Способ обезвреживания маломинерализованных слабо радиоактивно-загрязненных вод в полевых условиях

Способ обезвреживания маломинерализованных слабо радиоактивно-загрязненных вод в полевых условиях

Реферат

 

Изобретение относится к технологии обезвреживания жидких радиоактивных отходов (ЖРО) мембранно-сорбционными методами. Способ включает предварительное осветление маломинерализованных слабо радиоактивно-загрязненных вод в емкости-отстойнике, в которую вводят взвесь измельченных отходов производства цеолитов. Затем производят очистку от остатков взвесей на механических фильтрах и ультрафильтрах с возвратом концентрата последних (50 - 90% потока вод) в емкость-отстойник и доочистку вод на фильтрах с синтетическим натриевым цеолитом. Очищенные воды подают в промежуточную емкость, а образующийся осадок, содержащий вторичные отходы, заключают в цемент. Данный способ обезвреживания позволяет достичь очистки от бета-нуклидов в 10²- 10³ раз, сократить объем вторичных отходов до 0,2% объема исходных вод и снизить выщелачиваемость радионуклидов из продуктов отверждения до значений не более 110^-3 г/см² сут, что позволяет захоранивать их в простейшие грунтовые могильники. 1 ил.

Изобретение относится к технологии обезвреживания жидких радиоактивных отходов (ЖРО) мембранно-сорбционными методами.

При эксплуатации атомных станций и других ядерных объектов помимо образования реагентных ЖРО (дезактивирующих, моющих, регенерирующих растворов и др. ), отличающихся повышенной засоленностью и радиоактивностью, происходит загрязнение значительных объемов маломинерализованных природных вод радионуклидами до значений, превышающих допустимые лишь в 10² - 10³ раз. Такие слабо радиоактивно-загрязненные воды часто образуются на объектах, не имеющих собственных установок водоочистки, что требует проведения их обезвреживания в полевых условиях, т.е. с применением мобильных (транспортируемых) установок.

ЖРО, образующиеся на крупных предприятиях, например АЭС, обезвреживаются на стационарных промышленных установках спецводоочистки (СВО). Основным способом, используемым на этих установках, является очистка на механических фильтрах, выпарных аппаратах и ионообменных фильтрах с последующим отверждением радиоактивных концентратов битумированием или цементированием [1]. Недостатком этого способа является то, что при высокой степени очистки от радионуклидов (в 10⁴-10⁵ раз) выпаривание является высокоэнергоемким и аппаратурно-сложным процессом, что ограничивает его применение в полевых условиях на передвижных (мобильных) установках и делает нерентабельным при переработке небольших объемов маломинерализованных слабо радиоактивно-загрязненных вод.

Известен способ обезвреживания маломинерализованных низкоактивных вод в полевых условиях на передвижной установке Московского НПО "Радон" с использованием мембранно-сорбционных методов [2]. Установка включает механический фильтр, ультрафильтры, натрий-катионитовые фильтры, электродиализаторы и H⁺ - катионитовый фильтр. Однако, при слабой радиоактивной загрязненности вод (до 1-10^-8 Ku/л) установка работает по упрощенной схеме. ЖРО очищают от основной доли взвесей и нефтепродуктов на механических фильтрах, отстаивают затем в емкости-отстойнике, в коническом днище которой собираются и периодически удаляются в виде шлама скоагулированные взвеси и коллоидные частицы. Из средней части емкости отходы забирают на очистку на ультрафильтры, концентрат отходов возвращают в емкость-отстойник, а фильтрат доочищают на натрий-катионитовых фильтрах (со смолой КУ-2-8 в Na⁺ - форме), которые регенирируют HNO₃, а образующиеся радиоактивные концентраты отверждают включением в портландцемент.

Основным недостатком данного способа является то, что при общей очистке воды в 10² - 10^2,5 раз, очистка от бета- активных радионуклидов (⁹⁰Sr-⁹⁰Y) составляет менее чем в 10 раз; объем вторичных отходов (регенераты ИОС, промывочные воды, отработавшие ИОС и др.) достигает 2% от общего объема очищаемых вод, а при цементировании их объем увеличивается еще в 1,5 раза. Кроме того, забивание ультрафильтрационных мембран постоянно снижает производительность установки.

Задача, решаемая данным изобретением, заключается в повышении степени очистки от бета-активных нуклидов, сокращении объема вторичных отходов, увеличении водостойкости продуктов их отверждения, упрощении эксплуатации и повышении производительности установки.

Сущность изобретения заключается в том, что в способе обезвреживания маломинерализованных слабо радиоактивно-загрязненных вод в полевых условиях, включающем очистку на механических фильтрах и ультрафильтрах, осветление концентратов в емкости-отстойнике и доочистку на катионообменных фильтрах с последующим включением образующихся вторичных отходов в цемент, в качестве катионообменных фильтров используют синтетические Na⁺ - цеолиты, емкость-отстойник, в которую возвращают концентрат ультрафильтров, располагают перед механическими фильтрами и для осветления концентрата в емкость вводят взвесь измельченных отходов производства цеолитов.

Способ осуществляется следующим образом.

Маломинерализованные (до 1 г/л по сухому остатку) слабо радиоактивно-загрязненные (до 10^-7 Ku/л), в основном бикарбонатные хлоридно-сульфатные воды направляют в емкость-отстойник, в которую постоянно подают взвесь измельченных отходов производства цеолитов, осадок в виде шлама периодически удаляют на отверждение вместе с скоагулированными взвешенными и коллоидными частицами, содержащимися в исходной воде. Осветленную воду направляют на механический фильтр, где доочищают от взвесей и нефтепродуктов. Затем воду очищают на ультрафильтрах, концентрат которых (50 - 90% потока воды) возвращают обратно в первичную емкость - отстойник, а фильтрат доочищают на фильтрах с синтетическим Na⁺ - цеолитом. Вторичные радиоактивные отходы (шламы из емкости - отстойника и отработавшие цеолиты) включают в цемент. Очищенную воду (фильтрат) сливают в окружающую среду или направляют на повторное использование для технологических целей. При недостаточной степени очистки цикл может быть повторен с новой загрузкой фильторов Na⁺ - цеолитами. Данный способ обезвреживания позволяет достигать очистки как от гамма-, так и от бета-активных радионуклидов в 10²-10³ раз, объем вторичных отходов после цементирования составляет не более 0,2%, а выщелачиваемость из отвержденных продуктов составляет не более 110^-4 г/см² сут. Отсутствие необходимости регенерации упрощает эксплуатацию установки, а снижение забивания ультрафильтрационных мембран из-за исключения проскока взвесей и коллоидов обеспечивает поддержание ее высокой производительности.

По сравнению с известными мембранно-сорбционными способами обезвреживания маломинерализованных слабо радиоактивно-загрязненных вод предлагаемый способ с использованием отходов производства синтетических цеолитов для осветления концентратов ультрафильтров перед их очисткой на механических фильтрах обеспечивает не только снижение нагрузки на ультрафильтрационные мембраны и повышение их производительности, но и увеличение очистки от бета-нуклидов до 10²-10³ раз, а также повышение в 10² раз водостойкости продуктов отверждения вторичных отходов, что не следует явным образом из уровня техники, т. е. соответствует критерию изобретательского уровня. На черетеже представлена принципиальная технологическая схема обезвреживания слабо радиоактивно-загрязненных вод.

Примеры конкретного исполнения Пример 1. В качестве маломинерализованных слабо радиоактивно-загрязненных вод использовали сбросной раствор, содержащий 200 мг/л гидрокарбонатов, 150 мг/л хлоридов, 80 мг/л сульфатов, 5 мг/л нитратов, 60 мг/л кальция, 15 мг/л магния, 60 мг/л натрия, 40 мг/л калия, 10 мг/л аммония, 15 мг/л железа и 15 мг/л нефтепродуктов (до 100 мг/л взвешенных веществ и pH=8,5), удельная активность составляла 110^-7 Ku/л по цезию-137 и 110^-7 Ku/л по стронцию-90. (Согласно нормам радиационной безопасности НРБ-96, допустимая удельная активность ДУА радионуклидов в воде составляет 2,610^-9 Ku/л для цезия-137 и 1,210^-9 Ku/л для стронция-90). Обезвреживание раствора проводили по технологической схеме, представленной на черетеже.

Загрязненный раствор направляли в емкость-отстойник 1, в которой одновременно подавали и взвесь измельченных отходов производства цеолитов Na-A. В коническом днище емкости 1 собирали и периодически удаляли на отверждение в виде шлама осадок измельченных цеолитов вместе с скоагулированными взвешенными и коллоидными загрязнениями, а осветленную воду подавали на механические фильтры 2, где производили очистку от остатков взвесей с диаметром от 5 до 25 мкм. Затем воду направляли на ультрафильтры 3, где производили доочистку от взвесей и коллоидов с диаметром от 0,01 - 5 мкм. При ультрафильтрации 70% потока воды возвращали обратно в емкость-отстойник 1, а 30% очищенной от взвесей воды направляли на цеолитовые фильтры 4 с синтетическим цеолитом Na-A. На цеолитовых фильтрах проводили очистку от радионуклидов в ионной форме, а также в виде комплексов с диаметром частиц и молекул менее 0,01 мкм. Фильтрат направляли в емкость очищенной воды 5, где производили контроль удельной активности перед сбросом. Цементирование шлама из емкости 1 и отработавшего цеолита из фильтра 4 производили с использованием портландцемента М-400 (ГОСТ 1017-85) при водоцементном отношении 0,7.

Удельная активность очищенной воды составила 110^-10 по цезию-137 и около 110^-10 Ku/л по стронцию-90, т.е. очистка от гамма- и бета-активных радионуклидов около 1000, что обеспечило снижение концентрации этих радионуклидов до значений ниже ДУА. Объем вторичных отходов (шлама и отработавших цеолитов) после цементирования составлял около 0,2% от объема исходной воды, а выщелачиваемость цезия-137 (через 90 суток) составляла менее 110^-4 г/см² сут.

Пример 2. Отличается от примера 1 тем, что в исходной воде содержание взвесей составляло 10 мг/л. При той же исходной удельной активности очистка от гамма-излучающих нуклидов составляла 10³, а от бета-нуклидов 510² (удельная активность очищенной воды 210^-10 Ku/л, т.е. ниже ДУА).

Пример 3. Отличается от примера 1 тем, что в исходной воде содержание взвесей составляло до 1 мг/л. При той же исходной удельной активности очистка от гамма-нуклидов составляла 10³, а от бета-нуклидов 10² (удельная активность очищенной воды 110^-9 Ku/л, т.е. ниже ДУА).

Предлагаемый способ технологически проще прототипа, т.к. не требует проведения регенерации Na⁺ - катионитовых фильтров и, соответственно, не увеличивает солесодержания вторичных отходов. Предотвращение забивки ультрафильтрационных мембран позволяет поддерживать высокую производительность установки. Повышение очистки от бета-нуклидов по сравнению с прототипом в 10 - 100 раз позволяет перерабатывать растворы с более высокой (до 110^-7 Ku/л) исходной активностью. Объем отвержденных отходов не превышает 0,2% исходного объема обезвреживаемых вод (расход цемента на порядок меньше, чем у прототипа), а низкая скорость выщелачивания радионуклидов из отвержденных отходов (не более 110^-4 г/см² сут) позволяет захоранивать их не только в бетонных хранилищах, но и в простейших грунтовых могильниках [3]. Использование для предварительной обработки воды отходов производства синтетических цеолитов позволяет с учетом исключения расходов на регенерацию и снижения затрат на отверждение и захоронение вторичных отходов не повышать затрат на обезвреживание вод по сравнению с прототипом.

Данный способ может осуществляться на действующей передвижной установке для обезвреживания маломинерализованных низкоактивных отходов Мос. НПО "Радон" [2] практически без установки какого-либо дополнительного оборудования, т. е. является промышленно применимым к полевым условиям. Натриевые цеолиты производятся в крупных промышленных масштабах, а мелкодисперсные отходы их производства в настоящее время не находят применения. Важнейшим аспектом способа является высокая экологическая безопасность конечного продукта обезвреживания радиоактивно-загрязненных вод (отвержденных вторичных радиоактивных отходов), допускающая их непосредственный контакт с грунтом.

Источники информации 1. Никифоров А.С. и др. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. -М. , Энергоатомиздат, 1985 г., с. 54 - 55.

2. Соболев И.А. и др. Передвижная установка для обезвреживания маломинерализованных низкоактивных жидких отходов.- Атомная энергия, 1992 г., т.73 вып. 6, с.474 - 478. /Прототип/.

3. Баженов Ю. М. и др. Условия безопасности при хранении радиоактивных цементов. - Изотопы в СССР, 1970, т. 17, с. 17 - 22.

Формула изобретения

Способ обезвреживания маломинерализованных слабо радиоактивно-загрязненных вод в полевых условиях, включающий очистку на механических и ультрафильтрах, осветление концентратов в емкости-отстойнике и доочистку на катионообменных фильтрах с последующим включением образующихся вторичных отходов в цемент, отличающийся тем, что в качестве катионообменных фильтров используют синтетические Na⁺-цеолиты, а емкость-отстойник, в которую возвращают концентрат ультрафильтров, располагают перед механическими фильтрами и для осветления концентрата в емкость вводят взвесь измельченных отходов производства цеолитов.

РИСУНКИ

Рисунок 1