Способ дезактивации отработанных ионообменных смол ядерно-топливного цикла, загрязненных гематитом Российский патент 2023 года по МПК G21F9/28 

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к технологии обработки радиоактивных отходов и может быть использовано для дезактивации отработанных ионообменных смол (ОИОС).

В процессе эксплуатации установок очистки радиоактивных технологических сред атомных электростанций (АЭС) образуются отработавшие ионообменные смолы различного уровня активности. Существует несколько способов обращения с ОИОС АЭС, которые, однако, не лишены недостатков. Например, отверждение пульп отработавших ионообменных смол АЭС с использованием традиционных технологий прямого цементирования, которые широко применяются для кондиционирования ОИОС, приводит к значительному увеличению объема компаунда, подлежащего хранению и (или) захоронению. Использование для отверждения (омоноличивания) ионообменных смол полимерных связующих является достаточно дорогим процессом. А сжигание ионообменных смол приводит к образованию токсичных и коррозионно-активных продуктов в виде окислов азота и серы, в процессе сжигания ионообменных смол высока вероятность образования диоксинов. Другие известные в настоящее время технологии обращения с отработавшими смолами АЭС также обладают теми или иными недостатками, которые затрудняют их использование в практике АЭС.

Помимо этого, на эффективность переработки ОИОС сильно влияют присутствующие в них загрязнения различного характера, так при частичной коррозии стальных элементов в конденсационной воде контура АЭС происходит необратимое загрязнение ионообменных смол частицами гематита. Дезактивация ОИОС, загрязненных железооксидными отложениями, стандартными методами малоэффективна и требует специальных подходов.

Использование методов химической и электрохимической дезактивации позволяет переводить ОИОС в разряд нерадиоактивных отходов, а повторное использование дезактивирующих растворов позволяет сокращать объемы вторичных радиоактивных отходов. Одним из таких известных способов переработки ОИОС является дезактивация их раствором HNO₃ и NaNO₃ при 60-80°С [Korchagin Yu.P. et. al. Improvement of Technology for Treatment of Spent Radioactive Ion-Exchange Resins at Nuclear Power Stations // Therm. Engin. 2010. V. 57. P. 593-597]. Дезактивационный раствор после очистки от Cs-137, Co-60 и корректировки рН используют повторно, что позволяет более чем в 100 раз сократить объем вторичных отходов.

Недостатком данного метода является отсутствие экспериментов по очистке смол, загрязненных гематитом, также при этом, известно, что азотная кислота плохо растворяет железооксидные отложения.

Еще одним известным методом, предложенным в работе [Jo Y.-S. et al. Decontamination Technology for Low Activity Spent Resin From PWR’s / Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference. 2017. P. 169-170.], является разделение радиоактивного круда и ОИОС методом ультразвуковой обработки, с дальнейшим отделением железооксидных отложений из раствора магнитной сепарацией.

Однако известно, что гематит относится к наиболее трудно растворимой части железооксидных отложений, и он практически не удаляется ультразвуком, что и является главным недостатком данного метода.

Наиболее близким к заявляемому изобретению по технической сущности является дезактивация ОИОС, загрязненной железооксидными отложениями [пат. JP №6439242В2, опубл.19.12.2018], осуществляемая обработкой данной смолы растворами серной или щавелевой кислот при температуре 80 - 120 °С. С последующим осаждением радионуклидов из кислотного дезактивирующего раствора с помощью электроосаждения на катоде.

Основным недостатком известного способа является высокая концентрация используемых растворов кислот, а также высокая температура реакции, приводящая к большим затратам электроэнергии, следовательно, удорожающая процесс переработки.

Задачей изобретения является создание рентабельного и простого в осуществлении способа дезактивации отработанной ионообменной смолы, загрязненной гематитом и содержащей радионуклид Со-57, с возможностью дальнейшего концентрирования радионуклидов и иммобилизации в цементные матрицы.

Техническим результатом, на достижение которого направлено заявляемое изобретение, является упрощение способа дезактивации отработанных ионообменных смол и снижение затрат на его осуществление за счет увеличения эффективности дезактивации, снижение расходов реактивов, и, следовательно, уменьшение объемов вторичных отходов.

Указанный технический результат заявляемого изобретения достигается тем, что отработанные радиоактивные ионообменные смолы обрабатывают дезактивирующим раствором, состоящим из 1М H₂SO₄ и 0.1M FeSO₄ при температуре 50 °С, а дополнительная промывка ОИОС раствором NaNO₃ (3 моль/л) позволяет элюировать значительную часть обменного Со-57, избежав его вторичной адсорбции на ионите.

Дезактивированная ионообменная смола передается на полигон промышленных отходов, а отработанный дезактивирующий раствор в последствии может быть утилизирован путем коррекции рН в щелочную область с использованием NaOH с формированием осадка Fe(OH)₃, который одновременно соосаждает радионуклид Со-57.

Заявляемый способ позволяет повысить эффективность растворения железооксидных отложений, благодаря этому появляется возможность с использованием менее концентрированного раствора серной кислоты без внесения дополнительных органических добавок сохранять высокую эффективность дезактивации отработанных ионообменных смол.

Примеры реализации заявляемого способа представлены ниже.

Пример 1.

Дезактивацию модельной ОИОС, содержащей Со-57 и гематит, с активностью 5×10⁴ Бк/кг проводили в статических условиях при непрерывном контакте смолы с дезактивирующим раствором в колбе, размещенной в термостатируемом шейкере-бане, при температуре 50 °С. Дезактивирующий раствор состоял из раствора 1М H₂SO₄ и 0.1M FeSO₄. Соотношение объема дезактивирующего раствора и объема набухшей смолы составляло 50:1. Для снижения вторичной адсорбции Со-57 модельные ОИОС дополнительно промывали 3 М раствором NaNO₃ сразу после обработки дезактивирующим раствором, суммарный объем раствора NaNO₃ составлял 30 мл на 2 мл набухшей смолы. Для оценки эффективности дезактивации смолы через заданные промежутки времени из колбы отбирали аликвоту раствора и измеряли ее активность, после измерения, раствор возвращали в колбу. Помимо этого, измеряли убыль активности самой смолы.

Коэффициент дезактивации в статических условиях рассчитывали по уравнению:

где, A_o - исходная активность пробы смолы (Бк), A_t - активность пробы смолы после дезактивации в статических условиях (Бк).

Удельную активность Со-57 (энергия фотопика: 122 кэВ) определяли прямым радиометрическим методом на гамма-спектрометре с детектором, выполненным из NaI(Tl) размером 63x63 мм.

В результате проведенного эксперимента коэффициент дезактивации превышал 10³, что говорит о высоком уровне дезактивации ионообменной смолы, загрязненной гематитом, заявляемым способом.

Пример 2.

Дезактивацию модельных ОИОС, содержащих Со-57 и гематит, с активностью 5×10⁴ Бк/кг проводили в динамических условиях с использованием стеклянной колонки. Поддержание температуры 50 °С осуществляли с использованием нагревательного элемента и контроллера с термопарой, расположенной непосредственно внутри колонки. Подачу дезактивирующего раствора в колонку осуществляли снизу, после чего собирали с использованием коллектора фракций для последующего измерения активности. Дезактивирующий раствор состоял из раствора 1М H₂SO₄ и 0.1M FeSO₄. Скорость подачи раствора в колонку составляла 3 мл/ч при объеме смолы 2 мл. После прокачки через колонку заданного объема дезактивирующего раствора, оценивали его активность и остаточную активность смолы.

Коэффициент дезактивации в динамических условиях рассчитывали по уравнению:

где, A_o - исходная активность пробы смолы (Бк), A_v - активность пробы смолы после дезактивации в динамических условиях (Бк).

Удельную активность Со-57 (энергия фотопика: 122 кэВ) определяли прямым радиометрическим методом на гамма-спектрометре с детектором, выполненным из NaI(Tl) размером 63x63 мм.

В результате проведенного эксперимента при пропускании через колонку более 200 мл раствора коэффициент дезактивации превышал 10³, а эффективность дезактивации достигала 100%, что также подтверждает высокий уровень дезактивации ионообменной смолы, загрязненной гематитом, заявляемым способом.

Дезактивация отработанных ионообменных смол более предпочтительна в динамических условиях, так как исключается вторичная адсорбция Со-57 и отпадает необходимость дополнительной промывки раствором NaNO₃.

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к технологии обработки радиоактивных отходов, и может быть использовано для дезактивации отработанных ионообменных смол (ОИОС). Способ переработки содержащих кобальт-57 ионообменных смол, загрязненных гематитом, проводят дезактивационным раствором, состоящим из 1М H₂SO₄ и 0.1M FeSO₄ при температуре 50 °С. Изобретение позволяет упростить способ дезактивации отработанных ионообменных смол. 2 з.п. ф-лы.

1. Способ дезактивации ионообменных смол, содержащих кобальт-57 и гематит, включающий обработку отработанных радиоактивных ионообменных смол дезактивирующим раствором, отличающийся тем, что обработку радиоактивных ионообменных смол проводят дезактивирующим раствором состава 1М H₂SO_4, 0.1M FeSO₄ при температуре 50 °С.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что для снижения вторичной адсорбции кобальта-57 в следствии ионного обмена на функциональных группах смолы отработанную ионообменную смолу после обработки дезактивирующим раствором дополнительно промывают 3М раствором NaNO₃.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что для уменьшения объемов вторичных отходов из отработанного дезактивирующего раствора путем подщелачивания может быть проведено осаждение Fe(OH)₃, адсорбирующего радионуклиды кобальта-57, после чего дезактивирующий раствор может быть использован повторно.