способ очистки от радионуклидов водной технологической среды атомных производств

Классы МПК:G21F9/12 абсорбция; адсорбция; ионообмен 
Автор(ы):, , , ,
Патентообладатель(и):Закрытое акционерное общество Производственно-научная фирма "Термоксид" (RU)
Приоритеты:
подача заявки:
2009-05-19
публикация патента:

Изобретение относится к сорбционной технологии очистки от радионуклидов, прежде всего радионуклидов цезия, водной технологической среды атомных производств. Способ включает в себя фильтрацию воды через насыпную загрузку гранулированного ферроцианидсодержащего сорбента, сорбент содержит 0,2-2 мас.% гидразина, 35-48 мас.% воды и 20-35 мас.% ферроцианида никеля состав

Me(I)4-2x[NixFe(CN)6], где Ме(I) - Li+, Na+, К+, NH4 способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974 + или их смесь, х=1,2-1,8, остальное - гидроксид циркония. Композиционный сорбент имеет размер гранул 0,05-1,5 мм. Техническим результатом изобретения является увеличение коэффициента очистки и ресурсов работы сорбционной загрузки. 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.

способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974

Формула изобретения

1. Способ очистки от радионуклидов водной технологической среды атомных производств, включающий фильтрацию воды через гранулированную загрузку ферроцианидсодержащего сорбента, отличающийся тем, что используют сорбент, содержащий 0,2-2 мас.% гидразина, 35-48 мас.% воды и 20-35 мас.% ферроцианида никеля состав Me(I)4-2x [NixFe(CN)6], где Ме(I) - Li+ , Na+, K+, NH4способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974 + или их смесь, х=1,2-1,8, остальное - гидроксид циркония.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что сорбент имеет размер гранул 0,05-1,5 мм.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к сорбционной технологии очистки от радионуклидов технологических водных сред атомных производств, в частности жидких радиоактивных отходов, воды бассейнов выдержки и хранения отработавшего топлива, дебалансных вод, воды душевых и прачечных либо водного теплоносителя реакторов в аварийных ситуациях. Предположительным является использование изобретения для дезактивации от долгоживущих радионуклидов 137 Cs, 134Cs, 90Sr, 60Co, в первую очередь от радионуклидов цезия, доля которых в общей активности составляет 90% и более.

В практике очистки водных сред ядерных реакторов от радионуклидов в качестве селективных неорганических сорбентов используются цеолиты, труднорастворимые соединения многовалентных металлов, например фосфаты циркония и титана, а также ферроцианиды (гексацианоферраты) переходных металлов (Ni, Zn, Cu, Co, Cd), (Амфлет Ч. Неорганические иониты. М.: Мир, 1966. 188 с. Егоров Е.В., Макарова С.Б. Ионный обмен в радиохимии. - М.: Атомиздат, 1971, 408 с.) Наибольшей селективностью к радионуклидам цезия, особенно из засоленных растворов, обладают ферроцианиды переходных металлов. Для использования их в колоночном режиме ферроцианидные компоненты наносятся на гранулированный носитель.

Высокой радиационной стойкостью обладают композиционные ферроцианидные сорбенты на неорганическом носителе. Известен способ и устройство для очистки растворов от радионуклидов стронция и цезия (Патент РФ № 2118856, кл. G21F 9/12), в котором для селективного извлечения цезия-137 используются композиционные ферроцианидные сорбенты на неорганических носителях: НЖА, ФЕЖЕЛ, ферроцианид железа на цеолите и другие). Основной недостаток известных ферроцианидных композиционных сорбентов на неорганическом носителе связан с их неудовлетворительной химической устойчивостью в щелочных средах, особенно при pH>9, что обусловлено природой неорганической матрицы.

Наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату является способ очистки от радионуклидов цезия водных технологических сред атомных производств, включающий пропускание потока водных сред через ферроцианидсодержащий сорбент со скоростью не менее чем 1·10-4 м/с и температуре 30-90°С (Патент РФ № 2113025, кл. G21F 9/12, опубл. 10.06.1998). Для осуществления способа использовали композиционный сорбент на неорганической основе - ферроцианид никеля на алюмосиликатной матрице (сорбент марки Fenix). При очистке в динамическом режиме на ферроцианидном сорбенте щелочных боратных жидких радиоактивных отходов АЭС с ВВЭР с общим солесодержанием 312,5 г/л был достигнут ресурс 180-200 колоночных объемов, что неэффективно при переработке жидких радиоактивных растворов. Низкий ресурс работы сорбента связан с недостаточной химической стабильностью и низкими кинетическими характеристиками алюмосиликатной матрицы.

Целью изобретения являются повышение эффективности очистки и увеличение ресурса работы неорганического сорбента.

Поставленная цель достигается предложенным способом очистки от радионуклидов цезия водных технологических сред атомных производств, в соответствии с которым воду фильтруют через гранулированную загрузку ферроцианидсодержащего сорбента. В качестве композиционного сорбента используют гранулированный гидроксид циркония, содержащий 20-35 мас.% смешанного ферроцианида никеля, 0,2-2 мас.% гидразина и воду 35-48 мас.%. Гидроксид циркония, используемый в качестве носителя композиционного сорбента, совершенно не растворяется в щелочных растворах, что обеспечивает высокую химическую стабильность сорбента. Наличие в сорбенте 20-35 мас.% селективного к цезию смешанного ферроцианида никеля, который обладает наибольшей химической устойчивостью в щелочных средах по сравнению с другими ферроцианидами переходных металлов (Mn 2+, Fe2+, Co2+, Ni2+, Cu2+, Cd2+, Zn2+), позволяет получать высокие ресурсы работы сорбционной загрузки. Добиться содержания активного компонента в сорбенте выше 35 мас.% не удается с использованием золь-гель метода его получения (Патент RU № 2113024, кл. G21F 9/12, опубл. БИ № 16, 10.06.1998).

Жидкие радиоактивные отходы являются засоленными растворами, в которых диффузионная подвижность радионуклидов цезия понижена. Для улучшения кинетических характеристик и, следовательно, повышения степени очистки увеличивают размер пор носителя, в данном случае влажность (содержание воды), которую выбирают в пределах 35-48 мас.%. Это обеспечивает в динамическом режиме высокие коэффициенты очистки от радионуклидов цезия. Увеличение влажности более 48% нерационально, т.к. существенно снижается механическая прочность сорбента. Уменьшение влажности менее 35 мас.% ухудшает кинетические характеристики материала. Кроме того, жидкие радиоактивные отходы содержат растворенный кислород и другие окислители, которые способны окислять ферроцианид в феррицианид в соответствии с уравнением:

[Fe(CN)6 ]4-+e-способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974 [Fe(CN)6]3-

Смешанный феррицианид никеля Me(I)4-2x[NixFe(CN) 6] обладает гораздо меньшей химической устойчивостью и селективностью к радионуклидам цезия. Для предотвращения окисления и увеличения ресурса работы и эффективности очистки в состав сорбента вводят 0,2-2,0 мас.% гидразина. Гидразин является эффективным восстановителем и, в первую очередь, вступает в химическую реакцию с окислителями, поступающими с раствором на фильтр с сорбентом. Например, с кислородом гидразин взаимодействует в соответствии с уравнением:

N2H4+O 2=N2+2H2O

Гидразин активно взаимодействует с озоном, перекисью водорода и другими окислителями. Таким образом, гидразин препятствует окислению ферроцианида в феррицианид и тем самым способствует увеличению эффективности очистки и повышению ресурса работы сорбента.

Верхний предел содержания гидразина в сорбенте обусловлен максимальной сорбционной способностью гидразина на ферроцианиде никеля, а нижний - недостаточной эффективностью при содержании гидразина менее 0,2 мас.%.

Композиционный сорбент имеет размер гранул 0,05-1,5 мм, что является оптимальным для использования его в динамическом режиме в насыпных и намывных слоях (фильтрах). Активный компонент, смешанный ферроцианид никеля, имеет состав:

Me(I)4-2x[Nix Fe(CN)6],

где Me(I) - Li+ , Na+, K+, NH4способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974 + или их смесь,

x=1,2-1,8.

Водные среды перед пропусканием через ферроцианидсодержащий сорбент могут быть подвергнуты окислению, например, озоном для разрушения органических комплексных соединений; очистки от твердых частиц и взвесей с помощью, например, ультрафильтрации, а также очистки от нефтепродуктов. Очистку водных сред от радионуклидов цезия можно также осуществлять на, по меньшей мере, двух последовательно или параллельно соединенных фильтрах.

Пример 1. Наиболее оптимальный вариант осуществления способа очистки. Гранулированный ферроцианидсодержащий сорбент - ферроцианид никеля на гидроксиде циркония определенной влажности получали с использованием золь-гель метода (Патент RU № 2113024, кл. G21F /12, опубл. БИ № 16, 10.06.1998). Затем гранулы обрабатывали раствором гидразина заданной концентрации. При обработке гранул сорбента раствором гидразина происходит адсорбция гидразина преимущественно на ферроцианиде никеля. После установления равновесия раствор отделяли от сорбента и в растворе определяли равновесную концентрацию гидразина объемным пермангонатометрическим методом. Содержание гидразина в сорбенте (S) (мас.%) определяли по формуле

способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974

где Со, Cp - исходная и равновесная концентрация гидразина; V - объем раствора, m - масса сорбента.

Полученный по описанной методике сорбент марки «Термоксид-35» имел следующие характеристики:

1. Химический состав, мас.%:

- гидроксид циркония 30
- ферроцианид никеля, Me1,6(I)[Ni1,2(CN)6] 27
- гидразин, N2H4 1,1
- вода 41,9
- солевая форма ферроцианида никеля смешанная
способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974 (Na+ , NH4+)

2. Размер гранул сферической формы, мм, 0,4-1,0.

3. Коэффициент распределения цезия из имитатного более 105

боратного раствора с солесодержанием 300 г/л и pH=11,5.

Сорбент загружали в колонку, через которую в направлении сверху вниз с объемной скоростью 3 колоночных объема в час (ч-1) пропускали предварительно окисленные озоном борсодержащие жидкие радиоактивные отходы АЭС с ВВЭР с общим солесодержанием 450 г/л, концентрацией B2 O3 56,5 г/л и pH 10,8. Исходная активность раствора по 137Cs составляла 5·107 Бк/л. Периодически в фильтрате определяли активность 137Cs. При пропускании 940 колоночных объемов активность 137Cs в фильтрате была ниже уровня вмешательства, т.е. менее 110 Бк/л. С дальнейшим увеличением количества пропущенных колоночных объемов наступал проскок радионуклидов цезия, и активность фильтрата превышала уровень вмешательства. Таким образом, ресурс работы сорбента составил 940 колоночных объемов, при этом коэффициент очистки в этот период был более 4,5·105. В прототипе (Патент РФ № 2113025, кл. G21F 9/12, опубл. 10.06.1998) в аналогичных условиях проведения эксперимента с использованием сорбента марки Fenix максимальный ресурс составил 200 колоночных объемов. Использование предложенного метода позволяет увеличить ресурс работы загрузки более чем в 4 раза.

Примеры 2-6. На ферроцианидсодержащем сорбенте - смешанном ферроцианиде никеля на гидроксиде циркония, были получены кинетические кривые сорбции радионуклида 137 Cs в зависимости от влажности сорбента. Были синтезированы, как в примере 1, образцы композиционного сорбента с влажностью 19, 36, 39, 45 и 48 мас.%. Кинетические кривые снимали из имитатного раствора жидких радиоактивных отходов (ЖРО) следующего химического состава:

- NaNO3 100 г/л
- KNO3100 г/л
- H 3BO3 40 г/л
- NaOH27,4 г/л
- Na2 CO310 г/л
- pH 10,9

В раствор был внесен безносительный 137Cs активностью ~105 Бк/л. Полученные результаты представлены на чертеже, где Kd - коэффициент распределения 137Cs. Коэффициент распределения рассчитывался из выражения:

способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974 ,

где Co и Сж - концентрация иона в исходном и равновесном растворе соответственно; С т - концентрация иона в сорбенте; V - объем раствора; m - масса сорбента.

Как видно из представленных данных (см. чертеж), кинетика сорбции радионуклидов цезия из имитатного раствора ЖРО очень сильно зависит от влажности ферроционидсодержащего сорбента. Чем выше влажность композиционного сорбента, тем лучше его кинетические характеристики. Увеличение влажности более 48% нерационально, т.к. существенно снижается механическая прочность композиционного сорбента. Уменьшение влажности менее 35 мас.% ухудшает кинетические характеристики материала.

Примеры 7-10. В одинаковых условиях были проведены сравнительные испытания различных марок композиционных сорбентов на разных носителях по очистке окисленных ЖРО Калининской АЭС. Испытывались следующие сорбенты: сорбент марки Термоксид-35 (ферроцианид никеля, носитель - гидроксид циркония, состав сорбента, как в примере 1); сорбент марки HCF (производство Финляндия); сорбент марки Fenix (ферроцианид никеля, носитель - алюмосиликат); сорбент марки RCoFeCN-PAN (ферроцианид кобальта, носитель - органический полимер, производство Чехия). Исходный кубовый остаток имел следующий химический и радиохимический состав:

- pH11,4
- Общее солесодержание, г/л484
- H3BO 3, г/л70,8
- Химическое поглощение кислорода, г/л 7,4
- Объемная активность раствора, Ки/л 137Cs - 5,3·10-4;
способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974 60 Со - 7,0·10-6

Кубовые остатки предварительно окисляли перманганатом калия, что позволило снизить объемную активность 60 Co до значения 5,4·10-8 Ки/л. Испытания проводились в динамических условиях с объемной скоростью 2,5 ч-1 . Сравнивались следующие характеристики сорбентов: коэффициент очистки 137Cs при одинаковых условиях фильтрации и ресурс работы (количество пропущенных колоночных объемов, к.о.). Полученные результаты представлены в таблице.

Таблица
Результаты сорбции 137Cs различными композиционными сорбентами
Термоксид-35 HCF Fenix KCoFeCN-PAN
Пропущ. объем, к.о. Коэффициент очистки Пропущ. объем, к.о. Коэффициент очистки Пропущ. объем, к.о. Коэффициент очистки Пропущ. объем, к.о. Коэффициент очистки
254,0·10 547 1,5·104 128,7·10 410 1,1·104
681,9·10 462 1,2·104 566,8·10 350 1,0·103
1129,3·10 5101 6,5·103 73 5,2·103 70310
129 6,7·104 1183,0·10 3116 9,3·104 114 277
171 1,0·105 165 1,9·103 1346,2·10 3130 325
1981,4·10 5183 1,9·103 175 8,7·103 способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974 способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974
2339,9·10 4227 1,3·103 188 7,2·103 способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974 способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974
2492,2·10 5242 1,2·103 199 1,0·104 способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974 способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974
2898,6·10 4256 1,1·103 245 5,9·103 способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974 способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974
3015,0·10 4297 542 2784,1·10 3способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974 способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974
3431,0·10 5315 619 2952,7·10 3способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974 способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974
3718,6·10 4371 520 339591 способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974 способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974
3861,8·10 5способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974 способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974 356 371способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974 способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974
4281,5·10 5способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974 способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974 способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974 способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974 способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974 способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974
4445,8·10 5способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974 способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974 способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974 способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974 способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974 способ очистки от радионуклидов водной технологической среды   атомных производств, патент № 2399974

Наилучшие характеристики имеет ферроцианидсодержащий сорбент - смешанный ферроцианид никеля на гидроксиде циркония (сорбент марки Термоксид-35), у которого коэффициент очистки на два порядка выше и значительно больше ресурс работы, который к окончанию эксперимента был далеко не исчерпан. Эксперимент был прекращен по требованию радиационной безопасности.

Класс G21F9/12 абсорбция; адсорбция; ионообмен 

способ извлечения радионуклидов из водных растворов -  патент 2524497 (27.07.2014)
способ извлечения радионуклидов цезия из водных растворов -  патент 2523823 (27.07.2014)
способ получения сорбента на основе микросфер зол-уноса для очистки жидких радиоактивных отходов (варианты) -  патент 2501603 (20.12.2013)
способ контроля содержания урана в технологических средах ядерных энергетических установок -  патент 2499310 (20.11.2013)
сорбент для удаления радионуклидов из воды -  патент 2499309 (20.11.2013)
способ дезактивации жидких радиоактивных отходов от одного или нескольких радиоактивных химических элементов путем отделения твердой фазы от жидкой с использованием контура рециркуляции -  патент 2498431 (10.11.2013)
способ извлечения радионуклида 60co из жидких радиоактивных отходов аэс -  патент 2497213 (27.10.2013)
материал, включающий полиазациклоалканы, привитые на полипропиленовое волокно, способ его получения и способ удаления катионов металлов из жидкости -  патент 2470951 (27.12.2012)
способ определения удельной активности радионуклидов в низкоактивных и сбросных минерализованных водах -  патент 2446492 (27.03.2012)
способ дезактивации отработавшей ионообменной смолы -  патент 2440631 (20.01.2012)
Наверх