Новая высокоэффективная технология дезактивации радиоактивных солевых растворов и сточных вод с извлечением ценных компонентов и их возвратом в технологический цикл (стр. 2 из 4)
Рисунок 1. Принципиальная технологическая схема УИСО ЕР – емкость реагентов; ПЕ – приемная емкость; Э – эжектор; УГО – узел генерации озона; УМФ – узел микрофильтрации; ЕШ – емкость шлама; ЕФ – емкость фильтрата; ФК – фильтр-контейнер; КЕ – контрольная емкость; Н1-Н4 – насосы; ЛО – линия очистки
Проводится обратная корректировка рН раствора азотной кислотой, поступающей в приемную емкость из второй емкости реагентов ЕР, после чего раствор направляется на предварительную и микрофильтрацию в узле УМФ. Затем фильтрат КО поступает в емкости фильтрата ЕФ и далее насосом Н2 прокачивается через линию очистки ЛО – два последовательно соединенных фильтра-контейнера ФК (рис.4) с ферроцианидным сорбентом цезия - в одну из контрольных емкостей КЕ. Если объемная активность пробы из емкости КЕ оказывается ниже установленного уровня по Cs, то очищенный от радионуклидов кубовый остаток насосами направляют в емкость приема очищенного раствора и далее на установку кристаллизации. Если объемная активность раствора будет выше установленного уровня по 134,137Cs, то фильтрат насосом Н4 направляется в третий фильтр-контейнер на доочистку от цезия. Выбор любой из последовательностей пропускания кубового остатка через фильтры-контейнеры и заполнения емкостей обеспечивается запорной арматурой. После выработки ресурса первого по ходу раствора фильтра-контейнера его отключают. Второй фильтр становится первым, третий – вторым и т.д.
Рисунок 2. Конструктивная схема и фотография фильтра-контейнера
Для очистки фильтров узла микрофильтрации проводится их периодическая промывка со сбросом шламов в специальную емкость ЕШ. По мере накопления определенного объема неосветляемого шлама, он перекачивается в установку цементирования.
Очищенный от радионуклидов до уровней ниже десяти уровней вмешательства по воде в соответствии с требованиями Норм радиационной безопасности – 99 кубовый остаток с объемной активностью менее 10 Бк/дм3 может быть упарен до сухих солей и захоронен на полигоне низкотоксичных отходов. Отработавший сорбент, размещенный непосредственно в фильтре-контейнере, после исчерпания ресурса направляется на временное хранение. При необходимости сорбент может быть отвержден непосредственно в фильтре с помощью высокопроникающих цементных растворов, что позволит получить кондиционный продукт не только по выщелачиванию, но и по прочности на сжатие. Проведенные комплексные испытания Пилотной установки ионоселективной очистки ЖРО от радионуклидов полностью подтвердили работоспособность основных узлов и установки в целом, функциональность и результативность выбранной технологии, определили возможность создания промышленного образца установки.
Изобретение относится к технологии очистки от радионуклидов водных радиоактивных растворов, в частности жидких радиоактивных отходов (ЖРО) ядерных энергетических установок и других технологических растворов, имеющих высокий солевой фон и содержащих примеси в виде минеральных масел и твердых взвесей.
При очистке ЖРО, содержащих высокие (более 1 г/л) концентрации катионов натрия, калия, кальция и др., а также примеси в виде минеральных масел и твердых взвесей, возникает проблема эффективного извлечения радионуклидов по причине отсутствия универсального сорбента, позволяющего извлекать из раствора радионуклиды на фоне других конкурирующих катионов, а также в связи с необходимостью проведения специальной стадии предочистки ЖРО от взвесей, нефтепродуктов и т.п.
Известен способ очистки водных радиоактивных растворов от радионуклидов, в частности ЖРО, содержащих радионуклиды цезия и стронция (см. патент РФ 2112289, МПК 6 G 21 F 9/04, В 01 J 20/02, С 02 F 9/00, 1998), согласно которому раствор ЖРО подают на стадию предочистки, включающую блоки механической очистки, ультрафильтрационный и микрофильтрационный блок, затем пропускают через селективный неорганический сорбент на основе ферроцианидов переходных металлов меди, никеля, кобальта и пористого неорганического носителя, после чего проводят обработку ЖРО в обратноосмотическом модуле в одну стадию при содержании солей менее 1 г/л и в две стадии при содержании солей более 1 г/л с разделением потоков на концентрат и пермеат, подвергаемый доочистке путем пропускания через сорбент, выбранный из ряда: синтетический цеолит "А", ионообменные смолы, шабазит гексагональной структуры, природный цеолит моноклинной структуры. Недостатками известного способа являются непригодность его для очистки ЖРО с высоким солевым фоном, сложность и многостадийность, использование целого ряда селективных сорбентов, необходимость проведения специальной стадии предочистки ЖРО от взвесей и нефтепродуктов, а также сосредоточение радионуклидов в жидком концентрате, объем которого составляет около 25% от объема исходного раствора ЖРО и требует дальнейшей переработки. Известен также способ очистки водных радиоактивных растворов от радионуклидов, в частности воды высокого уровня активности (см. патент РФ 2090944, МПК 6 G 21 F 9/12, 1997), включающий фильтрацию радиоактивного раствора при регулировании рН через комбинированную гранулированную загрузку из неорганических сорбентов, в качестве которых используют катионообменные фосфат циркония и/или фосфат титана в водородной и солевой формах, а объемное соотношение водородной и солевой форм катионообменных сорбентов в комбинированной загрузке составляет 1: 2-2: 1, отделение сорбента с поглощенными им радионуклидами от раствора и захоронение сорбента. Водородную и солевую формы сорбента в комбинированной загрузке располагают слоями, при этом первый по ходу очищаемой воды слой содержит сорбент в водородной форме, а второй слой содержит сорбент в солевой форме. Комбинированная загрузка может состоять и из смеси сорбентов в водородной и солевой формах. В качестве солевой формы используют литиевую, натриевую или калиевую формы. Для уменьшения гидравлического сопротивления слоя сорбентов используют сферогранулированный сорбент, получаемый золь-гель методом. Очистку воды по известному способу ведут в режиме рециркуляции, так как за одну стадию фильтрования требуемая степень очистки не может быть достигнута. Недостатками этого способа являются непригодность его для очистки ЖРО с высоким (более 1 г/л) солевым фоном, необходимость проведения предварительной специальной очистки ЖРО от взвесей и нефтепродуктов, так как в противном случае эти загрязнения обволакивают гранулы сорбентов и препятствуют диффузии радионуклидов из очищаемого раствора ЖРО в сорбент. К недостаткам способа можно отнести использование двух типов сорбентов - в водородной и солевой формах, а также то, что их применяют в гранулированном виде, имеющем ограниченную поверхность контакта. Использование сорбентов в гранулированном виде, кроме того, снижает полноту их использования и требует увеличения времени контакта сорбента и раствора ЖРО, поскольку диффузия радионуклидов внутрь гранулы сорбента, имеющей относительно большие размеры, затруднена. Настоящее изобретение направлено на решение задачи высокоэффективной очистки от радионуклидов ЖРО с высоким солевым фоном, содержащих дополнительно примеси в виде минеральных масел и твердых взвесей. Поставленная задача решается тем, что в способе очистки водных радиоактивных растворов от радионуклидов, включающем взаимодействие сорбента в виде фосфата титана в водородной форме с исходным радиоактивным раствором при регулировании рН раствора, отделение сорбента с поглощенными им радионуклидами от раствора и последующее захоронение насыщенного радионуклидами сорбента, согласно изобретению фосфат титана используют в порошкообразном состоянии, взаимодействие раствора и сорбента осуществляют стадийно в течение времени, достаточного для обеспечения на каждой стадии очистки равновесного состояния между раствором и сорбентом, при этом взаимодействие раствора и сорбента ведут при перемешивании, а число стадий N устанавливают исходя из требуемой степени очистки от радионуклидов по гамма- и бета-активности, согласно соотношению:
N=(lnСисх-lnСкон)/(lnKd+ln),
где Сисх - гамма- или бета-активность радионуклидов в исходном растворе; Скон - допустимая гамма- или бета-активность радионуклидов в конечном растворе; - массовое отношение сорбента и раствора на каждой стадии; d - коэффициент распределения радионуклидов по гамма- или бета-активности. Поставленная задача решается также тем, что очистке подвергают водные радиоактивные растворы с повышенным содержанием минеральных солей, имеющие примеси минеральных масел и твердые взвеси.
Решение поставленной задачи достигается тем, что используют сорбент состава
ТiO(ОН)2-2х(НРO4)хnН2О,
где х=0,3-1,0, с крупностью частиц менее 10 мкм.
На решение поставленной задачи направлено также то, что время взаимодействия раствора и сорбента на каждой стадии составляет не менее 15 мин.
Решение поставленной задачи достигается тем, что величину рН раствора поддерживают не менее 4 путем введения в раствор щелочного компонента, преимущественно соды. Поставленная задача решается и тем, что взаимодействие сорбента и раствора осуществляют в противотоке, а разделение раствора и сорбента проводят фильтрацией или центрифугированием. На решение поставленной задачи направлено то, что конечный раствор обрабатывают гелем гидроксида титана. Сущность изобретения заключается в том, что проводят очистку водных радиоактивных растворов с повышенным содержанием минеральных солей при значении рН не менее 4 порошкообразным аморфным фосфатом титана состава ТiO(ОН)2-2х(НРO4)хnН2О, где х= 0,3-1,0, с крупностью частиц менее 10 мкм. Сорбент представляет собой гидрофосфат титанила TiO(HPO4) или его модификации, в которых часть НРO4-групп заменена на ОН-группы, и обладает высокой удельной поверхностью сорбции, что наиболее полно реализует его способность к эффективному захвату радионуклидов из раствора. Процесс дезактивации ведут в статических условиях при перемешивании раствора и сорбента в течение времени, достаточного для обеспечения на каждой стадии очистки равновесного состояния между раствором и сорбентом (не менее 15 мин), с последующим отделением сорбента, содержащего радионуклиды, известными техническими приемами, в частности фильтрацией или центрифугированием. Присутствующие в исходном растворе механические взвеси не могут обволакивать частицы сорбента и отделяются от очищаемого раствора ЖРО одновременно с сорбентом. При этом из раствора удаляются и минеральные масла. Для наиболее эффективного использования сорбента проводят стадийную очистку ЖРО от гамма- и бета-активности в режиме противотока очищаемого раствора и сорбента, где число стадий N устанавливают согласно соотношению: