СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ Российский патент 2017 года по МПК G21F9/00 

Описание патента на изобретение RU2631244C1

Изобретение относится к технологии обращения с жидкими радиоактивными отходами ядерного топливно-энергетического цикла и может быть использовано в процессе переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО).

Известно техническое решение по патенту RU 2066493, МПК G21F 9/08, опубликовано 10.09.1996, «СПОСОБ ОБРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ АЭС».

Способ включает их предварительное упаривание с получением конденсата и кубового остатка, озонирование кубового остатка, отделение образующегося радиоактивного шлама и концентрирование фильтрата глубоким упариванием. При этом озонирование кубового остатка осуществляют непосредственно после предварительного упаривания при рН раствора от 12 до 13,5. После отделения радиоактивного шлама фильтрат пропускают через фильтр-контейнер с селективным к цезию неорганическим сорбентом, затем отработанный фильтр-контейнер направляют на хранение или захоронение.

Также известно техническое решение по патенту RU 2226726, МПК G21F 9/08, G21F 9/12, опубликовано 20.11.2003, «СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ»

Способ включает их предварительное упаривание с получением конденсата и кубового остатка, озонирование кубового остатка, отделение образующегося радиоактивного шлама и концентрирование фильтрата глубоким упариванием. При этом озонирование кубового остатка осуществляют непосредственно после предварительного упаривания раствора. После отделения радиоактивного шлама фильтрат пропускают через фильтр-контейнер с селективным к цезию неорганическим сорбентом, затем отработанный фильтр-контейнер направляют на хранение или захоронение.

К недостаткам известных способов относится низкий коэффициент очистки солей, выделяющихся на стадии обработки кубового остатка, значительный и нерациональный расход реагентов, взаимодействующих с исходным раствором, а также с получаемыми в дальнейшем пермеатом и концентратом.

Известен способ переработки и утилизации жидких радиоактивных отходов, описанный в патенте US 8753518 В2, МПК B01D 35/00, дата публикации 17.06.2014 г.

Данный способ переработки жидких радиоактивных отходов и их утилизации включает окисление отходов, отделение от жидкой фазы шламов, коллоидов и взвешенных частиц и удаление из жидкой фазы радионуклидов для последующей утилизации с применением селективных сорбентов и фильтров.

Основные недостатки данного способа:

- очень сложная и дорогостоящая система разделения жидких и твердых компонентов. Оборудование требует тонкой регулировки и дистанционного обслуживания, так как не имеет защиты от облучения для персонала.

- образуются высокоактивные отходы переработки (шламы из фильтровальных аппаратов, отработанные сорбенты или емкости с отработанными сорбентами, фильтрэлементы). Обращение с этими отходами требует специальных дорогостоящих мер радиационной безопасности и охраны, поэтому их транспортировка, утилизация и хранение (захоронение) влечет значительные экономические затраты.

Наиболее близким к предлагаемому способу является способ переработки жидких радиоактивных отходов и их утилизации по патенту RU 2577512 от 29.12.2014, опубликованный 20.03.2016.

В указанном способе жидкие радиоактивные отходы перемешивают в емкости с порошковыми селективными сорбентами, а затем полученную суспензию фильтруют, прокачивая через по крайней мере, одну емкость, предназначенную для утилизации отходов и снабженную на выходе, по крайней мере, одним фильтрующим элементом, отделяющим от жидкой фазы нерастворимые вещества, после чего фильтрат пропускают, по крайней мере, через одну емкость, предназначенную для утилизации отходов, с гранулированными селективными сорбентами, при этом указанные емкости помещены в бетонные блоки.

Основные недостатки данного способа:

- необходимость использования отдельной специальной емкости для смешения жидких радиоактивных отходов с порошковыми сорбентами при проведении процесса селективной сорбции в статическом режиме;

- необходимость перемещать отработанные радиоактивные сорбенты из этой емкости в емкость для утилизации отходов, что требует использования дорогостоящего оборудования (насосы, запорная арматура и т.п.);

- необходимость использования гранулированных сорбентов, эффективность которых всегда ниже, чем у мелкодисперсных порошковых, вследствие менее развитой сорбционной поверхности у гранул.

Задачей заявляемого изобретения является устранение вышеуказанных недостатков.

Техническим результатом заявляемого изобретения является повышение радиационной защиты обслуживающего персонала в процессе производства, а именно: снижение дозовой нагрузки на персонал во время переработки ЖРО, упрощение технологического процесса (исключение емкости для смешения сорбентов с ЖРО, емкости с гранулированным сорбентом, уменьшение количества других аппаратов, требующих специального обслуживания, снижение количества вторичных отходов), получение в процессе переработки ЖРО конечного продукта - контейнера, представляющего собой емкость с замоноличенными отработанными сорбентами, помещенную в защитный кожух, безопасного для перемещения и хранения, не требующего при обращении с ним специальных мер радиационной безопасности.

Для достижения указанного технического результата предлагается способ переработки жидких радиоактивных отходов, включающий отделение от жидкой фазы шламов, коллоидов и взвешенных частиц и удаление из жидкой фазы радионуклидов с применением селективных сорбентов, характеризующийся тем, что в жидкие радиоактивные отходы, находящиеся в емкости, добавляют при перемешивании селективный сорбент в виде мелкодисперсного порошка, а затем жидкую фазу, очищенную от радионуклидов, фильтруют, прокачивая через фильтр-элемент, находящийся на выходе из емкости, отделяющий от жидкой фазы нерастворимые вещества. В процессе переработки ЖРО могут использоваться один или несколько селективных сорбентов. Емкости, применяемые для удаления из раствора шламов, коллоидов и взвешенных частиц, могут иметь два или более фильтрэлементов. Очищаемый от нерастворимых частиц раствор может быть пропущен через две и более соединенных последовательно емкостей, снабженных фильтрэлементами. После использования емкости, содержащие селективные сорбенты и удаленные из жидкой фазы нерастворимые вещества, заливают отверждающим материалом, в качестве которого могут использоваться цементный раствор или полимерные связующие.

Стадии закачивания ЖРО в емкость, перемешивания с сорбентом и отведения очищенного раствора перед отверждением отработанного сорбента внутри емкости могут проводиться несколько раз.

Контейнеры, внутри которых находятся емкости с отделенными и отвержденными радиоактивными шламами и отработанными сорбентами, являются конечным продуктом переработки и утилизации ЖРО. Они не требуют дальнейшего кондиционирования и могут быть сразу отправлены для захоронения. Биологическая защита контейнера изготовлена таким образом, чтобы исключить проникновение излучения за пределы контейнера и обеспечить его радиационную безопасность.

Примеры реализации способа.

1. Заявляемым способом переработали ЖРО следующего состава:

солесодержание 289 г/дм3; рН=10,9; удельная активность Cs-137 - 2,4⋅106 Бк/дм3.

В металлическую емкость объемом 600 литров, помещенную в защитный бетонный кожух, закачали 400 литров ЖРО и добавили 30 литров порошкового селективного сорбента на основе ферроцианида никеля с размером частиц от 50 до 300 мкм. После перемешивания в течение 20 минут лопастной мешалкой 300 литров очищенного от радионуклида цезия раствора откачали из емкости через вмонтированный в ее стенку фильтр-элемент и отправили на упарку. Содержание цезия в очищенном растворе составляло менее 10 Бк/дм3. В емкость снова добавили 300 литров ЖРО и повторили процедуру очистки. Всего было проведено 10 циклов очистки, суммарный объем очищенного раствора составил 3000 литров. После 10-го цикла в емкость ввели при перемешивании цементный раствор до полного заполнения объема емкости. Не удаляя мешалку, замонолитили отработанный радиоактивный сорбент.

2. Заявляемым способом переработали 700 литров ЖРО следующего состава:

солесодержание 262 г/дм3; рН=9,8; удельная активность Cs-137 - 5,6⋅105 Бк/дм3; Со-60 2,7⋅104 Бк/дм3.

В металлическую емкость, рабочим объемом 100 литров, помещенную в защитный бетонный кожух, внесли по 5 литров порошковых селективных сорбентов на основе ферроцианида никеля и сульфида меди с размером частиц от 50 до 300 мкм и 70 литров ЖРО. После 30-ти минутного перемешивания очищенный раствор откачали, 60 литров очищенного от радионуклида раствора откачали из емкости через вмонтированный в ее стенку фильтр-элемент и отправили на упарку. В емкость снова добавили 60 литров ЖРО и повторили процедуру очистки 10 раз. После 10-го цикла в емкость ввели полимерное связующее на основе полиэфирных смол. Содержание радионуклидов цезия и кобальта в очищенном растворе составляло менее 10 Бк/дм3.

Использование предлагаемого способа позволяет снизить дозовую нагрузку на персонал во время переработки ЖРО, упростить технологический процесс переработки ЖРО, получить конечный продукт переработки, безопасный для перемещения и использования, не требующий специальных мер радиационной безопасности.

Данный способ может быть использован для переработки низко- и среднеактивных жидких радиоактивных отходов на различных объектах атомной промышленности, в том числе на атомных электростанциях; для переработки растворов, образующихся при дезактивации зданий, сооружений, оборудования, транспорта и т.д.; для переработки природной воды, загрязненной радионуклидами.

Похожие патенты RU2631244C1

название год авторы номер документа
СПОСОБ ИОНОСЕЛЕКТИВНОЙ ДЕЗАКТИВАЦИИ РАДИОАКТИВНЫХ РАСТВОРОВ 2020
  • Ремез Виктор Павлович
RU2747775C1
СПОСОБ ПОСЛЕДОВАТЕЛЬНОЙ ДЕЗАКТИВАЦИИ РАДИОАКТИВНЫХ РАСТВОРОВ 2021
  • Ремез Виктор Павлович
RU2769953C1
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ И ИХ УТИЛИЗАЦИИ 2014
  • Ремез Виктор Павлович
RU2577512C1
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ 2017
  • Ремез Виктор Павлович
RU2675787C1
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ 2017
  • Ремез Виктор Павлович
RU2675251C1
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ ОТХОДОВ, СОДЕРЖАЩИХ РАДИОНУКЛИДЫ 1997
  • Дмитриев С.А.
  • Лифанов Ф.А.
  • Нечаев А.Ф.
  • Савкин А.Е.
  • Чечельницкий Г.М.
  • Чугунов А.С.
  • Шибков С.Н.
RU2122753C1
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ КУБОВОГО ОСТАТКА ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ 2006
  • Авраменко Валентин Александрович
  • Добржанский Виталий Георгиевич
  • Сергиенко Валентин Иванович
  • Шматко Сергей Иванович
RU2297055C1
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ 2002
  • Кудрявцев Б.К.
  • Корчагин Ю.П.
  • Резник А.А.
  • Дмитриев С.А.
  • Савкин А.Е.
  • Зинин А.В.
  • Хубецов С.Б.
  • Чечельницкий Г.М.
RU2226726C2
СПОСОБ ОЧИСТКИ КУБОВЫХ ОСТАТКОВ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ ОТ РАДИОАКТИВНОГО КОБАЛЬТА И ЦЕЗИЯ 2011
  • Шмаков Леонид Васильевич
  • Перегуда Владимир Иванович
  • Черемискин Владимир Иванович
  • Тишков Виктор Михайлович
  • Черемискин Сергей Владимирович
  • Чалиян Александр Григорьевич
  • Новолодский Виктор Алексеевич
RU2467419C1
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ, СОДЕРЖАЩИХ, В ТОМ ЧИСЛЕ, ИЗОТОПЫ ТРИТИЯ 2018
  • Ремез Виктор Павлович
RU2706019C1

Реферат патента 2017 года СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

Изобретение относится к технологии обращения с жидкими радиоактивными отходами ядерного топливно-энергетического цикла и может быть использовано в процессе переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Способ переработки жидких радиоактивных отходов включает отделение от жидкой фазы шламов, коллоидов и взвешенных частиц, удаление из жидкой фазы радионуклидов с применением селективных сорбентов и отверждение отработанных сорбентов и шламов. Переработку жидких радиоактивных отходов производят путем их перемешивания с селективным сорбентом в емкости с последующим отведением из емкости через фильтр-элемент раствора, очищенного от радионуклидов, шламов, коллоидов и взвешенных частиц. Емкость снабжена по крайней мере одним фильтр-элементом. Отверждение содержимого емкости осуществляют путем введения отверждающих материалов. Причем перед отверждением сорбента внутри емкости стадии закачивания ЖРО в упомянутую емкость, перемешивания с сорбентом и отведения очищенного раствора ЖРО в упомянутую емкость, перемешивания с сорбентом и отведения очищенного раствора проводятся несколько раз. Изобретение позволяет повысить радиационную защиту обслуживающего персонала в процессе производства. 6 з.п. ф-лы.

Формула изобретения RU 2 631 244 C1

1. Способ переработки жидких радиоактивных отходов, включающий отделение от жидкой фазы шламов, коллоидов и взвешенных частиц, удаление из жидкой фазы радионуклидов с применением селективных сорбентов и отверждение отработанных сорбентов и шламов, отличающийся тем, что переработку жидких радиоактивных отходов производят путем их перемешивания с селективным сорбентом в емкости, снабженной по крайней мере одним фильтр-элементом, с последующим отведением из емкости через фильтр-элемент раствора, очищенного от радионуклидов, шламов, коллоидов и взвешенных частиц, и отверждением содержимого емкости путем введения отверждающих материалов, причем перед отверждением сорбента внутри емкости стадии закачивания ЖРО в упомянутую емкость, перемешивания с сорбентом и отведения очищенного раствора ЖРО в упомянутую емкость, перемешивания с сорбентом и отведения очищенного раствора проводятся несколько раз.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что емкости, применяемые для удаления из раствора шламов, коллоидов, взвешенных частиц и радионуклидов, могут иметь два или более фильтр-элементов.

3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что перемешивание может осуществляться механической мешалкой.

4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что перемешивание может осуществляться магнитной мешалкой.

5. Способ по п. 1, отличающийся тем, что перемешивание может осуществляться ультразвуковым методом.

6. Способ по п. 1, отличающийся тем, что перемешивание может осуществляться гидродинамическим методом.

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 2017 года RU2631244C1

СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ И ИХ УТИЛИЗАЦИИ 2014
  • Ремез Виктор Павлович
RU2577512C1
СПОСОБ ИММОБИЛИЗАЦИИ РАДИОНУКЛИДОВ ИЗ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ 2014
  • Николаев Анатолий Иванович
  • Бритвин Сергей Николаевич
  • Яковенчук Виктор Нестерович
  • Марарица Валерий Федорович
  • Иванюк Григорий Юрьевич
RU2560407C1
НИКИФОРОВ А.С
и др., Обезвреживание жидких радиоактивных отходов, Москва, ЭНЕРГОАТОМИЗДАТ, 1985, с.26-38, 115-140
АППАРАТ ДЛЯ БИТУМИРОВАНИЯ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ 1975
  • Давыдов В.И.
  • Карасев В.В.
  • Германюк О.М.
SU534997A1
Магнитная мешалка 1986
  • Ясенчук Павел Демьянович
  • Ясенчук Глеб Демьянович
  • Ясенчук Олег Демьянович
SU1563745A1
УСТАНОВКА ДЛЯ УДАЛЕНИЯ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ ИЗ ЕМКОСТЕЙ ВРЕМЕННОГО ХРАНЕНИЯ 2011
  • Хубецов Сослан Борисович
  • Ведерников Александр Анатольевич
  • Свитцов Алексей Александрович
  • Королев Эдуард Алесеевич
  • Лебедев Николай Михайлович
  • Стахив Михаил Романович
RU2474897C1
БАЛЯСНИКОВ А.В
и др., Моделирование перемешивания струйным методом жидких радиоактивных отходов в цилиндрических емкостях, Известия Томского политехнического университета, 2012, Т
Прибор для подогрева воздуха отработавшими газам и двигателя 1921
  • Селезнев С.В.
SU320A1
Веникодробильный станок 1921
  • Баженов Вл.
  • Баженов(-А К.
SU53A1
US 2013153473 A1, 20.06.2013.

RU 2 631 244 C1

Авторы

Ремез Виктор Павлович

Даты

2017-09-20Публикация

2016-07-25Подача