Новая высокоэффективная технология дезактивации радиоактивных солевых растворов и сточных вод с извлечением ценных компонентов и их возвратом в технологический цикл

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 радиоак

тивные 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:

N=(lnСисх-lnСкон)/(lnKd+ln). (1)

Обработка раствора фосфатом титана или его модификациями при рН менее 4 резко снижает эффективность сорбции, уменьшает коэффициенты распределения радионуклидов, так как +-ионы составляют конкуренцию при катионном замещении в твердой фазе. Обработка в режиме противотока при значениях рН не менее 4 и числе стадий обработки, определяемом согласно соотношению (1), обеспечивает наиболее полный захват радионуклидов по гамма- и бета-активности в твердую фазу и исключает образование растворимых твердых осадков. При очистке ЖРО с высоким солевым фоном происходит замещение катионами металлов протонов сорбента и переход последних в раствор, что в значительной степени снижает рН раствора. Поэтому в процессе сорбции возникает необходимость корректирования величины рН. Корректирование осуществляют введением щелочного компонента. Наиболее дешевым и удобным является использование соды, не меняющей, как правило, солевой состав очищаемого раствора. Для очистки от фосфат-ионов дезактивированного раствора последний обрабатывают гелем гидроксида титана. Перед захоронением отработанного сорбента целесообразна его термическая обработка, которая обеспечивает жесткую фиксацию сорбированных катионов, не переходящих в дальнейшем как в слабокислые, так и слабощелочные растворы, что создает гарантии надежного захоронения радиоактивных отходов после стеклования, битумирования или бетонирования. Во всех примерах число стадий определяют исходя из требуемой степени очистки от радионуклидов по гамма- и бета-активности, согласно соотношению N= (lnСисх-lnСкон)/(lnKd+ln), где Скон для гамма-активности принято равным 80 Бк/л, а Скон для бета-активности принято равным 35 Бк/л. При этом в качестве рабочего числа стадий выбирают число стадий, обеспечивающих требуемую степень очистки и по гамма- и по бета-активности, а несколько последовательных стадий объединяют в цикл. В режиме противотока (пример 6) процесс ведут с использованием в последующем цикле сорбента предыдущего цикла.

Глава 2. Новая высокоэффективная технология дезактивации радиоактивных солевых растворов и сточных вод с извлечением ценных компонентов и их возвратом в технологический цикл

При этом наилучшие технологические показатели — как по степени дезактивации (> 99,9 %), так и по степени концентрирования радионуклидов были получены при обработке растворов СОФ при 80 — 90 °С раствором гидроксида натрия (80 — 100 г/дм3) до рН =11-5- 13 в течение 1 — 2 ч. Однако, в связи с довольно высокой исходной концентрацией радионуклидов в растворах от СОФ достичь требуемой степени их дезактивации до установленных норм (< 6 Б к/кг) ни в одном из опытов за одну стадию не удалось. Подробное изучение особенностей и закономерностей дезактивации растворов-фильтратов после первой стадии дезактивации с Ауа = 200 - 800 кБк/кг и сопоставление эффективности различных методов дало возможность предложить новую — рациональную и выкоэффективную технологию совместной дезактивации солевых растворов от СОФ и ЦОВ. При разработке этой технологии и выборе условий второй стадии дезактивации растворов СОФ руководствовались следующими исходными данными [2].

Исходная удельная активность растворов СОФ примерно равна 100 250 кБк/кг. После первой стадии дезактивации растворов СОФ. их нейтрализации раствором NaOH до рН = 11,5 ^ 12,5 Aw фильтратов обычно составляет 300 — 500 Бк/кг, что весьма близко к исходной удельной активности ЦОВ.

Как было показано ранее, ЦОВ имеют удельную активность Aw до 1000 Бк/кг и содержат преимущественно в форме хлоридов железо, алюминий, торий, редкоземельные элементы (РЗЭ) и оксихлориды Nb, Та и Ti [3]. Ионы этих металлов при обработке ЦОВ раствором NaOH образуют осадки оксигидратов металлов, являющихся весьма эффективными коллекторами для радионуклидов ряда Th-232 и U-238 [4].

При переработке 9000 — 12000 т лопаритовых концентратов ежегодно образуется 1500 м3 растворов от "гидроразмыва" СОФ и 30000 м3 ЦОВ (рН = 1,5 + 5,0) [2]. Иначе говоря, соотношение растворов СОФ и ЦОВ составляет 1:20, а фильтратов после первой стадии дезактивации (нейтрализации) растворов СОФ и ЦОВ - " 1:10.

Это означает, что при смешивании, точнее — при объединении ЦОВ (4д = 500±250 Бк/кг) и фильтратов после первой стадии дезактивации растворов СОФ удельная активность объ-единенных растворов будет изменяться (увеличится или уменьшится) по сравнению с ад ЦОВ незначительно. Количественно изменения удельной активности ДЛУД будут находиться в пределах обычных колебаний значений удельной активности ЦОВ, поступающих в отделение дезактивации и нейтрализации.

 Скачать реферат