способ обращения с теплоносителями и техническими растворами ядерных энергетических установок научных центров

Формула изобретения

Способ обращения с теплоносителями и техническими растворами ядерных энергетических установок научных центров, включающий удаление из них макрокомпонентов - солей щелочных и щелочноземельных металлов и микрокомпонентов - радионуклидов путем концентрирования до насыщения по солям с доочисткой раствора на ионообменных сорбентах и цементирования радиоактивных концентратов с последующим захоронением, отличающийся тем, что удаление макрокомпонентов из вод, используемых для приготовления теплоносителей и технических растворов, производят до их контакта с радионуклидами, причем воду, полученную после очистки отработанных радиоактивных растворов, используют для приготовления теплоносителей и технических растворов.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к технологии переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) методами концентрирования, сорбционной доочистки и цементирования.

При работе ядерных научных центров ЖРО формируются отработанными теплоносителями ядерных энергетических установок (ЯЭУ), приготавливаемыми на обессоленной воде, и техническими (промывочными, реагентными и др.) растворами, приготавливаемыми на минерализованной воде природных источников. ЖРО собираются в спецканализацию и затем отправляются на переработку.

Макрокомпонентный солевой состав усредненных в спецканализации ЖРО ядерных научных центров с ЯЭУ определяется в основном минеральными солями природных вод (бикарбонатами, хлоридами и сульфатами щелочных и щелочноземельных металлов), незначительно загрязненных реагентными растворами, продуктами коррозии, нефтепродуктами и поверхностно-активными веществами (ПАВ), сухой остаток которых достигает 500 мг/л. Объемная активность этих ЖРО определяется в основном микрокомпонентами - стронцием-90, цезием-137 и, как правило, не превышает 110^-5 Ku/л.

Одним из самых простых способов обращения с ЖРО ЯЭУ научных центров является их сброс в крупные природные водоемы, в частности моря и океаны, для разбавления отработанных радиоактивных растворов до санитарных норм [1]. Основным недостатком этого способа является то, что радионуклиды, разбавляемые морскими водами, затем концентрируются в иловых отложениях, водорослях, молюсках и рыбах до опасных уровней. Поэтому в России сброс ЖРО ЯЭУ в моря и океаны считается представляющим значительную экологическую опасность [2].

Известен способ обращения с усредненными ЖРО ядерных энергетических установок, включающий удаление макрокомпонентов - солей щелочных и щелочноземельных металлов и микрокомпонентов - радионуклидов: стронция-90, цезия-137 путем концентрирования (упариванием, электродиализом, обратным осмосом и др. ) до насыщения по солям (около 200 г/л) с доочисткой раствора ионообменным обессоливанием (на ионообменных смолах (ИОС), сульфоуглях, цеолитах и др.) и цементированием концентрата ЖРО с последующим направлением отвержденных продуктов на захоронение [3]. По своей технической сущности и достигаемому результату этот способ наиболее близок к заявляемому и выбран в качестве прототипа.

Основным недостатком данного способа является большой объем отвержденных отходов и их невысокая водостойкость (выщелачиваемость радионуклидов более 110^-3 г/см² сут.), а также трудность концентрирования ЖРО до насыщения по солям из-за выделения на рабочих поверхностях концентрирующих аппаратов солей жесткости, которые составляют до 40% от солевого состава ЖРО ядерных научных центров с ЯЭУ. Высокое зарастание солями жесткости требует для отмывки аппаратов проведения кислотных промывок (для выпарных аппаратов требуется ежемесячное упаривание в азотнокислой среде (pH не более 3) в течение суток).

Задача, решаемая данным изобретением, заключается в уменьшении объема захораниваемых отвержденных отходов, повышении их водостойкости и снижении зарастания рабочих поверхностей аппаратов (греющих поверхностей, ионообменных мембран, обратноосмотических мембран и др.) при концентрировании ЖРО.

Сущность изобретения заключается в том, что в способе обращения с теплоносителями и техническими растворами ЯЭУ научных центров, включающем удаление из них макрокомпонентов - солей щелочных и щелочноземельных металлов и микрокомпонентов - радионуклидов путем концентрирования их до насыщения по солям с доочисткой раствора на ионообменных сорбентах и цементированием радиоактивных концентратов с последующим захоронением, удаление макрокомпонентов из вод, используемых для приготовления теплоносителей и технических растворов производят до их контакта с радионуклидами, причем воду, полученную после очистки отработанных радиоактивных растворов, используют для приготовления теплоносителей и технических растворов.

Способ осуществляется следующим образом. При эксплуатации ЯЭУ научных центров воду, используемую для приготовления не только теплоносителей, но и всех технических (промывных, реагентных и др.) растворов, предварительно обессоливают, удаляя большую часть макрокомпонентов. При этом в процессе загрязнения этих вод радионуклидами образующиеся ЖРО имеют низкую минерализацию (не более 50 мг/л), причем соли жесткости практически отсутствуют, а объемная активность в основном не превышает 110^-5 Ku/л.

ЖРО концентрируют (упариванием, электродиализом, обратным осмосом и др.) до насыщения по солям и доочищают раствор ионообменным обессоливанием на сорбентах (ИОС, сульфоугле, цеолитах и др.) до санитарных норм по удельной активности. Радиоактивное накипеобразование или зарастание мембран в отсутствии солей жесткости практически исключается, что значительно повышает эффективность работы выпарных и мембранных аппаратов, а также ионообменных фильтров. При этом обессоленную воду, получаемую при очистке ЖРО, используют для приготовления теплоносителей и технических растворов ЯЭУ научных центров.

Кубовый концентрат ЖРО с солесодержанием около 200 г/л цементируют с водоцементным отношением около 0,7 (объем отходов при отверждении увеличивается в среднем в 1,5 раза) с получением прочных (не менее 5 МПа) цементных компаундов (удельной активностью не более 110^-3 Ku/г по - и -нуклидам) с выщелачиваемостью радионуклидов не более 110^-3 г/см²сут, что обеспечивает их безопасное захоронение в бетонные могильники [4].

В целом объем отходов после переработки ЖРО уменьшается в 2500 и более раз в зависимости от исходного солесодержания и химического состава ЖРО. В то же время концентраты солей, получаемые при предварительном обессоливании вод до их контакта с радионуклидами к ЖРО, не относятся и не подлежат отверждению и захоронению

По сравнению с известными способами обращения с ЖРО ядерных научных центров, включающими их концентрирование и доочистку раствора ионообменным обессоливанием на сорбентах, с цементированием концентратов ЖРО предлагаемый способ с предварительным удалением макрокомпонентов из вод, используемых для приготовления теплоносителей и технических растворов ЯЭУ ядерных научных центров обеспечивает не только снижение зарастания рабочих поверхностей аппаратов при концентрировании ЖРО и уменьшение объема захораниваемых отвержденных отходов в 10 раз, но и повышение их водостойкости, что не следует явным образом из уровня техники, т.е. соответствует критерию изобретательского уровня.

Примеры конкретного исполнения

Пример 1. (Прототип). Для приготовления теплоносителей и технических растворов ЯЭУ научных центров использовали маломинерализованную воду с солесодержанием менее 50 мкг/л, природную пресную воду с солесодержанием до 300 мг/л, а также солоноватую морскую воду Финского залива с солесодержанием 5 г/л. Протечки и сливы этих вод попадали в спецканализацию. Усредненные ЖРО имели солесодержание 500 мг/л. ЖРО содержали 200 мг/л гидрокарбонатов, 150 мг/л хлоридов, 80 мг/л сульфатов, 5 мг/л нитратов, 3 мг/л фосфатов, 1 мг/л оксалатов, 60 мг/л кальция, 60 мг/л натрия, 40 мг/л калия, 20 мг/л железа и марганца, 15 мг/л магния, 10 мг/л аммония, 4 мг/л нефтепродуктов и 1 мг/л ПАВ. Объемная активность составляла 610^-6 Ku/л по цезию-137, 2,510^-6 Ku/л по стронцию-90 и 1,510^-6 Ku/л по кобальту-60. ЖРО концентрировали до 200 г/л методом упаривания (кратность упаривания около 400), а накипь с греющих поверхностей выпарного аппарата отмывали упариванием раствора HNO₃ при pH 3 с присоединением отработавшего отмывочного раствора к концентрату ЖРО. Конденсат доочищали на ИОС до объемной активности менее 110^-9 Ku/л. Кубовый концентрат ЖРО включали в портландцемент с водоцементным отношением 0,7 и увеличением объема отходов в 1,5 раза. Прочность цементного компаунда более 10 МПа, удельная активность 1,6510^-6 Ku/кг, выщелачиваемость радиоцезия на 90 сутки 410^-3 г/см²сут. Суммарное снижение объема отходов после переработки ЖРО составляло 250 раз.

Пример 2. При предварительном удалении из вод, используемых для приготовления технических растворов ядерных научных центров макрокомпонентов - солей щелочных и щелочноземельных металлов до солесодержания 50 мг/л. При этом использование обессоленных растворов и в качестве охлаждающих снижало минерализацию теплоносителей, загрязняемых протечками охлаждающих растворов. ЖРО содержали 9 мг/л хлоридов, 5 мг/л сульфатов, 5 мг/л нитратов, 3 мг/л фосфатов, 1 мг/л оксалатов, 9 мг/л натрия, 4 мг/л калия, 1 мг/л железа и марганца, 10 мг/л аммония, 2 мг/л нефтепродуктов и 1 мг/л ПАВ. Объемная активность составляла 610^-6 Ku/л по цезию-137, 2,510^-6 Ku/л по стронцию-90 и 1,510^-6 Ku/л по кобальту-60. ЖРО упаривали до 200 г/л (кратность упаривания около 4000) при этом накипи практически не образовывалось, в растворе была только взвесь гидроксидов железа и марганца. Конденсат доочищали на ИОС до удельной активности 110^-9 Ku/л. Кубовый концентрат ЖРО включали в портландцемент с водоцементным отношением 0,7 и увеличением объема отходов в 1,5 раза. Прочность цементного компаунда более 10 МПа, удельная активность 1,6510^-5 Ku/кг, выщелачиваемость радиоцезия на 90 сутки 810^-4 г/см²сут. Суммарное снижение объема отходов после переработки ЖРО составляло 2500 раз.

Предлагаемый способ облегчает эксплуатацию как аппаратов концентрирования, так и емкостей временного хранения и системы арматуры транспортирования ЖРО, так как предотвращает выделение в осадок слеживаемых и прикипаемых солей жесткости. Соответственно снижается и объем работ по промывке и дезактивации оборудования. В то же время предварительное выделение макрокомпонентов из вод, используемых для приготовления технических растворов, не требует доведения концентратов до насыщения по солям, что позволяет избегать выделения солей жесткости. Объем захораниваемых отходов по сравнению с прототипом снижается в 10 раз, а водостойкость отвержденных продуктов повышается до требуемых норм без введения специальных сорбционных добавок. Предлагаемый способ по сравнению с прототипом снижает выход радионуклидов из отвержденных продуктов в окружающую среду в 5 раз, тогда как по аналогу, предусматривающему сброс отработанных радиоактивных растворов в моря и океаны, этот выход составляет практически 100%.

Данный способ может осуществляться на действующем оборудовании переработки ЖРО без каких-либо технических изменений, т.е. является промышленно применимым. Использование обессоленных вод для приготовления технических растворов позволит снизить затраты на захоронение отвержденных отходов в 10 раз за счет уменьшения их объемов. Это оправдывает дополнительные затраты на повышенный расход обессоленной воды, тем более, что большая часть ее возвращается в эксплуатацию при переработке ЖРО. При использовании обессоленной воды повышается как надежность и ресурс работы оборудования ядерных энергетических установок, так и экологическая безопасность отвержденных радиоактивных отходов.

Источники информации.

1. Атомная техника за рубежом, 1964, N 8, с. 28.

2. Вдовенко В. М. и др. Доклад N 457 (СССР), представленный на IV международную конференцию по мирному использованию атомной энергии. Женева, 1971 г.

3. Никифоров А.С. и др. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. - М., Энергоатомиздат, 1985 г. с. 46-60.

4. Качество компаундов, образующихся при цементировании ЖРО низкого и среднего уровней активности. Технические требования. - Руководящий документ РД 9510497-93. - М., Минатом РФ, 1993 г.