способ утилизации радиоактивных отходов

Формула изобретения

1. Способ утилизации радиоактивных отходов, включающий контактирование исходной пробы радиоактивных отходов с агентом селективной сорбции в течение расчетного времени до максимально возможного извлечения радиоактивных компонентов, последующую иммобилизацию смеси в места производственного хранения, отличающийся тем, что в качестве агента селективной сорбции для извлечения из отходов, содержащих преимущественно долгоживущие изотопы технеция и нептуния, используют порошкообразный диоксид обедненного урана, дисперсность частиц которого не превышает 50 мкм, в виде водной суспензии с соотношением твердой фазы к жидкой фазе соответственно 2,0-2,5 г/л, процесс сорбции ведут в диапазоне температур от комнатной температуры до 95°С и нормальном давлении в аэробных или анаэробных условиях.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что перед контактированием исходной пробы радиоактивных отходов с агентом селективной сорбции определяют валентное состояние ионов сорбируемых изотопов спектрофотометрическим методом, а после контактирования раствора радиоактивных отходов с водной суспензией диоксида обедненного урана раствор фильтруют и методом жидкостной спектрометрии осуществляют контроль степени сорбции, которую вычисляют по следующей математической формуле:



где I - зарегистрированная скорость счета раствора после фильтрования (имп/мин);

I₀ - скорость счета исходного раствора (имп/мин).

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области технологий очистки водных сред от загрязнений радиоактивными отходами и их последующую иммобилизацию и может быть использовано для безопасной утилизации экологически опасных радиоактивных отходов.

Известен в качестве аналога способ переработки и утилизации радиоактивных отходов, включающий стадию предварительной механической очистки жидких сред, содержащих радиоактивные отходы, путем пропускания их через фильтры и стадию селективной очистки путем пропускания их через селективный неорганический сорбент, а затем через обратноосмотический модуль, после чего основной поток разделяют на концентрированный и обедненный потоки, и далее пропускают их через синтетические сорбенты (патент РФ № 2112289, МПК G21F 9/04, опубл. 27.05.1998 г.).

К недостаткам аналога относится многосложность, многостадийность и большая продолжительность процесса переработки жидких радиоактивных отходов, что является проблематичным для автоматизации и организации участка динамической очистки жидких сред на производствах, где происходит их быстрое накопление во времени.

В качестве наиболее близкого по технической сущности к заявляемому известен способ очистки и утилизации жидких радиоактивных отходов, включающий контактирование исходной пробы отходов с агентом селективной сорбции в течение расчетного времени до максимально возможного извлечения радиоактивных компонентов, при этом раствор, содержащий жидкие радиоактивные отходы, пропускают последовательно через ферроцианидный сорбент на инертном носителе, затем через сорбент типа «Цеолит», при этом достигаются высокая степень очистки от радионуклидов при пропускании значительных объемов пропускаемых растворов (патент РФ № 2050027, МПК G21F 9/12, опубл. 10.12.1995 г.).

К недостаткам прототипа относятся недостаточно высокие эффективность и скорость процесса извлечения радиоактивных компонентов, а также отсутствие возможности преобразования продуктов утилизации в необратимые и экологически безопасные формы.

Задачей авторов изобретения является разработка высокоэффективного и непродолжительного способа очистки и утилизации жидких радиоактивных отходов, обеспечение возможности преобразования продуктов утилизации в необратимые и экологически безопасные формы. Кроме того, диоксид обедненного урана является остаточным продуктом технологического процесса получения обогащенного по ²³⁵U ядерного топлива. В настоящее время в мире накоплено более 10⁶ тонн обедненного урана. Одним из перспективных путей использования обедненного урана является применение двуокиси обедненного урана (DUO₂) в качестве компонента радиационной защиты и естественного геологического барьера подземных хранилищ отработавшего ядерного топлива, предотвращающего утечку радиоактивных продуктов ОЯТ и локализующего долгоживущие радионуклиды.

Новый технический результат, достигаемый при использовании предлагаемого способа, заключается в повышении эффективности и скорости процесса извлечения радиоактивных компонентов, а также обеспечение возможности преобразования продуктов утилизации в необратимые и экологически безопасные формы, а также в возможности проведения процесса при повышенных температурах.

Дополнительный технический результат заключается в повышении степени сорбции и уменьшении потерь в неустойчивых соединениях ионов сорбируемых изотопов низкой валентности.

Указанные задача и новый технический результат достигаются тем, что в известном способе утилизации жидких радиоактивных отходов, включающем контактирование исходной пробы радиоактивных отходов с агентом селективной сорбции в течение расчетного времени до максимально возможного извлечения радиоактивных компонентов, последующую иммобилизацию смеси в места производственного хранения, в соответствии с предлагаемым способом, в качестве агента селективной сорбции для извлечения из отходов, содержащих преимущественно долгоживущие изотопы технеция и нептуния, используют порошкообразный диоксид обедненного урана, дисперсность частиц которого не превышает 50 мкм в виде водной суспензии с соотношением твердой фазы к жидкой фазе соответственно 2,0-2,5 г/л, процесс сорбции ведут в диапазоне температур от комнатной температуры до 95°С и нормальном давлении в аэробных или анаэробных условиях.

Кроме того, перед контактированием исходной пробы радиоактивных отходов с агентом селективной сорбции определяют валентное состояние ионов сорбируемых изотопов спектрофотометрическим методом, а после контактирования раствора радиоактивных отходов с водной суспензией диоксида обедненного урана раствор фильтруют и методом жидкостной спектрометрии осуществляют контроль степени сорбции, которую вычисляют по следующей математической формуле:

где I - зарегистрированная скорость счета раствора после фильтрования (имп/мин);

I₀ - скорость счета исходного раствора (имп/мин).

Предлагаемый способ поясняется следующим образом.

Первоначально из диоксида обедненного урана, характеризующегося дисперсностью частиц не выше 50 мкм, готовят водную суспензию с соотношением твердой фазы к жидкой соответственно 2,0-2,5 г/л.

Экспериментально было показано, что именно указанные показатели в заявленных диапазонах значений наиболее оптимальны для обеспечения максимальной эффективности извлечения радиоактивных отходов из среды жидких отходов (80-95%).

Затем приготовленный водный раствор диоксида обедненного урана контактировали с утилизируемым раствором, содержащим радиоактивные отходы, при этом возможно проведение процесса переработки в атмосфере азота, в качестве инертного газа. Процесс сорбции ведут при комнатной температуре и нормальном давлении в атмосфере инертного газа до момента установления равновесия в системе.

Учитывая, что предлагаемый способ эффективен в отношении радиоактивных долгоживущих изотопов, преимущественно технеция и нептуния, все операции были реализованы с применением указанных отходов. При этом была достигнута максимальная эффективность извлечения радиоактивных отходов из среды жидких отходов (80-95%).

Для обеспечения максимальной степени сорбции радиоактивных изотопов из среды радиоактивных отходов перед контактированием исходной пробы радиоактивных отходов проводят концентрирование исходной пробы и фильтрование ее, после чего определяют валентное состояние ионов сорбируемых изотопов спектрофотометрическим методом.

После контактирования раствора радиоактивных отходов с водной суспензией диоксида обедненного урана осуществляют контроль достигнутой степени сорбции, которую вычисляют по следующей математической формуле:

где I - зарегистрированная скорость счета раствора после фильтрования (имп/мин);

I₀ - скорость счета исходного раствора (имп/мин).

В экспериментах использовали различные соединения технеция и плутония, характеризующиеся различной валентностью в исходных соединениях, имитирующие соответствующие изотопы, но при этом предварительно их переводили в более устойчивые состояния. Так технеций (Тc) более устойчив в соединениях, где он проявляет валентность YII. Это повышает эффективность сорбции радиоактивных элементов при использовании в качестве сорбента диоксида обедненного урана. То же можно сказать и о нептунии (Np). При этом максимально снижается риск потерь того количества изотопов технеция и нептуния, ионы которых находились в менее устойчивых состояниях, вследствие чего их участие в химических и сорбционных процессах будет неопределенным.

После выдерживания контактируемых растворов до момента установления равновесия в системе, что для каждого изотопа является специфичным по времени установления такого равновесия, полученные продукты подвергались контрольным испытаниям по показателям экологической безопасности и химической стабильности по отношению к агрессивным агентам окружающей среды (кислород, атмосферные влага, температура среды хранения).

Для оценки прочности фиксации радионуклидов на поверхности DUO₂ выполнены десорбционные эксперименты с использованием дистиллированной воды. Эксперименты по десорбции Np (V) с поверхности образцов DUO₂ проводили дистиллированной водой в течение 55 суток. Нептуний не был обнаружен в десорбирующих растворах, что свидетельствует о необратимости сорбции радионуклидов на DUO₂.

Таким образом, использование всех мероприятий предлагаемого способа, его режимов и условий, позволяет достигнуть повышения эффективности и скорости процесса извлечения радиоактивных компонентов, а также обеспечить возможность преобразования продуктов утилизации в необратимые и экологически безопасные формы.

Возможность промышленной реализации предлагаемого способа подтверждается следующими примерами.

Пример 1. В лабораторных условиях предлагаемый способ был опробован при следующих условиях.

Первоначально была приготовлена суспензия диоксида обедненного урана в качестве агента селективной сорбции в деионизованной воде. Соотношение твердая фаза/раствор составляло 2,0 г/л. Предварительно в жидкую фазу вводили аликвоту нептуния различной валентности - пяти- или четырех. Общая концентрация Np (V)О₂ ⁺ была равна 4,0×10^-7 моль/л, ²³⁷Np(V) - 1,2×10^-10 моль/л (в качестве метки использовали короткоживущий ²³⁹Nр).

Эксперименты с деионизованной водой проводили в атмосфере азота при комнатной температуре. Приготовленную суспензию выдерживали при постоянном перемешивании в течение времени, необходимого для достижения равновесия в системе. Это время составило от 2-х до 4-х часов.

Для определения доли сорбированного радионуклида раствор был профильтрован через фильтр с диаметром пор 170 нм. Аликвоту фильтрата измеряли методом жидкостной сцинтилляционной спектрометрии (ЖС), для увеличения эффективности измерения использовали сцинтиллятор Optiphase.

Сорбцию (%) рассчитывали по формуле:

где I - зарегистрированная скорость счета раствора после фильтрования (имп/мин);

I₀ - скорость счета исходного раствора (имп/мин).

Пример 2. Аналогичен примеру 1, но эксперимент проводили при температуре 95°С.

Пример 3. Аналогичен примеру 1, но приготавливали раствор диоксида урана не в дистиллированной воде, а в растворе, имитирующем подземную воду хранилища Юкка Маунтин.

Пример 4. Была приготовлена суспензия DUO₂ в деионизованной воде. Соотношение твердая фаза/раствор составляло 2,5 г/л. Предварительно в жидкую фазу вводили аликвоту технеция. Концентрация технеция составляла 1×10^-10 моль/л. Эксперимент проводили как Tc(IV), так и с Тс (VII). Технеций является более устойчивым в семивалентном состоянии, поэтому для его стабилизации не использовали никакие реагенты.

Восстановление Tc(VII) Tc(IV) проводили по следующей методике: к раствору

ТсO₄ ^- в 1 моль/л НСl добавляли SnCl₂·Н ₂О в концентрации 2 г/л. Выдерживали при комнатной температуре в течение 10-15 минут. Для определения валентности Тc в полученном растворе использовали метод жидкостной экстракции, так как спектрофотометрическое определение было затруднено из-за невысоких концентраций, с которыми работали, и низким коэффициентом распределения Тc. В качестве экстрагента использовали раствор метилтриоктил-йодида при концентрации 10^-3 моль/л в толуоле, Tc(VII) переходит в органическую фазу, Tc(IV) остается в водной фазе. Эксперименты с деионизованной водой проводили в атмосфере азота. Приготовленную суспензию выдерживали в течение времени, необходимого для достижения равновесия в системе. Это время составило 4 часа.

Для определения доли сорбированного радионуклида раствор был профильтрован через фильтр с диаметром пор 170 нм. Аликвоту фильтрата измеряли методом жидкостной сцинтилляционной спектрометрии (ЖС), для увеличения эффективности измерения использовали сцинтиллятор Optiphase.

Сорбцию (%) рассчитывали по формуле:

где I - зарегистрированная скорость счета раствора после фильтрования (имп/мин);

I₀ - скорость счета исходного раствора (имп/мин).

Пример 5. Аналогичен примеру 4, но в качестве жидкой фазы использовали раствор, имитирующий подземную воду хранилища Юкка Маунтин.

Результаты экспериментов показаны в таблице.

Как это видно по результатам экспериментов, использование предлагаемого способа позволило обеспечить повышение эффективности и скорости процесса извлечения радиоактивных компонентов, а также обеспечение возможности преобразования продуктов утилизации в необратимые и экологически безопасные формы, а также возможности проведения процесса при повышенных температурах.