм, при этом 70% потока ЖРО возвращали назад в промежуточную емкость (4), и 30% очищенной от комплексных соединений воды подавали на ионообменные фильтры (6). На ионообменных фильтрах (КУ-2 в H⁺ - форме и АВ-17 в OH^- - форме) проводили очистку от радионуклидов, находящихся в ионной форме и направляли фильтрат в емкость очищенной воды (7). Регенерацию ионообменных фильтров (6) проводили H₂SO₄ для катионита и NaOH для анионита.

По мере насыщения промежуточной емкости (4) концентратом из обратноосмотического аппарата (5) часть концентрата забирали на реагентное умягчение (8). При этом умягчение проводили путем подщелачивания отработавшим регенератом из анионитного фильтра (6) и отделяли образующиеся осадки солей жесткости и гидроксидов продуктов коррозии. Осветленный раствор нейтрализовывали отработавшим реагентом из катионитиного фильтра (6) и возвращали в промежуточную емкость (4). Образовавшийся после окончания обработки насыщенный радиоактивный концентрат и его осадки после умягчения (8) направляли на цементирование. Цементирование проводили с использованием шлакопортландцемента М-400 (ГОСТ 10178-85) при раствороцементном отношении 0,7.

Удельная активность очищенной воды составила 5•10^-10 по цезию-137 и около 5•10^-11 Ки/л по стронцию-90, т.е. очистка от гамма-излучающих радионуклидов составила 10⁴, а от бета-нуклидов около 10⁵, что обеспечило снижение концентрации этих радионуклидов до значений ниже ДУА. Потребляемая мощность установки составляла около 5 кВт/ч при производительности 0,5 м³/ч. Отвержденные цементные компаунды имели прочность 12 - 14 МПа, а выщелачиваемость цезия-137 (через 150 суток) составляла около 7,5•10^-4 г/см² сут.

Пример 2. Отличается от примера 1 тем, что в исходных ЖРО содержание взвесей составляло 10 мг/л. При той же исходной удельной активности очистка от гамма-излучающих нуклидов составляла 10⁴, а от бета-нуклидов 5•10⁴ (удельная активность очищенной воды 1,1•10^-10 Ки/л по бета-нуклидам, т.е. ниже ДУА).

Пример 3. Отличается от примера 1 тем, что в исходных ЖРО содержание взвесей составляло до 1 мг/л. При той же исходной удельной активности очистка от гамма-нуклидов составляла 10⁴, а от бета-нуклидов 10⁴ (удельная активность очищенной воды 5,1•10^-10 Ки/л по бета-нуклидам, т.е. ниже ДУА).

При этом следует отметить, что использование в способе прототипе шлакопортландцемента вместо портландцемента практически не сказывается на водостойкости отвержденных продуктов (выщелачиваемость остается более 1•10^-3 г/см² сут). В то же время в предлагаемом способе компаунды на основе шлакопортландцемента по водостойкости в 2-3 раза превосходят портландцемент. Соответственно превосходят они по водостойкости и цементные компаунды, получаемые на стационарных установках АЭС, которые при использовании как портландцемента, так и шлакопортландцемента достигают выщелачиваемости ниже 1•10^-3 г/см² сут только при введении сорбционных добавок глины [4].

Предлагаемый способ по энергозатратам на порядок ниже способа прототипа, а базовая установка СВО на АЭС требует почти на 1,5 порядка больших энергозатрат. При наличии тех же самых стадий очистки (механических фильтров, ультрафильтрации, коагуляции в промежуточной емкости, осмотическая обработка и ионообменных фильтров) предлагаемый способ обеспечивает, по сравнению с прототипом, повышение очистки от бета-радионуклидов в 500-5000 раз и при этом требует меньшего расхода реагентов (уменьшается расход регенератов) и использование более дешевого цемента с повышением качества отвержденных продуктов.

В настоящее время обратноосмотические аппараты, выпускаемые в промышленных масштабах могут использоваться в мобильном варианте (на шасси автомобиля), так что данный способ является промышленно применимым к полевым условиям. Кроме того, он аппаратурно проще и удобнее в обслуживании, чем прототип, и более электробезопасен, а отвержденные продукты могут безопасно захораниваться в типовые промышленные могильники радиоактивных отходов.

Источники информации:
1. Никифоров А.С.,и др. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. -М. : Энергоатомиздат, 1985, с. 54-55.

2. Соболев И.А. и др. Передвижная установка для обезвреживания маломинерализованных низкоактивных жидких отходов. Атомная энергия. 1992, т.73, вып. 6, с. 474-478.

3. Качество компаундов, образующихся при цементировании жидких радиоактивных отходов. Технические требования, РД 95-10497-93. -М.: Минатом РФ, 1993.

4. Быховская Т.А. и др. Влияние добавки глины на свойства цементных компаундов, используемых для локализации РАО. Атомная энергия. 1995, т. 79, вып. 1, с. 25 и 26.

Изобретение относится к технологии обезвреживания жидких радиоактивных отходов (ЖРО) мембранно-сорбционными методами. Способ включает предварительную очистку маломинерализованных низкоактивных жидких отходов на механических фильтрах и ультрафильтрах, подачу их затем в промежуточную емкость, из которой ЖРО направляется на обессоливание в обратноосмотический аппарат с возвратом из него концентрата (50-90% потока ЖРО) в ту же емкость, и доочистку обессоленного раствора на H⁺-катионитовых и ОH^--анионитовых фильтрах, регенерируемых Н₂SО₄ и NaOH. При этом сбросной концентрат обратного осмоса проходит реагентное умягчение, заключающееся в подщелачивании отработавшими регенератами анионитов с отделением осадков солей жесткости и гидроксидов продуктов коррозии и нейтрализации осветленных растворов перед возвратом в промежуточную емкость отработавшими регенератами катионитов. Образующиеся после окончания обработки насыщенный радиоактивный концентрат и его осадки от умягчения отверждают включением в шлакопортландцемент. Данный способ обезвреживания позволяет достигать очистки от бета-нуклидов на 4-5 порядков, а выщелачиваемость из отвержденных продуктов составляет не более 1•10^-3 г/см² сут. 1 ил.

Способ обезвреживания маломинерализованных низкоактивных жидких отходов в полевых условиях, включающий очистку на механических и ультрафильтрах, отстаивание концентратов в промежуточных емкостях, коагуляцию, умягчение и обработку на осмотических аппаратах и ионообменных фильтрах с последующим включением образующихся радиоактивных концентратов в цемент, отличающийся тем, что жидкие отходы после очистки на механических и ультрафильтрах направляют в промежуточную емкость, из которой подают на обратноосмотическую обработку с возвратом концентрата в эту же емкость и периодическим реагентным умягчением насыщенного раствора, воду после обратного осмоса доочищают на Н⁺-катионитовых и ОН^--анионитовых фильтрах, регенерируемых Н₂SО₄ и NаОН, а образующийся после окончания обработки насыщенный радиоактивный концентрат и его осадки от умягчения включают в шлакопортландцемент, причем реагентное умягчение осуществляют путем выщелачивания концентратов отработавшими регенератами анионитов с последующей после отделения осадка нейтрализацией регенератами катионитов.