способ обезвреживания жидких радиоактивных отходов

Формула изобретения

1. Способ обезвреживания жидких радиоактивных отходов, включающий ультрафильтрацию обрабатываемого раствора с радиационной обработкой полученного концентрата источником гамма-излучения, отличающийся тем, что перед радиационной обработкой в раствор вводят пероксид водорода в количестве, обеспечивающем соотношение ПАВ: H₂O₂=1:0,3-0,4, в процессе радиационной обработки дополнительно вводят пероксид водорода 2 - 3 равными долями через каждые 100 кГр с тем, чтобы обеспечить конечное соотношение ПАВ: H₂O₂=1:1,2, а после радиационной обработки концентрат упаривают с получением кубового остатка, который направляют на дальнейшее отвержение, и конденсата, который смешивают с очищенным после ультрафильтрации моющим раствором, пригодным для повторного использования.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в случае присутствия в обрабатываемом растворе радионуклида цезия, перед ультрафильтрацией в раствор предварительно вносится добавка ферроцианида никеля или меди.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к обезвреживанию жидких радиоактивных отходов (ЖРО), содержащих поверхностно-активные (ПАВ) и неорганические моющие вещества, и может быть использовано преимущественно в атомной энергетике и на радиохимических производствах, где в спецпрачечных образуется большое количество жидких отходов этой группы, содержащих ПАВ, неорганические моющие вещества и широкий спектр радиоактивных загрязнений. Изобретение может быть использовано для регенерации моющих растворов спецпрачечных радиохимических производств и АЭС для их повторного использования и надежной локализации концентратов, содержащих органические и неорганические загрязнители, и радионуклиды.

Известны способы обезвреживания ЖРО путем выделения радионуклидов осаждением и соосаждением малорастворимых соединений, сорбцией на ионообменных материалах, электродиализом, упаркой. Однако эти методы неэффективны для переработки растворов с большим количеством ПАВ. Электродиализ, сорбция на ионитах и неорганических сорбентах может обеспечить очистку только от ионных форм радионуклидов, осаждение и соосаждение в растворах с высоким содержанием ПАВ приводит к трудности отделения осадков [см. Л.А.Кульский и др. "Вода в атомной энергетике. ", стр. 230]. Упарка растворов с высоким содержанием ПАВ не только энергозатратна [см. А.С.Никифоров и др. "Обезвреживание жидких радиоактивных отходов.", стр. 42], но и малоэффективна вследствие пеноуноса (коэффициенты очистки снижаются в 100 и более раз), а пеногасители при высокой температуре быстро теряют свои свойства [см. H.W.Godbee, A.H.Kibbeey "Application of evaporation to the treatment of liquid in the nuclear industry." - Nuclear Safety, 1975, vol. 16, N 4, pp.458-469].

Наиболее близким к предлагаемому способу является способ очистки отработанного моющего раствора спецпрачечной ультрафильтрацией с предварительным связыванием радионуклидов ферроцианидом меди и полиакрилфосфоновой кислотой [см. В.А.Кичик и др. "Метод комплексной переработки жидких отходов спецпрачечных АЭС ультрафильтрацией."- Атомная энергия, т.63, вып.3, сентябрь 1987, стр.181-184]. В результате переработки получали очищенный от радионуклидов и взвешенных веществ регенерированный моющий раствор, который после добавки недостающего количества ПАВ использовали повторно. Образующийся концентрат объемом 0,5-0,7% от исходного объема с концентрацией взвешенных веществ 2-10 г/л, ПАВ до 200 г/л, удельной бета-активностью до 510⁴ Бк/л сбрасывался в спецканализацию. К недостаткам данного способа относятся: сложность промышленного применения в связи с отсутствием промышленного производства полиакрилфосфоновой кислоты, а также сложностью переработки концентрата с высоким содержанием ПАВ.

Задачей изобретения является - очистка отработанного моющего раствора от радионуклидов и взвешенных веществ с целью его повторного использования и локализация концентрата, содержащего радионуклиды и химические загрязнители.

Поставленная задача достигается описываемым способом, включающим ультрафильтрацию отработанного моющего раствора с получением очищенного раствора и концентрата, в котором локализованы загрязнения. Очищенный моющий раствор после подпитки необходимым количеством ПАВ может быть использован повторно, а концентрат с высоким содержанием ПАВ подается на радиационную обработку в присутствии пероксида водорода источником гамма-излучения. Дозировка пероксида водорода производится 3-4 равными частями через каждые 100 кГр облучения с таким расчетом, чтобы получить конечное общее соотношение ПАВ:H₂O₂ = 1: 1,2. Причем первая порция окислителя в количестве 25-30% от общего количества пероксида водорода вносится перед радиационной обработкой. В результате радиационной деструкции содержание ПАВ снижается до уровня, при котором возможно проведение упарки и дополнительное снижение объема жидких радиоактивных отходов, получающийся при этом конденсат объединяется с очищенным моющим раствором, а кубовый остаток направляется на отверждение.

Отличительной особенностью данного способа от прототипа является радиационная обработка концентрата, полученного в результате ультрафильтрации, в присутствии пероксида водорода. Дозирование пероксида проводится 3-4 равными долями с таким расчетом, чтобы обеспечить конечное общее соотношение ПАВ: H₂O₂ = 1:1,2. Первая порция окислителя (25-30% от общего требуемого количества пероксида водорода) вводится перед радиационной обработкой и обеспечивает соотношение ПАВ:H₂O₂ = 1:0,3-0,4. Далее в процессе радиационной обработки через каждые 100 кГр дополнительно дозируется пероксид водорода 2-3 равными долями. Это дает возможность интенсифицировать процесс деструкции ПАВ, осуществить упарку и дополнительно снизить объем отверждаемых отходов, а следовательно затрат на хранение(захоронение) компаунда с локализованными загрязнениями.

Описываемый способ обезвреживания жидких радиоактивных отходов реализуется следующим образом.

Отработанный моющий раствор со средним составом: ПАВ ОП-7 (ОП-10) - 1,5 г/л, тринатрийфосфат - 2,5 г/л, взвешенные вещества - до 100 мг/л, удельная альфа-активность до 10⁴ Бк/л, удельная бета-активность до 10⁴ Бк/л, удельная гамма-активность до 10⁴ Бк/л подается на ультрафильтрацию.

Для повышения коэффициента очистки от радионуклида цезия в раствор предварительно вносится добавка ферроцианида никеля (меди) в количестве 1-5 мг/л. В результате ультрафильтрации получаются два раствора: фильтрат (99%) и концентрат (1%). Состав фильтрата, мг/л: ПАВ ОП-7 (ОП-10) - 200 мг/л, тринатрийфосфат - 2,5 г/л, взвешенные вещества - отсутствуют, удельная альфа-активность ~20 Бк/л, удельная бета-активность ~100 Бк/л, удельная гамма-активность ~ 100 Бк/л позволяет использовать его повторно для стирки при условии подпитки требуемым количеством ПАВ. Концентрат с составом: ПАВ ОП-7(ОП-10) - до 130 г/л, тринатрийфосфат - 2,5 г/л, взвешенные вещества - до 10 г/л, удельная альфа-активность ~10⁶ Бк/л, удельная бета-активность ~10⁶ Бк/л, удельная гамма-активность ~10⁶ Бк/л подается на радиационную обработку источником гамма-излучения. Радиационная обработка концентрата проводится в присутствии пероксида водорода. Дозирование пероксида проводится 3-4 равными долями с таким расчетом, чтобы обеспечить конечное соотношение ПАВ:H₂O₂ = 1: 1,2. Общий расход пероксида водорода при этом составит около 150-160 г/л. Первая порция окислителя (25-30% от требуемого количества пероксида водорода) вводится перед радиационной обработкой и обеспечивает соотношение ПАВ: H₂O₂=1:0,3-0,4. Далее в процессе радиационной обработки через каждые 100 кГр дополнительно дозируется пероксид водорода 2-3 равными долями.

В результате радиационной обработки концентрация ПАВ в растворе снижается в 100-200 раз, что позволяет провести упарку концентрата с высокими коэффициентами очистки от радионуклидов без введения дополнительных реагентов (пеногасителей). Полученный со стадии упарки конденсат объединяется с очищенным моющим раствором. В результате упарки получается среднеактивный кубовый остаток объемом около 0,1% от объема исходного моющего раствора с содержанием органических и неорганических загрязнителей до 1000 г/л, который отправляется на отверждение известными методами (цементирование, битумирование, остекловывание).

Технологическая схема способа очистки приведена на чертеже.