Спосіб регенерації відпрацьованих аніонообмінних смол аес з дезактивацією змішуванням

Реферат: Винахід, що заявляється, належить до способів видалення радіоактивних аніонів з технологічних вод атомних електростанцій на аніонітових фільтрах, зокрема до способів регенерації аніонообмінних смол, і може бути використаний для дезактивації відпрацьованих фільтруючих матеріалів у вигляді аніонітів, що застосовуються на АЕС і в інших галузях промисловості, які мають справу з розчинами радіоактивних аніонів. В основу технічного рішення, що заявляється, поставлено задачу за рахунок видалення з радіоактивних відпрацьованих аніонообмінних смол шляхом витіснення їх дезактивуючими розчинами з хімічним потенціалом розчинених аніонів, більшим хімічного потенціалу радіонуклідів у твердій фазі аніонітів, забезпечити дезактивацію відпрацьованих аніонітів до питомого рівня активності, що забезпечує звільнення від регулюючого контролю, тобто нелімітоване захоронення і необмежене повторне використання. Очікуваним технічним результатом технічного рішення, що заявляється, способу регенерації відпрацьованих аніонообмінних смол АЕС з дезактивацією змішуванням, є зменшення обсягів РРВ, що утворюються при регенерації аніонообмінних смол АЕС з дезактивацією. За рахунок зменшення обсягів РРВ відбувається зменшення витрат на тимчасове зберігання відпрацьованих аніонітів. Зазначений технічний результат досягається за рахунок того, що в способі регенерації відпрацьованих аніонообмінних смол АЕС з дезактивацією змішуванням, що включає пропускання через аніонітовий фільтр лужного розчину натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів, відмивання регенерованого аніоніту, скидання після кожного циклу регенерації і відмивання UA 114551 C2 (12) UA 114551 C2 кожного регенераційного і відмивного розчину на подальшу переробку, вивантаження після останнього циклу регенерації і відмивання відпрацьованого радіоактивного аніоніту, відповідно до технічного рішення, що заявляється, після останнього циклу регенерації і відмивання відпрацьованого радіоактивного аніоніту перед його гідровивантаженням робочий об'єм фільтра заповнюють без вивантаження відмитого відпрацьованого радіоактивного аніоніту 23лужним розчином натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів з групи: SO4 , РО4 , 323ВО3 , переважно SO4 , BO3 , заданої концентрації, і витримують протягом заданого часу, безперервно або періодично перемішуючи стисненим газом, що подається при заданій температурі, відводячи відпрацьований газ в систему спецвентиляції, після закінчення витримки протягом заданого часу отриманий регенераційний радіоактивний розчин видаляють з робочого об'єму фільтра та направляють на нейтралізацію, а операції заповнення робочого об'єму фільтра лужним розчином натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів, витримки, перемішування стисненим газом і видалення утвореного регенераційного розчину на нейтралізацію повторюють до отримання останнього регенераційного розчину з необхідною питомою активністю, видалені з робочого об'єму фільтра радіоактивні регенераційні розчини нейтралізують кислим агентом з групи: HNO3, H2SO4 або регенерат катіонообмінних фільтрів, переважно HNO3 або регенерат катіонообмінних фільтрів, а утворену після нейтралізації радіоактивну суспензію подають на затвердіння. UA 114551 C2 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 Винахід, що заявляється, належить до способів видалення радіоактивних аніонів з технологічних вод атомних електростанцій на аніонітових фільтрах, зокрема до способів регенерації аніонообмінних смол, і може бути використаний для дезактивації відпрацьованих фільтруючих матеріалів у вигляді аніонітів, що застосовуються на АЕС і в інших галузях промисловості, які мають справу з розчинами радіоактивних аніонів. Відомий спосіб регенерації іонітових фільтрів установок обробки радіоактивних відходів атомної електростанції [див., наприклад, опис винаходу до авторського свідоцтва SU 1762666 А1 від 02.11.1990. МПК 6 G21F 9/12]. Даний спосіб належить до техніки обробки радіоактивних відходів і включає попереднє очищення від радіонуклідів катіоніту пропусканням через нього розчину кислої натрієвої солі сильної мінеральної кислоти при сумарній концентрації іонів натрію і водню 10-100 г/л і очищення отриманого розчину від радіонуклідів на фероціанідному сорбенті і подальшу обробку катіоніту та аніоніту, відповідно, кислим і лужним регенераційними розчинами. Розчин кислої натрієвої солі сильної мінеральної кислоти може бути отриманий змішуванням відпрацьованих лужних і кислих регенераційних розчинів. Недоліками відомого способу регенерації іонітових фільтрів установок обробки радіоактивних відходів атомної електростанції є великий обсяг РРВ, що утворюються, у вигляді радіоактивних розчинів, а також високі фінансові витрати, зумовлені їх тимчасовим зберіганням. Відомий також спосіб очищення трапних вод [див., наприклад, Інструкція для експлуатації системи очищення трапних вод. 10.ХЦ.ТR.ІЕ.09Ж. Міністерство палива та енергетики України. Державне підприємство "Національна атомна енергогенеруюча компанія "Енергоатом". ВП Запорізька АЕС. Хімічний цех. 2007]. Відомий спосіб очищення трапних вод включає приймання і попереднє очищення трапних вод, очищення трапних вод на випарній установці і вузлі доочищення дистиляту, видачу кубового залишку, кислотно-лужну промивку випарного апарата, кислотну промивку конденсатора-дегазатора, розпушування та відмивання катіонітових та аніонітових фільтрів, регенерацію катіонітових і аніонітових фільтрів. Приймання і попереднє очищення трапних вод здійснюють постійно або періодично залежно від надходження трапних вод. У режимі нормальної експлуатації системи трапних воду з бакаприямка насосами перекачують у бак-відстійник. Трапна вода самопливом з бака-відстійника надходить в бак декантату. З бака декантату трапну воду насосами через фільтри передочищення перекачують у трапні баки. Очищену на фільтрах воду направляють в один з трьох баків, в одному з яких (при заповненому баку) визначають водневий показник рН і при необхідності корегують рН від 11,0 до 11,5 одиниць. Коригування рН здійснюють розчином гідроксиду натрію. При переробці трапних вод, що містять сполуки аміаку, коригування рН здійснюють з урахуванням випаровування аміаку в процесі випарювання, в результаті чого істинна величина рН в випарному апараті може виявитися істотно меншою, ніж після коригування в баках трапних вод. Далі воду насосами освітлених трапних вод подають в циркуляційну трубу випарного апарата. Очищення трапних вод в випарній установці і вузлі доочистки дистиляту здійснюють наступним чином. Через регулюючий клапан в циркуляційну трубу випарного апарата подають попередньо очищену трапну воду. Нормальну роботу випарного апарата забезпечують: безперервним відведенням вторинної пари з випарного апарата на конденсатор-дегазатор; безперервним підведенням до випарного апарата гріючої пари; безперервним відведенням від випарного апарата конденсату гріючої пари; безперервним підведенням до випарного апарата флегми; безперервним перетіканням частини упареного розчину з випарного апарата в доупарювач. Нормальну роботу доупарювача забезпечують: безперервним відведенням вторинної пари з доупарювача в сепаратор випарного апарата; безперервним підведенням до доупарювача гріючої пари; безперервним відведенням від доупарювача конденсату гріючої пари; безперервним підведенням сольового концентрату до випарного апарата. Нормальну роботу конденсатора-дегазатора забезпечують: безперервною подачею вторинної пари з випарного апарата; безперервним підведенням і відведенням охолоджуючої води; безперервним відведенням газів в дефлегматор здувок; безперервним відведенням дегазованого дистиляту з конденсатора-дегазатора. Нормальну роботу дефлегматора здувок забезпечують: безперервним підведенням і відведенням охолоджуючої води; безперервним відведенням охолоджених газів до системи газових здувок; безперервним відведенням конденсату. Після конденсатора-дегазатора дистилят насосами подають на механічні фільтри і далі в один з контрольних баків. Доочистку дистиляту з контрольних баків здійснюють шляхом пропускання його через іонообмінні фільтри. Вузол упарювання і іонообмінного очищення включають в роботу в міру накопичення води в баках освітлених трапних вод. Розпушування відмиванням фільтруючого матеріалу катіонітового та/або аніонітового фільтрів здійснюють при наявності одного з наступних факторів: у фільтр завантажений новий 1 UA 114551 C2 2 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 фільтруючий матеріал; перепад тиску становить більше 1,0 кгс/см ; перед регенерацією катіонітового та/або аніонітового фільтрів. Порядок проведення регенерації і відмивання катіонітового фільтра включає наступну послідовність операцій: складання схеми подачі промивної води з бака власних потреб через змішувач нітратної кислоти і катіонітовий фільтр в бак трапних вод; видалення повітря з катіонітового фільтра; встановлення заданої витрати промивної води на фільтр; подавання на змішувач концентрованого розчину нітратної кислоти з заданою витратою; після закінчення заданого часу припинення подавання розчину нітратної кислоти та розбирання схеми подавання концентрованого розчину нітратної кислоти; встановлення заданої витрати промивної води через катіонітовий фільтр; здійснення аналізів проб після катіонітового фільтра + на рН, Na і кислотність після однієї години відмивання і далі через кожні 15 хвилин; припинення післярегенераційного відмивання за умови необхідності проведення також і регенерації аніонітового фільтра по досягненні кислотності після катіонітового фільтра 500 мкг-екв/л або за відсутності необхідності проведення регенерації аніонітового фільтра до отримання після фільтра наступних аналізів: водневий показник рН - не менше 4,5 одиниць, масова + концентрація Na - не більше 0,1 мг/л, кислотність - не більше 100 мкг-екв/л. Регенерацію аніонітового фільтра здійснюють при наявності однієї з наступних факторів: у фільтр завантажений новий фільтруючий матеріал, що знаходиться в сольовій формі; водневий показник рН після аніонітових фільтра менше 6 одиниць; масова концентрація Сl після аніонітового фільтра більше 0,05 мг/л. Порядок проведення регенерації і відмивання аніонітових фільтрів включає наступну послідовність операцій: складання схеми подачі промивної води з бака власних потреб через змішувач та аніонітовий фільтр в бак трапних вод; видалення повітря з аніонітового фільтра і встановлення заданої витрати промивної води на фільтр; подавання на змішувач концентрованого розчину гідроксиду натрію з заданою витратою; припинення після закінчення заданого часу пропускання розчину гідроксиду натрію заданої концентрації і розбирання схеми подавання концентрованого розчину гідроксиду натрію; встановлення заданої витрати промивної води через аніонітовий фільтр; здійснення після однієї години відмивання і далі через кожні 15 хвилин аналізів проб після аніонітового фільтра на водневий показник рН, + масову концентрацію Na , Сl і лужність; припинення відмивання по досягненні лужності після аніонітового фільтра 500 мкг-екв/л; збирання схеми подавання промивної води з бака власних потреб через змішувач нітратної кислоти та послідовно через катіонітовий фільтр із заданою витратою промивної води; відмивання до отримання після катіонітового і аніонітового фільтрів наступних аналізів: після катіонітового фільтра водневий показник рН не менше 4,5 одиниць, + масова концентрація Na не більше 0,1 мг/л, кислотність не більше 100 мкг-екв/л і після + аніонітового фільтра водневий показник рН не більше 8,2 одиниць, масова концентрація Na не більше 0,1 мг/л, масова концентрація Сl не більше 0,05 мг/л, лужність не більше 100 мкг/л; закінчення відмивання і розбирання схеми відмивання. Гідровивантаження фільтруючого матеріалу здійснюють після закінчення терміну служби матеріалу або за результатами аналізу роботи фільтрів, а також при необхідності ремонту нижньої розподільчої системи фільтра. Гідровивантаження фільтруючого матеріалу в ємність фільтруючих матеріалів включає наступну послідовність операцій: складання схеми прийому сорбенту в ємність фільтруючих матеріалів низькоактивних або високоактивних сорбентів; встановлення заданої витрати промивної води; ведення періодичного контролю за вивантаженням сорбенту через повітряники фільтра; завершення гідровивантаження фільтруючого матеріалу протягом 2 годин; дренаж залишків води в спецканалізацію. Порядок проведення завантаження фільтруючого матеріалу включає наступну послідовність операцій: підготовку фільтруючого матеріалу в заданому обсязі; завантаження відповідної кількості фільтруючого матеріалу у фільтр через люк або через завантажувальний штуцер у верхній частині фільтра; вимір рівня фільтруючого матеріалу у фільтрі; ущільнення люка фільтра; заповнення фільтра водою і перевірку ущільнення фільтра. Після завантаження фільтра новим фільтруючим матеріалом, фільтр заповнюють промивної водою для набухання сорбенту протягом 16-24 годин. Після цього проводять розпушування відмиванням фільтруючого матеріалу і його регенерацію, при цьому час пропускання регенераційних розчинів збільшують удвічі. Даний спосіб очищення трапних вод [Інструкція для експлуатації системи очищення трапних вод. 10.XЦ.TR.IE.09Ж. Міністерство палива та енергетики України. Державне підприємство "Національна атомна енергогенеруюча компанія "Енергоатом". ВП Запорізька АЕС. Хімічний цех. 2007 р.] є найбільш близьким до способу, що заявляється, регенерації відпрацьованих аніонообмінних смол АЕС з дезактивацією змішуванням, і вибраний в ролі прототипу. 2 UA 114551 C2 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 Недоліками даного способу очищення трапних вод є велика номенклатура радіоактивних відходів, що виникають у вигляді радіоактивних розчинів і радіоактивних відпрацьованих фільтруючих матеріалів, а також високі фінансові витрати, зумовлені тимчасовим зберіганням відпрацьованих радіоактивних іонообмінних смол в ємностях тимчасового зберігання РРВ. При регенерації іонітів кислими і лужними регенераційними розчинами навіть при високих концентраціях катіонів водню та/або натрію (до 100 г/л) та аніонів ОН в іонообмінних смолах залишаються не витісненими радіоактивні компоненти, типу катіонів двовалентних металів, та радіоактивні аніони, типу органічних комплексів, хімічні потенціали яких в іонітах вищі за хімічний потенціал катіонів водню та/або натрію та аніонів в регенераційному розчині. У результаті багаторазових циклів регенерації і промивання іонообмінна сила іонітів за рахунок залишкових (не витіснених катіонами водню та/або натрію і аніонами ОН радіоактивних катіонів та аніонів зменшується до граничного значення, при якому катіоніт або аніоніт переходять у розряд відпрацьованих фільтруючих матеріалів. Після останньої регенерації і відмивання відпрацьовані радіоактивні катіоніти та аніоніти, що містять радіоактивні компоненти, скидають в ємність тимчасового зберігання відпрацьованих фільтруючих матеріалів. При застосуванні відомих способів регенерації катіонітів і аніонітів утворюються два види радіоактивних залишків: 1) радіоактивний розчин, що містить радіонукліди, переважно у вигляді одновалентних катіонів цезію, що утворюється кожен раз при проведенні процесу регенерації катіоніту, і радіоактивний відпрацьований катіоніт, що містить радіонукліди, переважно у вигляді двовалентних катіонів кобальту, стронцію, марганцю і т.п., що утворюється при останній регенерації катіоніту, а також 2) радіоактивний розчин, що містить радіонукліди, переважно у вигляді одновалентних аніонів та органічних комплексів радіонуклідів, що також утворюється кожен раз при проведенні процесу регенерації аніоніту, і радіоактивний відпрацьований аніоніт, що містить радіонукліди, переважно у вигляді одновалентних радіоактивних аніонів органічних комплексів радіонуклідів, що також утворюється при останньої регенерації аніоніту. Таким чином, застосування відомих способів регенерації катіонітів і аніонітів веде до збільшення номенклатури радіоактивних відходів, що виникають на АЕС, з одного боку, і до підвищених фінансових витрат на тимчасове зберігання відпрацьованих фільтруючих матеріалів, з іншого боку. Суттєвими ознаками вибраного прототипу (способу очищення трапних вод), які збігаються зі способом, що заявляється, регенерації відпрацьованих аніонообмінних смол АЕС з дезактивацією змішуванням, є: - пропускання через аніонітовий фільтр лужних регенераційних розчинів, - відмивання регенерованого аніоніту, - скидання після кожного циклу регенерації і відмивання кожного регенераційного і відмивного розчину на подальшу переробку, - гідровивантаження після останнього циклу регенерації і відмивання відпрацьованого радіоактивного аніоніту. Суттєвими ознаками способу, що заявляється, регенерації відпрацьованих аніонообмінних смол АЕС з дезактивацією змішуванням, які відрізняються від способу очищення трапних вод, є: - заповнення після останнього циклу регенерації і відмивання відпрацьованого радіоактивного аніоніту робочого об'єму фільтра без гідровивантаження відмитого відпрацьованого радіоактивного аніоніту лужним розчином натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів заданої концентрації та витримування протягом заданого часу, - використання в ролі натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів натрієвої та/або 23323калієвої солі дво- та/або тривалентних аніонів з групи: SO4 , РО4 , ВО3 , переважно SO4 , ВО3 , - безперервне або періодичне перемішування робочого об'єму фільтра, заповненого лужним розчином натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів стисненим газом, що подається при заданій температурі, з відведенням відпрацьованого газу в систему спецвентиляції, - видалення після закінчення витримки протягом заданого часу утвореного регенераційного радіоактивного розчину з робочого об'єму фільтра, і направлення його на нейтралізацію, - повторення операцій заповнення робочого об'єму фільтра лужним розчином натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів, витримки, перемішування стисненим газом, видалення утвореного регенераційного розчину на подальшу переробку, до отримання останнього регенераційного розчину з питомою активністю, що забезпечує звільнення його від регулюючого контролю, тобто нелімітоване захоронення і необмежене повторне використання, - нейтралізація видалених з робочого об'єму фільтра радіоактивних регенераційних розчинів кислим агентом, - використання в ролі кислого агента кислого розчину з групи: HNO3, H2SO4 або регенератів катіонообмінних фільтрів, переважно HNO3 або регенератів катіонообмінних фільтрів, 3 UA 114551 C2 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 - подавання утвореної радіоактивної суспензії на затвердіння. В основу технічного рішення, що заявляється, поставлено задачу за рахунок видалення з радіоактивних відпрацьованих аніонообмінних смол радіоактивних компонентів шляхом витіснення їх дезактивуючими розчинами з хімічним потенціалом розчинених аніонів, більшим за хімічний потенціал радіонуклідів у твердій фазі аніонітів, забезпечити дезактивацію відпрацьованих аніонітів до питомого рівня активності, що забезпечує звільнення від регулюючого контролю, тобто нелімітоване захоронення і необмежене повторне використання. Очікуваним технічним результатом технічного рішення, що заявляється (способу регенерації відпрацьованих аніонообмінних смол АЕС з дезактивацією змішуванням), є зменшення обсягів РРВ, які утворюються при регенерації аніонообмінних смол АЕС з дезактивацією змішуванням. За рахунок зменшення обсягів РРВ відбувається зменшення витрат на тимчасове зберігання відпрацьованих аніонітів. Зазначений технічний результат досягається за рахунок того, що в способі регенерації відпрацьованих аніонообмінних смол АЕС з дезактивацією змішуванням, що включає пропускання через аніонітовий фільтр лужного розчину натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів, відмивання регенерованого аніоніту, скидання після кожного циклу регенерації і відмивання кожного регенераційного і відмивного розчину на подальшу переробку, гідровивантаження після останнього циклу регенерації і відмивання відпрацьованого радіоактивного аніоніту, відповідно до технічного рішення, що заявляється, після останнього циклу регенерації і відмивання відпрацьованого радіоактивного аніоніту перед його гідровивантаженням робочий об'єм фільтра заповнюють без вивантаження відмитого відпрацьованого радіоактивного аніоніту лужним розчином натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів заданої концентрації і витримують протягом заданого часу, в ролі натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів використовують натрієву та/або калієву 23323сіль дво- та/або тривалентних аніонів з групи: SO4 , РО4 , ВО3 , переважно SO4 , BO3 , робочий об'єм фільтра, заповненого лужним розчином натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів, безперервно або періодично перемішують стисненим газом, що подається при заданій температурі, з відведенням відпрацьованого газу в систему спецвентиляції, після закінчення витримки протягом заданого часу отриманий регенераційний радіоактивний розчин видаляють з робочого об'єму фільтра і направляють його на нейтралізацію, операції заповнення робочого об'єму фільтра лужним розчином натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів, витримки, перемішування стисненим газом і видалення утвореного регенераційного розчину на нейтралізацію повторюють до отримання останнього регенераційного розчину з питомою активністю, що забезпечує звільнення його від регулюючого контролю, тобто нелімітоване захоронення і необмежене повторне використання, видалені з робочого об'єму фільтра радіоактивні регенераційні розчини нейтралізують кислим агентом, в ролі кислого агента використовують кислі розчини з групи: HNO3, H2SO4 або регенерати катіонообмінних фільтрів, переважно HNO3 або регенерат катіонообмінних фільтрів, утворену після нейтралізації радіоактивну суспензію подають на затвердіння. Суть технічного рішення, що заявляється (способу регенерації відпрацьованих аніонообмінних смол АЕС з дезактивацією змішуванням), полягає в наступному. При заповненні після останнього циклу регенерації і відмивання відпрацьованого радіоактивного аніоніту робочого об'єму фільтра без гідровивантаження відмитого відпрацьованого радіоактивного аніоніту лужним розчином натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів заданої концентрації і при витримуванні розчину протягом заданого часу, при використанні в ролі натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів натрієвої та/або калієвої солі дво- та/або 23323тривалентних аніонів з групи: SO4 , РО4 , ВО3 , переважно SO4 , ВО3 , при безперервному або періодичному перемішуванні робочого об'єму фільтра, заповненого лужним розчином натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів, стисненим газом, що подається при заданій температурі, з відведенням відпрацьованого газу в систему спецвентиляції, при видаленні після закінчення витримки протягом заданого часу утвореного регенераційного радіоактивного розчину з робочого об'єму фільтра і при направленні його на нейтралізацію, при повторенні операцій заповнення робочого об'єму фільтра лужним розчином натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів, витримки, перемішування стисненим газом, видалення утворених регенераційних розчинів на нейтралізацію до отримання останнього регенераційного розчину з питомою активністю, що забезпечує звільнення його від регулюючого контролю, тобто нелімітоване захоронення і необмежене повторне використання, при нейтралізації видалених з робочого об'єму фільтра радіоактивних регенераційних розчинів кислим агентом, при використанні в ролі кислого агента кислого розчину з групи: HNO3, H2SO4 або регенератів катіонообмінних фільтрів, переважно HNO3, регенератів катіонообмінних фільтрів, а також при 4 UA 114551 C2 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 подаванні утвореної радіоактивної суспензії на затвердіння, за рахунок видалення з радіоактивних відпрацьованих аніонообмінних смол радіоактивних компонентів шляхом витіснення їх дезактивуючими розчинами з хімічним потенціалом розчинених аніонів, більшим за хімічний потенціал радіонуклідів у твердій фазі аніонітів, забезпечується дезактивація відпрацьованих аніонітів до питомого рівня активності, що забезпечує звільнення від регулюючого контролю, тобто нелімітоване захоронення і необмежене повторне використання. Таким чином, сукупність відмітних суттєвих ознак технічного рішення, що заявляється, (способу регенерації відпрацьованих аніонообмінних смол АЕС з дезактивацією змішуванням) веде до скорочення обсягів РРВ, що утворюються при регенерації аніонообмінних смол АЕС, і зменшення витрат на тимчасове зберігання відпрацьованих аніонітів, тобто до досягнення зазначеного технічного результату. Суть способу регенерації відпрацьованих аніонообмінних смол АЕС з дезактивацією змішуванням ілюструється також принциповою схемою апаратурного оформлення процесу, наведеною на фігурі. На фігурі зображено апаратурне оформлення процесу регенерації відпрацьованих аніонообмінних смол АЕС з дезактивацією змішуванням. Умовні позначення на фігурі: - ДЕЗР - лужний розчин натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів, що вводиться в поровий простір відпрацьованого аніоніту для витіснення одно- і двовалентних радіоактивних аніонів, - СГАЗ - стиснений газ, що подається безперервно або періодично для перемішування відпрацьованого аніоніту в лужному розчині натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів, - ВДПГ - відпрацьований газ, що утворюється при перемішуванні відпрацьованого аніоніту в лужному розчині натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів, що направляється в спецвентиляцію, - РЗАЛ - радіоактивні залишки у вигляді регенераційного розчину, що нейтралізують кислим агентом і скидають на подальшу переробку, - Н/РА - аніоніт, що вивантажений з робочого об'єму фільтра з рівнем активності, що забезпечує звільнення від регулюючого контролю, тобто нелімітоване захоронення і необмежене повторне використання, - ФЛТР - фільтр з відпрацьованим аніонітом, - ТХК1 - триходовий кран, що забезпечує подавання лужного розчину натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів або дистиляту, - ТХК2 - триходовий кран, що забезпечує подавання стисненого газу або виведення радіоактивних залишків, - ВНТ1 - запірний вентиль на магістралі відводу відпрацьованого газу, - BHT2 - запірний вентиль на магістралі вивантаження аніоніту. Застосування способу, що заявляється, регенерації відпрацьованих аніонообмінних смол АЕС з дезактивацією змішуванням ілюструється наступним прикладом конкретного здійснення. Приклад. Після останнього циклу регенерації і відмивання іонообмінна потужність аніоніту становила 2,14 мг-екв/г, тобто знизилася на 57 %. Середня питома активність відпрацьованого 3 3 аніоніту, об'єм якого становив 1,65 м , знаходилася в межах 0,85…0,95 Кі/м .Робочий об'єм 3 фільтра (ФЛТР), поровий простір якого становив 38 %, тобто 0,627 м , не вивантажуючи відмитий відпрацьований радіоактивний аніоніт, заповнювали лужним розчином натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів (ДЕЗР), встановивши триходовий кран (ТХК1) в 3 положення, що забезпечує подавання ДЕЗР. Об'єм введеного розчину становив 0,721 м . В ролі натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів використовували розчин сульфату натрію з концентрацією 7 %. Введений в робочий об'єм фільтра розчин витримували протягом 28 годин. Робочий об'єм ФЛТР періодично через кожні 45 хвилин перемішували стисненим повітрям (СГАЗ). Стиснене повітря подавали при температурі 30 °C через триходовий кран (ТХК2), встановлений в положення, що забезпечує подачу СГАЗ. Відпрацьований газ (ВДПГ) відводили при відкритому запірному вентилі (ВНТ1) в систему спецвентиляції. Після закінчення витримки протягом 28 годин отриманий регенераційний радіоактивний розчин (РЗАЛ) видаляли з робочого об'єму ФЛТР через триходовий кран (ТХК2), встановлений в положення, що 3 забезпечує виведення РЗАЛ. Виведений РЗАЛ мав об'єм 0,686 м і питому активність 1,305 3 Кі/м . Виведений РЗАЛ накопичували для відправлення його на нейтралізацію. Після видалення з робочого об'єму фільтра утвореного регенераційного радіоактивного розчину (РЗАЛ) операції заповнення робочого об'єму ФЛТР розчином сульфату натрію, перемішування, витримки, перемішування стисненим повітрям, видалення утвореного регенераційного розчину, 5 UA 114551 C2 5 10 відправлення його на нейтралізацію повторювали 4 рази. Після чотирьох повторень був -8 3 отриманий останній регенераційний розчин з питомою активністю 1,16*10 Кі/м (0,314 Бк/г). При цьому питома активність дезактивованого аніоніту склала 0,0316 Бк/г, що забезпечувало звільнення його від регулюючого контролю, тобто нелімітоване захоронення і необмежене повторне використання. В результаті здійснення процесу дезактивації відпрацьованого радіоактивного аніоніту був отриманий сумарний радіоактивний залишок у вигляді радіоактивного розчину об'ємом 13,489 3 3 м з питомою активністю 0,138 Кі/м . Подальшу переробку видалених з робочого об'єму ФЛТР радіоактивних регенераційних розчинів (РЗАЛ) здійснювали нейтралізацією їх розчином нітратної кислоти. Утворену в результаті цього радіоактивну суспензію направляли на затвердіння. ФОРМУЛА ВИНАХОДУ 15 20 25 30 35 Спосіб регенерації відпрацьованих аніонообмінних смол АЕС з дезактивацією змішуванням, що включає пропускання через аніонітовий фільтр лужного розчину натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів, відмивання регенерованого аніоніту, скидання після кожного циклу регенерації і відмивання кожного регенераційного і відмивного розчину на подальшу переробку, гідровивантаження після останнього циклу регенерації і відмивання відпрацьованого радіоактивного аніоніту, який відрізняється тим, що після останнього циклу регенерації і відмивання відпрацьованого радіоактивного аніоніту перед його гідровивантаженням робочий об'єм фільтра заповнюють без гідровивантаження відмитого відпрацьованого радіоактивного 2аніоніту лужним розчином натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів з групи: SO4 , 3323PO4 , ВО3 , переважно SO4 , ВО3 , заданої концентрації, витримують протягом заданого часу, безперервно або періодично перемішуючи стисненим газом, що подається при заданій температурі, відводячи відпрацьований газ в систему спецвентиляції, при цьому після закінчення витримки протягом заданого часу отриманий регенераційний радіоактивний розчин видаляють з робочого об'єму фільтра і направляють на нейтралізацію, а операції заповнення робочого об'єму фільтра лужним розчином натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів, витримки, перемішування стисненим газом і видалення утвореного регенераційного розчину на нейтралізацію повторюють до отримання останнього регенераційного розчину з необхідною питомою активністю, причому видалені з робочого об'єму фільтра радіоактивні регенераційні розчини нейтралізують кислим агентом з групи: НNО3, H2SO4 або регенерат катіонообмінних фільтрів, переважно HNO3 або регенерат катіонообмінних фільтрів, а утворену після нейтралізації радіоактивну суспензію подають на затвердіння. 6 UA 114551 C2 Комп’ютерна верстка В. Мацело Міністерство економічного розвитку і торгівлі України, вул. М. Грушевського, 12/2, м. Київ, 01008, Україна ДП “Український інститут інтелектуальної власності”, вул. Глазунова, 1, м. Київ – 42, 01601 7