Спосіб видалення радіоактивного ізотопу 60со з кубових залишків атомних електростанцій і система для його здійснення

Реферат: Винахід належить до галузі ядерної енергетики, а саме до переробки рідких радіоактивних відходів, зокрема кубових залишків випарних установок переробки трапних вод атомних 60 електростанцій. Спосіб видалення радіоактивного ізотопу Со з кубових залишків атомних електростанцій полягає у окисленні кубового залишку в режимі циркуляції через трубчастий реактор. На кубовий залишок при цьому діють жорстким ультрафіолетовим випромінюванням ксенонової лампи при введенні перекису водню та безперервному інжектуванні повітря в реактор. Активовані продукти корозії виділяють фільтрацією. Повітря, яке інжектується, попередньо спрямовують у внутрішній електрод лампи, а отриману після цього озоно-повітряну 60 суміш спрямовують в розчин, що окислюється. Система видалення радіоактивного ізотопу Со з кубових залишків атомних електростанцій, що включає контур окислення, який містить насос, УФ-реактор, систему подачі повітря в контур окислення, фільтр зі системою подачі реактивів для співосаджуального доочищення. В системі подачі повітря в контур окислення передбачена попередня подача повітря в простір, що прилягає до внутрішнього електрода ультрафіолетової лампи, і подальша подача отриманої озоно-повітряної суміші після проходження реактора в кубовий залишок. Технічним результатом винаходу є поліпшення очистки від радіоактивного кобальту на етапі окислення і, як наслідок, можливість заощадити на кількості реагентів для співосаджувального доочищення. Також створюється можливість зменшити кількість ступенів співосадження за рахунок обробки кубового залишку озоно-повітряною сумішшю, одержуваною UA 111118 C2 (12) UA 111118 C2 продуванням стисненим ультрафіолетової лампи. повітрям простору, прилеглого до внутрішнього електрода UA 111118 C2 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 Винахід належить до галузі ядерної енергетики, а саме до переробки рідких радіоактивних відходів, зокрема кубових залишків випарних установок переробки трапних вод атомних електростанцій. Переробці можуть піддаватися кубові залишки, як ті, що містять солі борної кислоти (одержувані при експлуатації енергетичних установок на реакторах ВВЕР), а також ті, що не містять боратів, кубові залишки енергетичних установок на реакторах РВПК. У разі наявності боратів у кубовому залишку, що перероблюється, рекомендується провести їх осаджувальне виділення перед запропонованим очищенням від радіоактивного кобальту. В процесі експлуатації АЕС утворюється значна кількість рідких радіоактивних середовищ, які збираються, усереднюються і концентруються випарюванням. Отримані упарюванням кубові залишки відправляються на тимчасове зберігання в спеціальні ємності. Загальна кількість 3 кубових залишків, накопичених на атомних станціях Росії, складає - 100 000 м і щорічно збільшується на - 10 %. Резерв тимчасових сховищ на сьогоднішній день практично вичерпаний. Так, наприклад, на Ленінградській АЕС ємності зберігання заповнені на 96 %. Тому, задача переробки кубового залишку є вкрай актуальною. В теперішній час кубові залишки АЕС переробляються методом цементування (рідше бітумуванням, кальцинацією, отриманням сольового плаву). При цьому у всіх згаданих методах кінцевий твердий продукт переробки поміщається в залізобетонні контейнери або металеві бочки. Це призводить до великих обсягів радіоактивного продукту та, як наслідок, великих затрат на отримання упаковок отверджених РРВ та їх подальше довготривале зберігання. Тому, в теперішній час отримав розвиток метод переробки кубових залишків шляхом виділення радіоактивних елементів в невеликий об'єм твердої фази й отримання солей, що практично не містять радіонуклідів, які належать до категорії ДНАВ (дуже низькоактивні відходи). Солі (ДНАВ) можна зберігати в простих сховищах ангарного типу й надалі захоронювати на промислових полігонах. 134,137 60 Основними ізотопами, що обумовлюють активність кубових залишків, є Cs і Со. Ізотопи цезію містяться в кубових залишках в іонній формі, тому їх виділення не представляє проблеми (фероціанідний іон-селективний сорбційний метод). 60 В той же час, Со знаходиться в кубових залишках у вигляді міцних комплексних сполук, таких, як, наприклад, оксалати й етилендіамінтетраацетат. Тому, для очищення від радіоактивного кобальту необхідно зруйнувати ці комплекси. На сьогоднішній день найбільш перспективними є два способи видалення радіоактивного 60 ізотопу Со з кубових залишків: 1. Озонування (Патент РФ № 2268513, G21F9/06, G21F9/20, опубл. 20.01.2006). Процес окислення органічних лігандів супроводжується осадженням твердої фази гідроксидів перехідних металів (в основному, гідроксиду заліза (III)), яка захоплює велику частину ізотопу 60 Со. Отриманий радіоактивний шлам відокремлюють фільтрацією, а фільтрат направляють на очищення від радіоактивного цезію. 60 Недоліками відомого способу озонування є: недостатньо повне очищення від Со, небезпека використання озону, концентрація якого в повітрі не повинна перевищувати 0,1 3 3 мг/дм , висока собівартість, обумовлена високою витратою реагенту (10 кг озону на 1 дм кубового залишку) і електроенергії. Висока витрата електроенергії, крім того, вимагає монтажу озонаторної станції, що призводить до вибухонебезпечності процесу. 2. Найближчим по технічній суті й результату, що досягається, є спосіб видалення 60 радіоактивного ізотопу Со з кубових залишків атомних електростанцій шляхом окислення кубового залишку в режимі циркуляції через трубчастий реактор, дії на кубовий залишок жорстким ультрафіолетовим випромінюванням ксенонової лампи при введенні перекису водню та неперервному інжектуванні повітря в реактор і виділення активованих продуктів корозії фільтрацією (патент РФ № 2467419, опубл. 20.11.2012 МПК G21F9/30). У відомому способі кубовий залишок спочатку окислюється комбінованою дією жорсткого ультрафіолетового випромінювання та перекису водню, а потім здійснюється двоступеневе співосаджувальне доочищення за допомогою діетилдитіокарбамату кобальту або марганцю. Це дозволяє досягати значно глибшого ступеня очищення кубових залишків від радіоактивного кобальту та, після очищення від цезію й упарювання кубового залишку, отримувати солі категорії ДНАВ. Такий підхід дозволяє підвищити ефективність процесу і відповідає всім вимогам безпеки. Недоліком відомого способу є збільшення об'єму радіоактивного концентрату відносно озонування за рахунок утворення на стадії співосадження додаткової кількості радіоактивних шламів. Незважаючи на це, даний спосіб дозволяє знизити витрати на переробку кубових залишків в 1,5-2 рази порівняно з озонуванням. В основу винаходу поставлено задачу створення способу видалення радіоактивного ізотопу 60 Со з кубових залишків атомних електростанцій і системи для його здійснення, в яких 1 UA 111118 C2 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 забезпечується поліпшення очистки від радіоактивного кобальту на етапі окислення і, як наслідок, можливість заощадити на кількості реагентів для співосаджувального доочищення, при цьому створюється можливість зменшити кількість ступенів співосадження за рахунок обробки кубового залишку озоно-повітряною сумішшю, одержуваною продуванням стисненим повітрям простору, прилеглого до внутрішнього електрода ультрафіолетової лампи. Рішення поставленої задачі забезпечується тим, що в способі видалення радіоактивного 60 ізотопу Со з кубових залишків атомних електростанцій шляхом окислення кубового залишку в режимі циркуляції через трубчастий реактор, дії на кубовий залишок жорстким ультрафіолетовим випромінюванням ксенонової лампи при введенні перекису водню та безперервному інжектуванні повітря в реактор, і виділення активованих продуктів корозії фільтрацією, згідно винаходу, повітря, яке інжектується, попередньо спрямовують у внутрішній електрод лампи, а отриману після цього озоно-повітряну суміш спрямовують в розчин, що окислюється. 60 Для здійснення способу пропонується система видалення радіоактивного ізотопу Со з кубових залишків атомних електростанцій, яка включає контур окислення, що містить насос, УФреактор, систему подачі повітря в контур окислення, а також включає фільтр зі системою подачі реактивів для співосаджувального доочищення, в якій в системі подачі повітря в контур окислення передбачена попередня подача повітря в простір, що прилягає до внутрішнього електрода ультрафіолетової лампи, і подальша подача отриманої озоно-повітряної суміші після проходження реактора в кубовий залишок; розмір пор фільтра вибраний не більше 0,2 мкм. Суть винаходу в тому, що, повітря, яке інжектується, попередньо спрямовують у внутрішній електрод лампи, а отриману після цього озоно-повітряну суміш спрямовують в розчин, що окислюється, і це дозволяє здійснити продування повітря для охолодження внутрішнього електрода і для того, щоб утворену в цьому просторі озоно-повітряну суміш подати в кубовий залишок. Повітря, що ежектується в кубовий залишок, спочатку проходить через внутрішній простір ламп, де захоплює озон, що утворюється в прилеглій до внутрішнього електрода області в ході бар'єрного розряду. Таким чином, одержувана озоно-повітряна суміш не тільки перемішує кубовий залишок, але і бере безпосередню участь в його окисленні. Додатковий окислювач є побічним продуктом роботи ультрафіолетової лампи і не потребує будь-яких додаткових пристроїв або затрат енергії для його отримання. Крім того, концентрація озону в одержуваній суміші значно нижче, ніж в озонаторі, що гарантує його повне руйнування в кубовому залишку та виключає попадання в атмосферу приміщення, де здійснюється переробка рідких радіоактивних відходів. 60 Збільшення швидкості окислення і ступеня виділення Со на окислювальному ступені призводить до того, що на співосаджувальні ступені очищення надходить розчин зі значно меншою концентрацією цього радіонукліда. Отже, кількість співосаджувальних ступенів в лінії переробки відходів можна зменшити (наприклад, залишити одну замість двох). Це дозволяє знизити кількість реагентів-співосаджувачів, а отже, знизити кількість твердих радіоактивних відходів, що утворюються. Як вже зазначалося, саме кількість вторинних відходів, що утворюються, є найвужчим місцем окислювально-співосаджувального методу, тому зниження їх кількості майже в два рази є дуже суттєвим поліпшенням методу. Для поділу фаз після стадії окислення використовуються фільтри з діаметром пор не більше 0,2 мкм, так як отриманий осад складається з дуже дрібних частинок, і використання більш великих пор може привести до проскакування радіоактивного кобальту в розчин, що очищується. Зокрема, добре зарекомендували себе мембранні шторні фільтри, що не засмічуються при тривалому часі та легко регенеруються зворотним потоком фільтрату. Винахід пояснюється кресленням, на якому показаний УФ-реактор. У запропонованій технології кубовий залишок окислюється, циркулюючи в контурі: (ємність, що обігрівається → насос → УФ-реактор → ємність, що обігрівається) при температурі 45100 °C під дією: 1) жорсткого ультрафіолетового випромінювання, 2) перекису водню, що дозується в кубовий залишок, 3) озоно-повітряної суміші, що одержується продуванням стисненим повітрям простору прилеглого до внутрішнього електроду ультрафіолетової лампи (кресл.) й ежектується в кубовий залишок. У подальшому винахід пояснюється детальним описом його виконання з посиланням на креслення, на якому показані наступні позначення: 1) вхідний потік кубового залишку, 2) вихідний потік кубового залишку, 3) корпус реактора, 2 UA 111118 C2 5 10 15 20 25 30 35 40 4) повітряний потік для охолодження внутрішнього електрода УФ-лампи, який пропонується подавати далі в об'єм кубового залишку, наприклад, за допомогою ежектора, 5) внутрішня та зовнішня стінки корпусу лампи, 6) ксенон всередині лампи, 7) кубовий залишок всередині реактора, 8) герметизація реактора, 9) внутрішній електрод лампи, 10) високовольтний кабель для подачі імпульсу напруги. Одержувана радіоактивна тверда фаза далі відділяється мікрофільтрацією на фільтрі з діаметром пор не більше 0,2 мкм і відправляється на подальшу переробку (цементування) і заховання. Фільтрат піддається одностадійному співосаджувальному доочищенню з додаванням діетилдитіокарбамату натрію (DDTC-Na) і солей кобальту (II). Кількість твердої фази, що утворюється на цій стадії, становить 0,75-1 % від об'єму кубового залишку, що в два рази менше, ніж в окислювально-співосаджувальному способі, описаному в патенті РФ № 2467419. При цьому слід мати на увазі, що даний спосіб за рахунок збільшення продуктивності при попередньому усуненні з кубових залишків боратів може бути застосований не лише для реакторів РВК, а також і для реакторів ВВЕР. Приклад конкретного виконання. Кубовий залишок РРВ піддали попередньому коригуванню рН до 7-7,5 азотною кислотою. Розчин нагріли до 95 °C, ввели 30 % розчин перекису в кількості 15 % від об'єму кубового залишку. Протягом 10 годин забезпечували циркуляцію кубового залишку через УФ-реактор з ультрафіолетовою ксеноновою лампою. Протягом перших трьох годин здійснювали рівномірну додаткову подачу перекису водню в кількості 15 % від об'єму кубового залишку. Крім того, в кубовий залишок подавали стиснене повітря, яке попередньо проходило через внутрішньоелектродний простір ксенонової ультрафіолетової лампи. Після закінчення окислення суспензію подавали на фільтрацію на шторному фільтрі. Далі, у відфільтровану суспензію вводили при 25 °C діетилдитіокарбамат натрію і нітрат кобальту (II) двома порціями з розрахунку в сумі 10 і 6 г солей на літр розчину, що оброблюється, відповідно, і витримували при перемішуванні протягом 2 годин. Тверду фазу діетилдитіокарбамату кобальту відокремлювали фільтруванням на шторному фільтрі. 60 Результатом проведеного виділення стало зниження активності кубового залишку по Со з 4 3 2 3 410 Бк/дм до 1,210 Бк/дм , що, після виділення цезію фероціанідним методом, достатньо для отримання необхідного ступеня очищення кубового залишку. Таким чином, пропонований спосіб має такі переваги порівняно з аналогами: 1) порівняно з озонуванням: a) дозволяє уникнути використання озонаторної станції та зробити процес безпечнішим 60 b) дозволяє домогтися більш ефективного очищення від Со c) споживає менше електроенергії d) є більш продуктивним; 2) порівняно з прототипом забезпечується покращення очищення від радіоактивного кобальту на етапі окислення, забезпечується можливість знизити витрати реагентів для співосаджувального доочищення й можливість зменшити кількість ступенів співосадження, що, в свою чергу, дозволяє зменшити кількість вторинних радіоактивних відходів і збільшити швидкості процесу окислення. 45 ФОРМУЛА ВИНАХОДУ 60 50 55 1. Спосіб видалення радіоактивного ізотопу Со з кубових залишків атомних електростанцій шляхом окислення кубового залишку в режимі циркуляції через трубчастий реактор, дією на кубовий залишок жорстким ультрафіолетовим випромінюванням ксенонової лампи при введенні перекису водню та безперервному інжектуванні повітря в реактор, і виділення активованих продуктів корозії фільтрацією, який відрізняється тим, що повітря, яке інжектується, попередньо спрямовують у внутрішній електрод лампи, а отриману після цього озоно-повітряну суміш спрямовують в розчин, що окислюється. 60 2. Система видалення радіоактивного ізотопу Со з кубових залишків атомних електростанцій, що включає контур окислення, що містить насос, УФ-реактор, систему подачі повітря в контур окислення, а також включає фільтр зі системою подачі реактивів для співосаджуального доочищення, яка відрізняється тим, що в системі подачі повітря в контур окислення передбачена попередня подача повітря в простір, що прилягає до внутрішнього електрода 3 UA 111118 C2 ультрафіолетової лампи, і подальша подача отриманої озоно-повітряної суміші після проходження реактора в кубовий залишок; розмір пор фільтра вибраний не більше 0,2 мкм. Комп’ютерна верстка А. Крулевський Державна служба інтелектуальної власності України, вул. Василя Липківського, 45, м. Київ, МСП, 03680, Україна ДП “Український інститут інтелектуальної власності”, вул. Глазунова, 1, м. Київ – 42, 01601 4