Способ обезвреживания жидких радиоактивных отходов

ГО СУДАР СТВЕННОЕ ПАТЕНТНОЕ ВЕДОМСТВ О РЕ СПУБЛИКИ БЕЛАРУСЬ(54) СПОСОБ ОБЕЗВРЕЖИВАНИЯ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВСпособ обезвреживания жидких радиоактивных отходов путем соосаждения радионуклидов с неорганическим сорбентом, включающим ферроцианид, с последующим разделением фаз, отличающийся тем, что соосаждение радионуклидов осуществляют обработкой отходов в кислой среде пе манганатом калия в количестве (132,5)10 моль/л, нагреванием до 4 О-бОС и добавлением (0,41,О) 103(71) Заявитель Институт радиоэкологических проблем Академии наук Беларуси (ВЧ)(73) Патентообладатель Институт радиоэкологических проблем Академии наук Беларуси (ВЧ)моль/л ферродианида калия, причем соосаждение ведут при содержании в растворе 3,57 О г/л щавелевой кислоты и 1,0-3,0 г/л ПАВ(по сульфонолу), а последующее разделение фаз проводят ультрафильтрацией в слабокислой среде.Изобретение касается обезвреживанияжхадшшх радиоактивных отходов (ЖРО) и может быть ИСПОЛЬЗОБЗНО ПРВШУГУШССТВННО В ЗТОШЕОЙ ТСХ пике, где возможно образование достаточно больших кошгчесгв отработавших дезактивирующих растворов, содержащих радионуклиды,ЩНВПВУЪО КИСПОТУ, ПОВСРЦКУСГНО-ЗКТИВНЪХС ВБщесгва (ПАВ) и неорганические вещества. Изобретение может быть использовано при очистке воды и елочных вод (СВ) от радионукшщов, а таюке для аналитических определений радионуклидов в сгочтшх водах.Известен способ обезвреживания ЖРО путем соосаждения радионуклидов с неорганическим сорбентом, вкшочающим ферроцианид, с последуюпхим разделением фаз 1. При этом используют смешанный сорбент, содержащий, по крайщей мере, 50 соли бария и феррошиханид меди, причем процесс ведут в сульфатной среде, рН которого менее 8.Однако по этому методу необходимо применение подготовленных сорбентов и использование токсичных соединений бария. К тому же присутствие ПАВ в большом количествезатрудняет очистку СВ ионообменным способом. Попадая на ионообменные материалы,ПАВ изменяют их физико-химические свойства (обменную емкость), набухание, забивают фильтропоры ионообменников, снижают скорость фттльтрации. В присутствии ПАВ уменьшается скоросгь оседания взвешенных твердых частиц в растворах. Возникают трудности и при регенерации ионообменных материалов. Кроме того, по данному способу процесс ведутв среде О 4-анионов, а к реагентам, применяемым при дезактивации, предъявляются повышенные требования по химической чистоте. Особое внимание следует обращать на примеси, которые способны проявлять коррозионную активность даже в весьма малых концентрациях в растворах, а именно галогенсодержашие соединения, сульфат-ионы И др.Задачей настоящего изобретения является создание способа обезвреживания РКРО, обеспечивающего повышение экологической безопасности с улутпленной технологией процесса.В результате решения данной задачи достигается новый технический результат, заключающийся в улучшении обезвреживания ЖРО путем увеличения эффективности извлечения радиоцезия, а также в улучшении технологичности процесса за счет упрощения, за счет ускорения разделения фаз при сохранении возможности повторного использования дезактивирующих растворов, а также сокращения ЖРО.Данный технический РЕЗУЛЬТНТ достигается тем, что обезвреживание ЖРО проводят соосаждением радионуклидов с неорганическим сорбентом, включающим ферроцианид, с последующим разделением фаз.Отличительной особенностью настоящего изобретения является осуществление соосаждения радионуклидов обработкой ЖРО, содержащих щавелевую кислоту и ПАВ, в кислой среде пе манганатом калия в кодшчесгве (1,32,5) 1 О моль/ л, далее нагреванием до 40-6 ОС(0,4-1,0)103 моль/л ферроцианида калия. Дальнейшее разделение фаз проводят ультрафильтрацией. При такой обработке раствора в кислой среде происходит частичноеокисление Н 2 С 204 и воостановлевше МпО 4 иона до Мп(Н 2 О) -катиона. При введении в подготовленный таким образом раствор ферроцианида калия К 4 Ре(СЫ)5 в количестве (ОА 1,0)1 О 3 моль/л происходит образование ферропианида марганца (П), сорбента, способ ною поглощать радионуклиды из раствора. По-скольку в растворах возможно образование устойчивых феррбгшашадшъх золей, то для отделения фазы образовавшегося сорбента от раствора используют метод ультрафильтрации, 7.1 ппозволяющий задерживать достаточно мелкие частицы. Тогда ультрафильтрация подготовлех-птых вышеприведенным образом растворов позволяет очистить их от радионуклидов и вернуть для повторного использования обезвреженные дезактивирующие растворы.Пример 1. Отработанные дезактивируюшие растворы содержат 5 г/л щавелевой кислоты,1,5 г/л сульфонола, 3,5 г/л гексаметафосфата натрия, а также радионуклид С 5-137. Концентрацию изотопов 05-137 в растворах определяли с помощью полупроводникового детектора ДГДК-бЗ В-З с использованием анализатора импульсов УНО-9 З.В раствор (рН раствора 1,7-1,8) добавляли перманганат кашшя в колптчестве 1104 - 1-102 моль/ л. Раствор перемешивали и нагреваша до его обесцвечивания. Далее добавляли ферроцианид калия в когшчестве 5105 - 510 моль/лгвор перемешивали. Для отделения твердой фазы сорбента от раствора использовали метод ультрафильтрации путем пропускания 30 мл раствора через полупроницаемую мембрану Владипор УПМ-П. Определение содержания радиоцезия проводили путем измерения активности аликвот исходного раствора и фильтрата. Для количественной оценки режимов разделения рассчитывали долю радионуклида, задерживаемого полупроницаемой мембраной по формуле К(Ао-А)/ Ао 100, где Ао, А - актпвность исходного раствора и фильтрата соответственно.Полугченньте экспериментальные данные по ультрафилътращш растворов приведены в табл. 1.Из полученных данных следует, что наиболее оптимальные концентрации реагентов для максимально возможного выделения радиоцеэия из дезактивируюших растворов, содержащих щавелевую кислоту, составляют для перманганата калия (1,3-2,5) 103 моль/и ферроцианида калия (04-1,0) 103 моль/ л.Пример 2. Исходный дезактивирующий раствор, содержащий радиоцезий, обрабатывали как в примере 1. Раствор объемом 30 мл подвергали ультрафильтрации. Затем через ту же мембрану пропускали новую порцию раствора,содержащего 05-137, объемом 30 мл, но не подвергнутого предварительной обработке. Определение содержания радионуклида и расчет количества радиоцезия, задерживаемого мембраной, описаны в примере 1. Полученные данные приведены в табл. 2. 7Из полученных данных следует, что обработав определенный объем низкоактивного дезактивирующего раствора и подвергнув ею ультрафильтрации, возможно повторно пропустить уже без обработки через ту же мембрану такой же объем дезактивирующего раствора с получением высокой степени извлечения радиоцезия.лл млт штлЗадержание 05-137 из дезактивирующих растворов в присутствии и в отсутствии сорбента ферроцианида марганцаШ) (ФЦМ)Результаты опытов по очистке дезактивирующих растворов от радиоцезия ультрафильтрациейПоследовательность про- 1 пускания через одну и задержания1 2. Нагревание до обесцвечивания раствораПример 3. Исходный дезактивирующий раствор, содержащий рациоцезий, обрабатывали как в примере 1. Затем 500 мл этого раствора отфильтровали На пилотной установке для ультрафильтрации (состоящей из циркуляционного насоса и мембранного блока типа фильтр-пресс). Определение содержания радионуклидов в фильтрате, расчет количества радиоцезия задерживаемого мембраной, описаны в примере 1. Полученные данные приведены в табл. З.Пример 4. Исходный раствор содержит СМС Лотос 0,5 г/ л, радионуклиды 1211-1015, 2 г 95 ЫЬ-95 либо 5 г-89. В раствор при рН 1,0 добавляли перманганат калия в количестве 6 105 моль/ л и нагревали до обесцвечивания раствора и добавляли ферроцианид тсалия в количестве 1-104 моль/л и хлорид никеляЗадержание С-137 полупроницаемымн мембранами из дезактивирующих растворов,подвергнутых ультрафильтрации на пилотной установке(П) до концентрации 2104 моль/л. После повышения рН раствора до 8 отделяли твердую фазу сорбента от раствора. Определение гамма-излучаюптих радионуклидов проводили с помощью полупроводникового детектора ДГДК 250 В с использованием анализатора щшульсов АИ-1024, концентрацию 5 г 89 определми с помощью блока детектирования,состоящего из пересчетного прибора ПСО-1 М и счетчика ядерного излучения МСТ-17.Определение содержания радионуклидов в фильтрате и расчет кодшчества радионуклида,задерживаемото мембраной, описаны в примере 1. Полученные данные приведены в табл. 4.Из полученных данъшх следует, что на неорганическом сорбенте, содержащем ферронианид, происходит сорбция не только изотопов 05-137, но и других радионуклидов. Поэтому по предлагаемому способу можно методом сорбции на ферроцианиде марганца выделить из раствора не только радиоцезий, но и другие радионуклиды, например 5 г-89, 90, 101-106 и другие.Использование предлагаемого технического решения позволяет- улучшить технологичность процесса переработки ЖРО за счет сокращения ЖРО и уменьшения объемов, подлежащих очистке сбросннх вод, а также упрощения операций регенерации отработанного дезактивирующею раствораснизить экологическую опасность процессов обезвреживания ЖРО- снизить концентрацию радиоцезия в дезактивирующих растворах, содержащих щавелевуюкислоту, на 3-4 порядка- повысить экономические показатели процесса переработки ЖРО за счет концентрирования радиоцезня в небольших объемах и возможною повторного использования дезактивирующего раствора- уменьшить объем вторичных отходовГосударственное патентное ведомство Республики Бепарусь.