СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ СБРОСНЫХ РАДИОАКТИВНЫХ РАСТВОРОВ, СОДЕРЖАЩИХ НИТРАТ АММОНИЯ Российский патент 2002 года по МПК G21F9/08 

Изобретение относится к технологии переработки жидких радиоактивных отходов, образующихся на предприятиях атомной промышленности, более конкретно к способам переработки сбросных радиоактивных растворов, содержащих нитрат аммония, образующихся в процессе получения диоксида урана на радиохимических заводах.

Известен способ [1] обработки растворов, содержащих нитрат аммония, согласно которому растворы, содержащие нитрат аммония, небольшое количество ионов тяжелых металлов - урана, плутония, подвергают противоточному электролизу, разделяя ионы аммония и ионы NО₃. Недостатками известного способа являются непригодность его использования при больших объемах сбросных растворов, неизбежность образования вторичных отходов в виде отработанных электродов, анионитовых и катионитовых мембран.

Существует способ [2] переработки растворов, содержащих нитрат аммония, который заключается в том, что растворы удаляются распылением из сопл в зону распада печи, нагреваемой до температуры распада нитрата аммония. Продукты распада конденсируют до жидкой и газообразной фаз. К недостаткам этого способа относится выход из строя разбрызгивающих сопл за счет зарастания и забивки обезвоженными солями в процессе переработки концентрированных по нитрату аммония растворов, кроме того, существующий способ предполагает наличие значительной системы газоочистки.

Другой способ [3, 4] включает сбор и отведение растворов, содержащих нитрат аммония на специально отведенные шламовые поля или пруды. После испарения воды из сбросных растворов шламовые поля или пруды засыпают двухметровым слоем глины, а затем землей. Недостатками способа являются значительное отчуждение земель из природопользования, антропогенное воздействие на биосферу.

Наиболее близким по технической сути к изобретению является способ [5] переработки и регенерации промывных вод, содержащих аммоний, соли тяжелых металлов, нитрат аммония и органические вещества, путем выпаривания промывных вод до концентрации нитрата аммония, равной 900 г/л в кубовом растворе. Получающиеся пары, содержащие СО₂, промывают до их конденсации горячим 20-35%-ным раствором гидроокиси натрия, имеющим температуру 95-115^oС. Недостатком способа является то, что в процессе выпаривания промывных вод не происходит переработки нитрата аммония, а достигается только его концентрирование.

Технической задачей изобретения является утилизация сбросных радиоактивных растворов, образующихся в процессе получения диоксида урана, содержащих в своем составе нитрат аммония, гидроксид аммония, соли тяжелых металлов, с целью извлечения гидроксида аммония и нитрата натрия, а также для обеспечения безопасности окружающей среды.

Поставленная задача достигается тем, что в сбросные радиоактивные растворы вводят гидроксид натрия, полученную смесь упаривают при температуре 90-110^oС, получаемую паровую фазу, содержащую аммиак, гидроксид аммония, конденсируют любым известным способом, например, с помощью ректификационной колонны, а образующийся при этом нитрат натрия концентрируется в кубовом растворе.

Пример 1 (прототип). Перерабатывается раствор следующего состава: NH₄NO₃ - 6,0 г/л; NH₄HCO₃ - 3,0 г/л; U - 0,02 г/л; ТБФ - 0,01 мг/л; объемная активность - 0,0001 Ки/л; рН 7,0.

Опыты проводились следующим образом. Раствор непрерывно упаривали при температуре 90-100^oС и постоянном уровне кубового раствора, равного 100 см³. Паровая фаза, содержащая СО₂, промывалась 20-35%-ным раствором гидроксида натрия, нагретым до 100^oС. Промытый конденсат собирался в емкость и анализировался на содержание аммиака после накопления его в объеме 100 см³.

Примеры 2-4 иллюстрируют заявляемый способ.

Пример 2. Раствор состава: NH₄NO₃ - 30,0 г/л; NH₄OH - 5,0 г/л; U - 0,04 г/л; Pu - 0,002 г/л; объемная активность - 0,0001 Ки/л; рН 7,0 смешивается с концентрированным раствором гидроксида натрия из расчета содержания гидроксида натрия в смеси растворов 1,0 моль на 1,0 моль нитрата аммония. Подготовленная смесь упаривается аналогично примеру 1, с тем отличием, что паровая фаза, содержащая NН₃, NH₄OH, не промывается нагретым до 95-115^oС 20-35%-ным раствором NaOH, а конденсируется в ректификационной колонне с отводом ректификата в емкость. Получаемый в процессе упаривания смеси растворов NaNO₃ концентрируется в кубовом растворе.

Пример 3. Раствор состава: NH₄NО₃ - 100,0 г/л; NH₄OH - 20,0 г/л; U - 0,1 г/л; Pu - 0,0004 г/л; объемная активность - 0,0005 Ки/л; рН 9,5 предварительно концентрируют упариванием с одновременной отгонкой и конденсацией NH₄OH, до концентрации NH₄NO₃ в кубовом растворе, равной 500,0 г/л, а затем в упаренный раствор вводится гидроксид натрия в виде концентрированного раствора из расчета его содержания в смеси 1,2 моль на 1,0 моль NH₄NO₃.

Пример 4. Раствор состава, приведенного в примере 2, смешивается с жидкими радиоактивными отходами, содержащими гидроксид натрия следующего состава: NaOH - 240,0 г/л; U - 0,1 г/л; Pu - 0,0002 г/л; Cs-137 - 0,02 мг/л; Cs-134 - 0,04 мг/л; Fe - 0,25 г/л; Gr - 6,0 г/л; Мn - 0,01 г/л; Al - 15,0 г/л; объемная активность 5,55 ТБк/л (15,0 Ки/л). Смешивание производится из расчета содержания гидроксида натрия 1,2 моль на 1,0 моль нитрата аммония в смеси растворов. Подготовленная смесь упаривается аналогично примеру 2.

Результаты, полученные в примерах 1-4, приведены в таблице, а на фиг.1, 2 показано графическое пояснение заявляемого способа. Температурный режим переработки сбросных радиоактивных растворов определяется давлением, создаваемым в выпарном аппарате, и концентрацией NaNO₃ в кубовом растворе.

Преимущество предлагаемого способа по сравнению с прототипом состоит в том, что предлагаемый способ переработки сбросных растворов, содержащих нитрат аммония, позволяет полностью утилизировать данные растворы и содержащийся в них нитрат аммония. В процессе утилизации из сбросных растворов извлекается гидроксид аммония, который повторно используется при получении диоксида урана, а также нитрат натрия, являющийся ценным компонентом в процессе остекловывания высокоактивных жидких отходов.

Источники информации
1. Заявка Франции 2435109, кл. G 21 F 9/06, C 01 C 1/02; C 01 G 43/00, 56/00; C 25 B 01, 1980.

2. Заявка Великобритании 2011152, кл. G 21 F 9/08, 1979.

3. Н.С. Бабаев и др. Ядерная энергетика, человек и окружающая среда. М., Энергоиздат, 1981, с.236-237.

4. Ф. З. Ширяев и др. Охрана окружающей среды на предприятиях атомной промышленности. М., Энергоиздат, 1982, с.16-17.

5. Патент США 4209399, кл. G 21 F 9/08, 1980.

Сущность изобретения: в сбросные радиоактивные растворы вводят концентрированный раствор гидроксида натрия в количестве от 1,0 до 1,2 моль на 1,0 моль нитрата аммония или жидкие радиоактивные отходы, содержащие гидроксид натрия. Полученную смесь упаривают при температуре 90-110^oС, затем паровую фазу промывают и осуществляют ее конденсацию. Получаемый в процессе упаривания смеси растворов нитрат натрия концентрируется в кубовом растворе. Преимущество способа заключается в том, что он позволяет полностью утилизировать сбросные растворы и содержащийся в них нитрат аммония. 1 з.п. ф-лы, 1 табл., 2 ил.

1. Способ переработки сбросных радиоактивных растворов, содержащих нитрат аммония, включающий упаривание, промывку и конденсацию паров, концентрирование нитрата аммония, отличающийся тем, что в исходные растворы вводят гидроксид натрия, например, в виде концентрированного раствора в количестве от 1,0 до 1,2 моль на 1,0 моль нитрата аммония. 2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве концентрированного раствора гидроксида натрия используют жидкие радиоактивные отходы, содержащие гидроксид натрия.