Разработка технологии переработки неорганических ЖРО РУ БН-350 (стр. 1 )

МИНИСТЕРСТВО ИНДУСТРИИ И НОВЫХ ТЕХНОЛОГИЙ РК
Республиканское государственное предприятие

НАЦИОНАЛЬНЫЙ ЯДЕРНЫЙ ЦЕНТР РК (РГП НЯЦ РК)

Дочернее государственное предприятие

ИНСТИТУТ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ И ЭКОЛОГИИ

(ДГП ИРБЭ РГП НЯЦ РК)

УДК 577.4:621.039.58:541.28

РАЗРАБОТКА ТЕХНОЛОГИИ ПЕРЕРАБОТКИ НЕОРГАНИЧЕСКИХ ЖРО РУ БН-350

Работа, представленная на конференцию - конкурс НИОКР

молодых ученых и специалистов

Национального ядерного центра Республики Казахстан

(прикладные исследования)

Курчатов 2011

АВТОР

Инженер, ИРБЭ НЯЦ РК,

1985 г.р.,

образование высшее (Павлодарский государственный университет им. С. Торайгырова ),

специальность –«Химическая технология органических веществ и материалов»

квалификация по диплому – инженер – химик - технолог

работает с 2010 г. в лаборатории радиохимических исследований ИРБЭ

общий стаж работы – 1 год.

РАЗРАБОТКА ТЕХНОЛОГИИ ПЕРЕРАБОТКИ НЕОРГАНИЧЕСКИХ ЖРО РУ БН-350

Работа, представленная на конференцию - конкурс НИОКР молодых ученых и специалистов Национального ядерного центра Республики Казахстан

Дочернее государственное предприятие «Институт радиационной безопасности и экологии» Республиканского государственного предприятия «Национальный ядерный центр Республики Казахстан» (ДГП ИРБЭ РГП НЯЦ РК).

г. Курчатов, Красноармейская 2, ,

факс.[phone], E_mail: [e-mail]

РЕФЕРАТ

Работа на 24 страницах, 8 рисунков, 10 таблиц, 23 источника.

Объект исследования: технология переработки жидких радиоактивных отходов реакторной установки БН-350

Актуальность: Существование до настоящего времени в г. Актау больших объемов жидких радиоактивных отходов (ЖРО) является нерешенной проблемой, которая может стать причиной экологического бедствия региона.

Для переработки ЖРО, накопленных на реакторной установке БН-350, российскими разработчиками предприятия «РАОТЕХ» было предложено использовать метод селективной сорбции. Основными технологическими стадиями процесса очистки ЖРО при использовании селективной сорбции являются: предварительная фильтрация и подготовка исходного раствора, окисление органической составляющей ЖРО, фильтрация и непосредственно сорбция. После окисления и фильтрации очищаемый раствор направляют на селективную сорбцию цезия на ферроцианидных сорбентах, в качестве которых чаще всего используют Термоксид-35.

Согласно исходным данным солесодержание в ЖРО РУ БН-350 составляет 70 – 605 г/л, объемная активность 107-108 Бк/л. Радиоактивность данных ЖРО, в основном, обусловлена радионуклидами Cs, Co и Mn.

В г. г. на Мангистауском атомном энергокомбинате были проведены лабораторные и стендовые испытания указанного метода переработки ЖРО. Опытная установка, используемая в экспериментах, состояла из узлов озонирования, фильтрации и сорбции. Конструктивно установка выполнена в виде отдельных модулей: блока емкостей, насосов, арматуры, сорбционных колонок, озонатора. В результате экспериментальных исследований по очистке ЖРО РУ БН-350 было установлено, что стендовая установка позволяет очистить ЖРО по 137Cs до значений Ки/л (3,7-37 Бк/л), по 60Со – Ки/л (37-370 Бк/л). По другим радионуклидам информация дана в недостаточном объеме. Отсутствовали исходные данные, необходимые для комплексной оценки степени радиационной опасности переработанных отходов, не рассматривался вопрос экономической эффективности предлагаемого способа переработки ЖРО.

В гг. ИРБЭ НЯЦ РК начаты научные исследования в области изучения технологических операций переработки ЖРО РУ БН-350. Были определены основные закономерности воздействия различных факторов (рН среды, минерализации растворов ЖРО, химический состав) на степень извлечения радионуклидов из растворов различного состава. В 2008 г. были получены первичные данные по радионуклидному и элементному составу неорганических ЖРО РУ БН-350.

В гг. были проведены экспериментальные исследования основных технологических этапов переработки неорганических ЖРО: озонирования, ионообменной очистки и фильтрации. Проведена количественная оценка эффективности использования данных методов для очистки ЖРО подобных составу ЖРО БН -350 в сравнении с другими существующими способами переработки ЖРО. Полученные экспериментальные данные позволили провести укрупненный экономический расчет эффективности всех предлагаемых методов. На основе проведенного анализа был предложен вариант наиболее экономичной и эффективной технологии переработки ЖРО РУ БН-350.Ее применение для переработки ЖРО РУ БН-350 позволит решить существующую проблему. Полученные экспериментальные данные дадут возможность избежать ошибки при проведении очистки ЖРО РУ БН-350 в промышленном масштабе.

Цель работы:

Разработать технологию переработки неорганических ЖРО РУ БН-350 с учетом:

- радионуклидного и химического состава ЖРО;

- степени очистки ЖРО от радионуклидов на каждой стадии;

- экономической эффективности применяемых способов.

Задачи исследований:

1. Провести радионуклидный и элементный анализ образцов ЖРО РУ БН-350

2. Провести теоретическую и экспериментальную оценку предлагаемых способов очистки ЖРО от радионуклидов и выбрать оптимальный способ для переработки ЖРО РУ БН-350

3. Определить оптимальные условия предлагаемой технологии переработки ЖРО РУ БН-350

Методология исследований:

Для изучения радионуклидного и химического состава неорганических ЖРО были отобраны 3 образца ЖРО РУ БН-350, которые прошли лабораторные исследования по определению элементного состава методом масс-спектрометрии и определению радионуклидного состава. Содержание гамма-излучающих радионуклидов определялось с помощью гамма-спектрометра, определение содержания изотопов Pu проводилось альфа-спектрометрическим методом с предварительной радиохимической очисткой образца, определение содержания 90Sr проводилось с использованием метода бета-спектрометрии с предварительной радиохимической очисткой. После определения состава ЖРО РУ БН-350 были изучены проектные материалы по созданию комплекса очистки данных отходов, разработанные российскими специалистами. По результатам анализа проектных данных были выбраны основные этапы технологии для определения степени очистки ЖРО от радионуклидов.

Для исследования состава ЖРО РУ БН-350 использовалось следующее аттестованное оборудование и методики:

- альфа-спектрометры Canberra;

- масс-спектрометр с индуктивно-связанной плазмой;

- жидкосцинтилляционный спектрометр Tricarb;

- «Методика выполнения измерений на гамма-спектрометре. Активность радионуклидов в объемных образцах», МИ;

- «Методика определения содержания искусственных радионуклидов плутония-(239+240), стронция-90 и цезия-137 в природных водах методом концентрирования», Алматы, 2001 г.

- Методика определения искусственных радионуклидов 239+240Pu, 90Sr в объектах окружающей среды, KZ.07.00..

При исследованиях применялись как стандартные варианты методик, так и модифицированные. При разработке технологии переработки ЖРО применялись стандартные методики химического, радиохимического и спектрометрического анализов с использованием модельных растворов, состав которых приближен к составу ЖРО РУ БН-350.

Результат работы:

1. Получены исходные данные о радионуклидном и элементном составе ЖРО РУ БН-350.

2. Проведена теоретическая и экспериментальная оценка предлагаемых способов очистки ЖРО от радионуклидов и выбран оптимальный способ для переработки ЖРО РУ БН-350.

3. Определены оптимальные условия предлагаемой технологии переработки ЖРО РУ БН-350.

Научная новизна:

Данная работа проведена с целью разработки новой технологии переработки ЖРО с учетом количественного и качественного состава отходов. Данный подход к разработке технологии переработки ЖРО определенного состава принципиально отличается от существующих в настоящее время технологий переработки ЖРО. В результате исследований разработана новая технология, позволяющая эффективно и с меньшими экономическими затратами переработать большие объемы накопленных жидких радиоактивных отходов, таких как ЖРО РУ БН-350.

Личный вклад автора:

Проведение лабораторных исследований, обработка данных и анализ.

Публикации по данной тематике:

1. Дополнительные исследования количественного и качественного состава ЖРО РУ БН-350, Ж-л Проблемы биогеохимии и геохимической экологии №3(14), 2010 г., с.116.

2. К вопросу об эффективности технологии переработки жидких радиоактивных отходов реакторной установки БН-350, Вестник НЯЦ, 2011.

ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ, УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ, СИМВОЛОВ,

ЕДИНИЦ И ТЕРМИНОВ

ЖРО	- жидкие радиоактивные отходы
РУ БН-350	- реакторная установка на быстрых нейтронах
Сs	- цезий
Sr	- стронций
Am	- америций
Pu	- плутоний
Eu	- европий
Sm	- самарий
Tc	- технеций
U	- уран
Np	- нептуний
I	- йод
Cm	- кюрий
Со	- кобальт
Mn	- марганец
Sb	- сурьма
Na	- натрий
Y	- иттрий
Mg	- магний
K	- калий
Ca	- кальций
Fe	- железо
Ауд	- удельная активность
ЭДТА	- этилендиаминтетраацетат
Бк	- беккерель
ОЯТ	- отработанное ядерное топливо
ВВЭР	- водо-водянной энергетический реактор
УФ свет	- ультрофиолетовый свет
рН	- водородный показатель

СОДЕРЖАНИЕ

РЕФЕРАТ_ 3

ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ, УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ, СИМВОЛОВ, 5

ВВЕДЕНИЕ_ 7

1. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНАЯ ЧАСТЬ_ 8

1.1 Определение радионуклидного и элементного состава ЖРО РУ БН-350_ 8

1.1.1 Определение радионуклидного состава 8

1.1.2 Определение состава ЖРО_ 10

1.1.2.1 Определение элементного состава ЖРО_ 10

1.1.2.1 Определение химического состава ЖРО_ 11

1.2 Оценка предлагаемых способов очистки ЖРО от радионуклидов и выбор оптимального способа переработки ЖРО РУ БН-350_ 12

1.2.1 Окисление комплексообразующей составляющей ЖРО_ 12

1.2.2 Очистка ЖРО от радионуклидов на стадии фильтрации_ 16

1.2.3 Очистка ЖРО от изотопов Cs на стадии ионообменной сорбции_ 17

1.3 Выбор оптимальных условий предлагаемой технологии переработки ЖРО РУ БН-350_ 21

1.3.1 Оптимальные условия окисления органической составляющей ЖРО с использованием перманганата калия 21

1.3.2 Оптимальные условия сорбционной очистки ЖРО от изотопов цезия с использованием ферроцианида меди_ 22

ЗАКЛЮЧЕНИЕ_ 22

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ_ 23

ВВЕДЕНИЕ

Одной из основных проблем, определяющих существование и дальнейшее развитие атомной энергетики, является решение задачи эффективной переработки жидких радиоактивных отходов и их надежной утилизации.

Жидкие радиоактивные отходы реакторных установок представляют собой растворы различной степени минерализации, загрязненные продуктами деления, радионуклидами коррозионного происхождения, различными веществами, используемыми для поддержания водно-химического режима и дезактивации оборудования.

Традиционными методами переработки ЖРО являются: глубокое упаривание, цементирование и битумирование. Эти методы позволяют перевести ЖРО в инертную форму, пригодную для захоронения, но не решают проблему больших объемов радиоактивных отходов, а также требуют значительных материальных затрат.

Наибольшее распространение в настоящее время получила технология переработки ЖРО с использованием селективной сорбции, позволяющей сконцентрировать радиоактивные изотопы Cs, являющиеся одними из наиболее активных, долгоживущих и трудноудаляемых, в небольшом объеме сорбента. Согласно литературным источникам [[1], [2]] основными технологическими стадиями процесса очистки ЖРО при использовании селективной сорбции являются: предварительная фильтрация и подготовка исходного раствора, окисление органической составляющей ЖРО, фильтрация и непосредственно сорбция. После окисления и фильтрации очищаемый раствор направляют на селективную сорбцию цезия на ферроцианидных сорбентах, в качестве которых, чаще всего, используют неорганический сорбент марки Термоксид-35.

Для переработки ЖРО, накопленных на реакторной установке БН-350, российскими разработчиками «РАОТЕХ» было предложено использовать именно метод селективной сорбции [[3]]. Согласно исходным данным [[4]] солесодержание ЖРО составляетг/л, объемная активность 107-108 Бк/л. Радиоактивность ЖРО, в основном, обусловлена радионуклидами Cs, Co и Mn.

В г. г. на Мангистауском атомном энергокомбинате были проведены лабораторные и стендовые испытания указанного метода переработки ЖРО. Опытная установка, используемая в экспериментах, состояла из узлов озонирования, фильтрации и сорбции. Конструктивно установка выполнена в виде отдельных модулей: блока емкостей, насосов, арматуры, сорбционных колонок, озонатора [[5]]. В результате экспериментальных исследований по очистке ЖРО РУ БН-350 было установлено, что стендовая установка позволяет очистить ЖРО по 137Cs до значений Ки/л (3,7-37 Бк/л), по 60Со – Ки/л (37-370 Бк/л) [5]. По другим радионуклидам информация дана в недостаточном объеме. Отсутствуют исходные данные, необходимые для комплексной оценки степени радиационной опасности переработанных отходов.

На основе исходных данных о составе ЖРО в 2002 г. был разработан проект на промышленную установку ионоселективной очистки ЖРО РУ БН-350. Технологический процесс переработки ЖРО, согласно проекту, заканчивался получением очищенного от радионуклидов раствора, который планируется упаривать и в виде сухой соли направлять на хранение на действующий полигон бытовых отходов «Карьер 400» [4].

Используя данные литературного обзора материалов по технологии переработки ЖРО РУ БН-350, а также отчетные исходные данные по составу ЖРО РУ БН-350 можно ожидать присутствие в составе ЖРО радионуклидов, содержание которых необходимо будет учитывать при проведении категоризации отходов и их очистки.

В настоящее время задача переработки жидких радиоактивных отходов РУ БН-350, находящихся в г. Актау, остается актуальной и нерешенной. Предложенная российскими разработчиками технология переработки ЖРО ориентирована в основном на очистку от изотопов Cs, 54Mn, 60Со и не учитывает полный радионуклидный состав ЖРО РУ БН-350, что в итоге может привести к неполной очистке ЖРО от радионуклидов.

1. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНАЯ ЧАСТЬ

С целью разработки технологии переработки ЖРО РУ БН-350 были проведены следующие исследования:

- Определение радионуклидного и элементного состава ЖРО РУ БН-350 (теоретическая и экспериментальная оценка).

- Оценка предлагаемых способов очистки ЖРО от радионуклидов и выбор оптимального способа переработки ЖРО РУ БН-350.

- Выбор оптимальных условий предлагаемой технологии переработки ЖРО РУ БН-350.

1.1 Определение радионуклидного и элементного состава ЖРО РУ БН-350

1.1.1 Определение радионуклидного состава

Теоретическая оценка

При работе в реакторе образуется около 200 радионуклидов (от цинка до гадолиния), состоящих из продуктов деления – радиоизотопов средней части Периодической системы , неразделившегося урана и радионуклидов наведённой активности [[6]].

Помимо общеизвестных радионуклидов, образующихся в результате работы ядерного реактора (137,134Cs, 60Co, 54Mn, 90Sr, изотопы Pu), в отработанном ядерном топливе присутствует множество короткоживущих и долгоживущих радионуклидов, содержание которых обычно не учитывается при разработке основных технологических операций по переработке радиоактивных отходов. В статье [[7]] представлен ориентировочный радионуклидный состав отработанного ядерного топлива (ОЯТ), только что извлеченного из реактора типа ВВЭР после нескольких лет облучения, согласно которому в 1 тонне ОЯТ содержится 950-980 кг 235+238U, кг Pu, 1,2 — 1,3 кг 137Cs, около 770 г 99Tc, около 500 г 90Sr, 500 г 237Np, 1г 241Am, около 200 г 129I, около 60 г 242Cm и 244Cm, 12-15 г 151Sm и т. д.

Согласно данным работы [[8]], сравнение характеристик РАО реакторов на тепловых и быстрых нейтронах показало, что состав и уровни активности РАО аналогичны. Определены особенности РАО реакторов БН: объем жидких РАО в 2-2,5 раза ниже, твердых РАО - в 1,5-3 раза выше, чем на реакторах ВВЭР, специфические твердые РАО реакторов БН - жидкометаллический натриевый теплоноситель, ловушки и адсорберы, содержащие натрий.

Таким образом, используя вышеприведенные данные по ориентировочному составу ОЯТ реактора на тепловых нейтронах типа ВВЭР [7], был проведен расчет возможного радионуклидного состава 1 тонны ОЯТ РУ БН-350 на настоящий момент. Учитывая тот факт, что основным радионуклидом, составляющим большую радиоактивность отходов является 137Сs, был проведен расчет соотношения каждого долгоживущего радионуклида к активности 137Cs. По данным соотношениям и количественным данным об активности 137Cs в ЖРО РУ БН-Бк/кг, [3]), был определен ориентировочный радионуклидный состав ЖРО РУ БН-350. При этом было принято, что:

- при переходе радионуклидов из ОЯТ в растворы ЖРО происходит их равномерное растворение, т. е. отношение радионуклидов друг к другу не меняется;

- момент извлечения топлива из реактора – 1.12.1999 г.;

- данные по короткоживущим радионуклидам и радионуклидам наведенной активности не используются в расчете;

- при условии присутствия нескольких изотопов одного элемента активность рассчитывалась по радионуклиду с большим периодом полураспада.

Результаты расчетов представлены в таблице (Таблица 1).

Таблица 1.

Результаты расчетов ориентировочного радионуклидного состава ОЯТ и ЖРО РУ БН-350 на 01.01.2010 г.

Радионуклид	Расчетная удельная активность в ОЯТ, Бк/т	Отношение Радионуклид / 137Cs	Расчетная удельная активность в ЖРО, Бк/кг	Удельная активность в декантате на 01.09.03 г., Бк/кг	УВ (НРБ-99), Бк/кг
238U	1,2·1010	1:215 000	2,2·103	Не определялась	3,1
239Pu	2,3·1013	1:114	4,2·106	Не определялась	5,6·10-1
137Cs	3,4·1015	1:1	4,8·108	107-108	11,0
99Tc	4,8·1011	1:5400	8,9·104	Не определялась	2,2·102
90Sr	2,0·1015	1:1,3	3,8·108	Не определялась	5,0
237Np	1,3·1010	1:200 000	2,4·103	Не определялась	1,3
241Am	4,4·1013	1:59	8,1·106	Не определялась	6,9·10-1
129I	1,3·109	1:1 995 000	2,4·102	Не определялась	1,3
244Сm	1,3·1014	1:20	2,3·107	Не определялась	1,2
151Sm	1,4·1013	1:190	2,5·106	Не определялась	1,4·103

Проведенные теоретические расчеты показывают, что значения активности основных долгоживущих радионуклидов в ЖРО РУ БН-350 значительно превышают нормативные уровни (НРБ-99). При разработке технологии переработки данных ЖРО следует ожидать в составе отходов следующие радионуклиды: 238U, 239Pu, 137Cs, 99Tc, 90Sr, 237Np, 241Am, 129I, 244Сm, 151Sm. Причем, наибольший вклад в радиоактивность отходов будут вносить 137Cs и 90Sr.