СПОСОБ ОБЕЗВРЕЖИВАНИЯ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК, ЗАГРЯЗНЕННЫХ НЕФТЕПРОДУКТАМИ, ПРОДУКТАМИ КОРРОЗИИ И СИНТЕТИЧЕСКИМИ ПОВЕРХНОСТНО-АКТИВНЫМИ ВЕЩЕСТВАМИ, В ПОЛЕВЫХ УСЛОВИЯХ Российский патент 2014 года по МПК G21F9/04 

Изобретение относится к области обезвреживания жидких радиоактивных отходов (ЖРО) ядерных энергетических установок (ЯЭУ), загрязненных нефтепродуктами, продуктами коррозии и синтетическими поверхностно-активными веществами (СПАВ), мембранно-сорбционными методами.

При эксплуатации ЯЭУ образующиеся ЖРО часто имеют повышенные загрязнения по нефтепродуктам, продуктам коррозии и СПАВ, на которых сорбируются радионуклиды, причем их концентрация часто в десятки раз превышает содержание в водной фазе. [Епимахов В.Н., Четвериков В.В., Олейник М.С. и др. Дезактивация и консервация емкостей хранения жидких радиоактивных отходов // НИТИ им. А.П. Александрова: Годовой отчет о научно-производственной деятельности. 2006 год, СПб., изд. ООО «НИЦ «Моринтех», 2006, с.65-69]. При этом ЯЭУ, как правило, не имеют собственных установок спецводоочистки и поэтому часто вынуждены производить очистку ЖРО на мобильных установках в полевых условиях [Ефимов А.А., Леонтьев Г.Г., Епимахов В.Н. и др. Наукоемкие технологии НИТИ им. А.П.Александрова по обращению с радиоактивными отходами. - Научно-технический сборник «Экология и атомная энергия», 1998, спец. выпуск, с.40-44].

Известен способ очистки ЖРО в полевых условиях на передвижной установке, включающей предочистку на механических и ультрафильтрах, умягчение на натрий-катионитовых фильтрах, опреснение на электродиализаторе с отстаиванием ЖРО в исходных и промежуточных емкостях и доочистку на Н⁺-катионитовых фильтрах с последующим отверждением образующихся радиоактивных концентратов путем включения в портландцементы [Соболев И.А. Тимофеев Е.М., Пантелеев В.И. и др. Передвижная установка для обезвреживания маломинерализованных низкоактивных жидких отходов. - Атомная энергия, 1992, т.73, вып.6 с.474-478].

Недостатком этого способа является то, что при высокой загрязненности ЖРО нефтепродуктами очистка на ультрафильтрах малоэффективна и нефтепродуктами забиваются поры в ионообменных смолах Н⁺-катионитовых фильтров, выводя сорбент из строя [Пушкарев В.В., Егоров Ю.В., Хрусталев Б.Н. Осветление и дезактивация сточных вод флотацией. - М., Энергоатомиздат, 1969]

Известен способ обезвреживания ЖРО в полевых условиях на установке, включающий предочистку на механических и ультрафильтрах, умягчение и опреснение на обратноосмотических фильтрах с отстаиванием ЖРО в исходных и промежуточных емкостях, доочистку на ионообменных фильтрах и отверждение образующихся радиоактивных концентратов включением в портландцемента [Патент РФ №2144798, Бюл. №2, 2000]. По своей технологической сущности и достигаемому техническому результату этот способ наиболее близок к заявляемому и выбран в качестве прототипа.

Недостатком этого способа является то, что при высокой загрязненности ЖРО нефтепродуктами протеканию процесса ультрафильтрации начинает препятствовать гелевая поляризация [Membrane Separation Processes. Ed. P. Meares. - Amsterdam: Elsevier, 1976], что требует частых реагентных промывок ультрафильтрационных мембран. В результате, в то время как в промежуточной емкости образуется солевой радиоактивный концентрат, в емкости исходных ЖРО накапливается радиоактивный концентрат нефтепродуктов и СПАВ. При этом если солевые концентраты солесодержанием до 150 г/л при включении в портландцемент образуют прочные, безопасные при транспортировке цементные блоки, то при цементировании полученных ультрафильтрационных концентратов нефтепродукты и СПАВ (с содержанием органики более 1 г/л) снижают качество отвержденных цементных компаундов [Малашек Э., Войтех О. Развитие методов отверждения радиоактивных концентратов. - В кн.: Исследования в области обезвреживания жидких, твердых и газообразных радиоактивных отходов и дезактивации загрязненных поверхностей (Материалы IV научно-технической конференции СЭВ, Москва 22-23 декабря 1976). М.: Атомиздат, 1978, вып.II, с.5-20], [Комаров А. Г. Строительные материалы и изделия. - М.: «Высшая школа», 1971, 560 с.].

Задачей изобретения является создание способа обезвреживания жидких радиоактивных отходов ядерных энергетических установок, загрязненных нефтепродуктами, продуктами коррозии и СПАВ.

Техническим результатом изобретения является повышение надежности фиксации радионуклидов и повышение качества цементных компаундов.

Для достижения указанного технического результата в способе обезвреживания ЖРО ЯЭУ, загрязненных нефтепродуктами, продуктами коррозии и СПАВ, в полевых условиях, включающем предочистку на механических и мембранных фильтрах, опреснение на обратноосмотических фильтрах с отстаиванием ЖРО в исходной и промежуточных емкостях, доочистку на ионообменных фильтрах и отверждение образующихся радиоактивных концентратов включением в портландцемента, согласно изобретению после отстаивании ЖРО в исходной емкости производится слив верхнего слоя загрязнений вод в сборник нефтепродуктов, при проведении предочистки в качестве механических фильтров используют насыпные фильтры с модифицированными азотсодержащими углями, после отстаивания в первой промежуточной емкости ЖРО подают на мембранные фильтры, в качестве которых используют микрофильтры грубой и тонкой очистки, затем ЖРО направляют во вторую промежуточную емкость, после отстаивания во второй промежуточной емкости ЖРО направляют на обратноосмотические фильтры, концентрат которых возвращают в первую промежуточную емкость в качестве подщелачивающего реагента до его насыщения по солям, насыщенные нефтепродуктами угли извлекают из механического фильтра для замены новыми, а отработанные угли сжигают вместе с нефтепродуктами, слитыми с верхнего слоя исходной емкости в сборник нефтепродуктов, полученный зольный остаток включают в портландцемент вместе с насыщенным по солям обратноосмотическим концентратом ЖРО.

Модифицированные азотсодержащие угли (МАУ) по сравнению со стандартными активированными углями марок БАУ, АГ-3, СКТ обладают более высокой адсорбционной емкостью (в 5-7 раз выше), обеспечивают глубокую очистку вод от нефтепродуктов до 0,05 мг/кг, СПАВ до 0,1 мг/кг [ТУ 0320-001-23363781-01].

Предлагаемый способ поясняется чертежом, на котором изображена схема обезвреживания жидких радиоактивных отходов ядерных энергетических установок, загрязненных нефтепродуктами, продуктами коррозии и поверхностно-активными веществами в полевых условиях.

Технологическая схема, представленная на фиг., включает: емкость исходных ЖРО 1, сборник нефтепродуктов 2, механический фильтр, заполненный МАУ, 3, первая промежуточная емкость 4, вторая промежуточная емкость 8, насосы 5 и 9, микрофильтры грубой 6 и тонкой 7 очистки, обратноосмотический фильтр 10, ионообменный фильтр 11 и емкость очищенной воды 12.

Способ осуществляется следующим образом.

ЖРО, загрязненные нефтепродуктами, продуктами коррозии и СПАВ, после выдержки и отстаивания в емкости исходных ЖРО 1 и слива верхнего слоя загрязнений в сборник нефтепродуктов 2 направляют на предочистку самотеком на насыпной угольный фильтр 3, загруженный модифицированным азотсодержащим углем, для удаления нефтепродуктов, СПАВ и растворенных продуктов коррозии (железа и др.). Фильтрат угольного фильтра 3 направляют для отстоя в первую промежуточную емкость 4, а из нее насосом 5 на микрофильтры грубой 6 и тонкой очистки 7 для удаления взвесей продуктов коррозии. Далее фильтрат микрофильтров 6 и 7 направляют для отстаивания во вторую промежуточную емкость 8, а из нее насосом 9 на обратноосмотический фильтр 10 для удаления солей жесткости и частичного обессоливания. Умягченный фильтрат обратноосмотического фильтра 10 направляют на дальнейшее обессоливание на ионообменный фильтр 11, а концентрат возвращают в первую промежуточную емкость 4. Фильтрат ионообменного фильтра направляют в емкость очищенной воды 12 для усреднения и определения остаточной удельной активности и последующего слива. Поскольку бикарбонатные ионы попадают в обратноосмотический фильтрат (растворенная в воде CO₂ практически не задерживается мембранами, проходя беспрепятственно в фильтрат, и взаимодействуя с молекулами воды, вновь образует в нем бикарбонат-ионы), то концентрат обратноосмотического фильтра 10, поступая в первую промежуточную емкость 4, подщелачивает (как щелочными, так и щелочноземельными ионами) в ней фильтрат угольного фильтра 3 и повышает значения pH среды. Это приводит при отстаивании в емкости 4 к дополнительному выделению взвесей продуктов коррозии и солей жесткости, которые затем выводятся на микрофильтрах грубой 6 и тонкой очистки 7. Концентрат обратноосмотического фильтра 10 по мере насыщения по солям и радионуклидам периодически отбирают из первой промежуточной емкости 4 на цементирование. МАУ по мере насыщения нефтепродуктами и СПАВ, извлекаются из угольного фильтра 3 и поступают на сжигание вместе с твердыми горючими радиоактивными отходами (бумага, ветошь, обтирочные материалы, испорченная спецодежда) и нефтепродуктами, слитыми из сборника нефтепродуктов 2. Полученный при этом зольный остаток обладает водовяжущими свойствами и в количестве 20-30% от массы цемента добавляется к портландцементу при цементировании обратноосмотических концентратов.

По сравнению с известными мембранно-сорбционными способами обезвреживания ЖРО с последующим цементированием концентратов в предлагаемом способе загрязняющие ЖРО нефтепродукты не снижают качество отвержденных цементных компаундов, а, в конечном счете, улучшают его, что не следует явным образом из уровня техники. Так, добавка к портландцементу зольного остатка до 20-30% от массы цемента повышает прочность цементного камня в 1,5-2 раза. Кроме того, зольный материал способствует вязкости цементного замеса и, соответственно, снижению его пористости, то есть повышению прочности фиксации радионуклидов.

Примеры конкретного выполнения.

Пример 1. В качестве ЖРО использовали трапные воды, солесодержание которых (0,5 г/л) определялось бикарбонатами, сульфатами и хлоридами щелочных и щелочноземельных металлов (pH~7), загрязненные нефтепродуктами до 50 мг/л, СПАВ (сульфоно-лом) до 30 мг/л и взвесями продуктов коррозии и илов до 20 мг/л. Объемная Σβ-активность ЖРО достигала 2,0×10⁴ Бк/л и определялась в основном ¹³⁷Cs, ⁹⁰Sr, ⁶⁰Co.

Обезвреживание ЖРО осуществляли по описанной выше схеме. В качестве загрузки для трехступенчатого угольного насыпного фильтра использовали модифицированные азотсодержащие угли марки МАУ-2А (производства НПП «Полихим»). В микрофильтрах грубой и тонкой очистки использовали элементы волоконные марки ЭПВ и ЭГФ. В обратноосмотическом фильтре использовали рулонные обратноосмотические мембранные элементы типа ESPAI-4040. В трехступенчатом ионообменном фильтре в качестве загрузки использовали катиониты марки КУ-2 в H⁺-форме.

На угольных фильтрах и микрофильтрах выделялось не более 5% ⁹⁰Sr, до 15% ¹³⁷Cs и до 50% ⁶⁰Со. Обратноосмотические фильтры обеспечивали коэффициенты очистки от ∑β-активности в среднем около 100, т.е. на уровне обессоливания, а ионообменные фильтры - в среднем более 10³. Таким образом, обеспечивалась суммарная очистка от SR-радионуклидов ниже уровня вмешательства (УВ^вода) по НРБ-99/2009. При достижении в обратноосмотическом концентрате солесодержания до 50 г/л его отправляли на цементирование. В угольных фильтрах после сорбции на МАУ около 300 мг/г нефтепродуктов отработанные радиоактивные угли извлекали и направляли на сжигание вместе с нефтепродуктами, слитыми с поверхности исходной емкости в сборник нефтепродуктов, при этом объем отходов сокращался в несколько десятков раз. Полученный зольный остаток добавляли к портландцементу в количестве до 20-30% от массы цемента и замешивали портландцемент с обратноосмотическим концентратом при отношении, равном 1:1. Отвержденный через 28 суток цементный компаунд удовлетворял нормативным требованиям ГОСТ Р51883-2002 [Отходы радиоактивные цементированные. Общие технические требования. - М., изд. стандартов, 2002, 8 с.].

Пример 2. Отличается от примера 1 тем, что содержание в ЖРО взвесей продуктов коррозии и илов достигало 100 мг/л. В этом случае па угольных фильтрах (снаряженных МАУ-2А) и микрофильтрах выделялось до 15% ⁹⁰Sr, до 50% ¹³⁷Cs и до 90% ⁶⁰Со.

Предлагаемый способ может осуществляться на том же отечественном оборудовании, что и прототип, т.е. промышленно применим. В зависимости от вида загрязнения ЖРО для его обезвреживания может использоваться как все оборудование установки, так и только его необходимая часть.

Заявленное изобретение относится к способам обезвреживания жидких радиоактивных отходов ядерных энергетических установок, загрязненных нефтепродуктами, продуктами коррозии и синтетическими поверхностно-активными веществами, в полевых условиях. В заявленном способе предусмотрено отстаивание отходов в исходной емкости со сливом загрязнений с поверхности в сборник нефтепродуктов, предочистка на механических насыпных фильтрах с модифицированными азотсодержащими углями и микрофильтрах грубой и тонкой очистки, умягчение и опреснение на обратно-осмотическом фильтре с отстаиванием отходов в двух промежуточных емкостях. При этом фильтрат обратноосмотичесих фильтров отправляют на доочистку на ионообменных фильтрах, а концентрат возвращают в первую промежуточную емкость перед микрофильтрами в качестве подщелачивающего реагента до насыщения по солям с отверждением образующихся радиоактивных концентратов путем включения в портландцемент, причем насыщенные нефтепродуктами угли заменяют новыми, а отработанные сжигают вместе со слитыми из исходной емкости нефтепродуктами, включая зольный остаток в портландцемент вместе с концентратами отходов. Техническим результатом является повышение прочности цементного камня в 1,5-2 раза и надежности фиксации в нем радионуклидов. 1 ил.

Способ обезвреживания жидких радиоактивных отходов ядерных энергетических установок, загрязненных нефтепродуктами, продуктами коррозии и синтетическими поверхностно-активными веществами, в полевых условиях, включающий предочистку на механических и мембранных фильтрах, опреснение на обратноосмотических фильтрах с отстаиванием жидких радиоактивных отходов в исходной и промежуточных емкостях и доочистку на ионообменных фильтрах с отверждением образующихся радиоактивных концентратов включением в портландцемент, отличающийся тем, что после отстаивания отходов в исходной емкости производят слив верхнего слоя загрязнений в сборник нефтепродуктов, при проведении предочистки в качестве механических фильтров используют насыпные фильтры с модифицированными азотсодержащими углями, после отстаивания в первой промежуточной емкости жидкие радиоактивные отходы подают на мембранные фильтры, в качестве которых используют микрофильтры грубой и тонкой очистки, затем отходы направляют во вторую промежуточную емкость, после отстаивания во второй промежуточной емкости отходы направляют на обратноосмотические фильтры, концентрат которых возвращают в первую промежуточную емкость в качестве подщелачивающего реагента до его насыщения по солям, насыщенные нефтепродуктами угли извлекают из механического фильтра для замены новыми, а отработанные угли сжигают вместе с нефтепродуктами, слитыми с верхнего слоя исходной емкости в сборник нефтепродуктов, полученный зольный остаток включают в портландцемент вместе с насыщенным по солям обратноосмотическим концентратом отходов.