uzluga.ru
добавить свой файл
1 2


Центр Прикладных Физических Исследований


Проект "ГРЕМИС"


Технология переработки и концентрирования продуктов деления урана и плутония


Генеральный директор ЦПФИ В.Д. Кузнецов


Дубна

2003 год


Аннотация


Проекта "ГРЕМИС":

Технология переработки и концентрирования продуктов деления урана и плутония


Цель проекта: создание технологии по переработке, концентрированию и подготовке к захоронению жидких и твердых радиоактивных отходов ядерной энергетики на основе неорганических сорбентов.

В настоящее время в связи с накоплением больших количеств жидких и твердых радиоактивных отходов (ЖРО и ТРО) топливного цикла реакторов актуальна задача эффективной и экономичной переработки этих отходов и их надежного захоронения. Накопившееся большое количество (»100000м3) ЖРО и ТРО (в виде поверхностно загрязненных металлических конструкций, элементов контуров реакторов и т.п.) представляет большую радиационную угрозу для персонала и окружающей природной среды.

Сотрудники фирмы ЦПФИ (г. Дубна) – авторы проекта ГРЕМИС, предлагают новую технологию переработки ЖРО и ТРО с использованием нового синтетического неорганического стеклосорбента. Данный сорбент не имеет аналогов в мировой практике.

Уникальность сорбента состоит в способности сорбировать радиоактивные изотопы, как из водной среды, так и из растворов любых неорганических кислот. Результатом переработки радиоактивных отходов является стеклянный песок с осажденной на нем радиоактивностью. При необходимости стеклянный песок сплавляется в компактные блоки, готовые к длительному хранению.

Разработанная технология концентрирования радиоактивности позволяет решать следующие задачи:

1. Переработка ЖРО при кислотности от рН » 10 до 15 моль/л по кислотности.

2. Очистка от радиоактивности растворов кислот, образующихся после обработки поверхностей ТРО, а именно:

а) при промывке контуров атомных подводных лодок (АПЛ),

б) при снятии радиоактивности с поверхности металлических конструкций.

3. Сорбция радиоактивности из сильно солевых растворов, так называемых, "хвостов" установки ШАРЬЯ.

Авторы проекта предполагают создание трех мобильных модульных установок ГРЕМИС-1, ГРЕМИС-2, ГРЕМИС-3 для переработки трех различных видов радиоактивных отходов, указанных выше.

Проектом предусматривается создание аппаратурного, радиохимического комплекса для очистки ЖРО и программного комплекса, предназначенного для оперативного автоматического контроля за радиационными полями в зоне работы установок. Одновременно будет осуществляться контроль за протеканием технологического процесса и радиоактивным фоном окружающей среды.

Конкурентоспособность проекта. К настоящему времени в мире для переработки ЖРО в водной среде создан целый ряд установок. Общие характеристики этих установок приведены в таблице 1. Там же, в конце, приведены характеристики установки ГРЕМИС-1.

Таблица 1



Установка

Страна

Метод

Производи-тельность

Коэф-т

Очистки

Ссылки

1

стационарная установка,

ионный обмен

СССР

2-х ступенчатый

ионный обмен


100м3/сутки

4 м3/час

Сs

2×104

Sr

3×105

Раузен .Ф В.

Соловьева В.Я.

"АЭ", 1965, т.18, стр 623

2

мобильная

установка

(система Круппа)

ФРГ

2-х ступенчатый

ионный обмен


8 м3/час

Питье-вая

вода

104

Sittkus A.

"Gas-und

Wasserfach"

1959, v100, р446

3

мобильная

установка


США

Многоступенчатый электородиализ


208 л/час


103

Lindsten D.C. e.c., "Militarg Eng", 1961, v53,p368

4

ONL

США

ОкриджНацион.

лаб.

Электро-диализ с ионообменной

мембраной


»101 ¸ 102




Стауб К.П.

Малоактив. отходы, хранение,

удаление, обработка, перев. с англ., 1966

5

мобильная установка "ШАРЬЯ"

Россия

2-х ступенчатый электродиализ с и.о. мембранами


1 ¸ 3 м3/час


106

Служебные материалы

6

Харуэлл

Англия

Харуэлл

Неорганический

сорбент вермикулит,

4-х ступенчатый


1,5 м3/час


103 ¸ 104

Coswer K.E.

"Health. Phys",

1963, v9, p687

7

HCP (NSR)

Fugako

CША

Национ. станция

по реакто-рам., Айдахо

2-х ступенчатый,

неорганический сорбент клиноптил-лолит


3/час


Сs

2×102

Sr

»105

Amberson C.B.

JAEA, 1966, p419

8

Ок-Ридж,

стационарная

установка

США

Ок-Ридж

Комбинированный

4-х ступенчатый,

неорганический сорбент


3/час


102 ¸ 103

1963

9

Гремис

Россия

Дубна

2-х -

3-х ступенчатый,

неорганический стеклосорбент


1 ¸ 3м3/час


106

Проект

1999

Приведенные в таблице 1 установки можно классифицировать по используемым методикам, а именно:

1. Установки, использующие ионообменные сорбционные технологии:

а) неорганические ионообменные сорбенты природного происхождения,

б) органические ионообменные смолы.

2. Установки , использующие, метод электродиализа.

К недостаткам, используемым в настоящее время неорганических сорбентов следует отнести невозможность работы их в широком диапазоне кислотностей (от рН = 1 до рН » 10) сильно кислых растворов и невозможность их модификации.

Общим недостаткам электродиализных установок является проявление сильно солевых высокорадиоактивных отходов, которые сами требуют дополнительной переработки. Кроме того, в процессе эксплуатации этих систем остаются радиоактивные мембраны, фильтры и т.п., которые также необходимо утилизировать.

Вышеперечисленные недостатки отсутствуют в предлагаемой технологии ГРЕМИС-1, которая при приблизительно равной производительности переработки 1 ¸ 3м3/час ЖРО обладает существенными преимуществами: конечным продуктом очистки является стеклянный песок с осажденными на нем радиоактивными изотопами, удобный для последующего захоронения. Других радиоактивных отходов при использовании технологии "ГРЕМИС" не образуется.

Технология по выделению продуктов деления урана и плутония из сильнокислых сред до настоящего времени в мире е создана. Установка ГРЕМИС-2 займет эту ныне пустующую нишу.

В мировой практике в настоящее время для этих целей используют органические ионообменные смолы. Существенным недостатком органических ионообменных смол является необходимость работы в области низких кислотностей (от рН »1 до рН » 7). Органические сорбенты термически и радиационно малоустойчивы, занимают большой объем и разлагаются при длительном хранении. Этих недостатки отсутствуют при использовании неорганических сорбентов (технология "ГРЕМИС").

На базах АПЛ накопилось большое количество высокорадиоактивных растворов с высокой концентрацией солей, являющихся технологическими отходами установки ШАРЬЯ. Объем таких жидких отходов составляет многие десятки кубометров. Для хранения таких отходов требуется использование дорогостоящих контейнеров. Дополнительная переработка этих отходов до твердого состояния может осуществляется либо упариванием, либо бетонированием этих высокорадиоактивных и сильно солевых растворов. Процедура упаривания в конкретных условиях не технологична, малопроизводительна и требует больших затрат энергии. После упаривания остаются тонны радиоактивных солей, для захоронения которых требуются дополнительные затраты. Отливка бетонных блоков очень дорогостоящая процедура, которая существенно увеличивает объем радиоактивных отходов. Установка ГРЕМИС-3 снимает эти проблемы, так как конечным продуктами её работы являются нерадиоактивная высокосолевая вода и неорганический сорбент компактного объема, с высаженными на нем радиоактивными изотопами.

I. Общие положения


В настоящее время на базах АПЛ накопилось большое количество (» 100000 м3) жидких и твердых радиоактивных отходов (ЖРО и ТРО). Условия хранения ЖРО и ТРО не позволяют обеспечить их надежную долгосрочную герметическую сохранность, что со временем приведет к глобальному загрязнению окружающей природной среды

Поэтому весьма актуальна проблема эффективной и экономичной переработки радиоактивных отходов и их надежного захоронения в виде твердого радиационно-устойчивого конечного продукта малого объема и веса.

Основные количества ЖРО и ТРО находятся в труднодоступных районах Севера и Дальнего Востока России, что создает дополнительные трудности в переработке отходов. Это приводит к необходимости создания мобильных модульных установок.


Целью радиохимической части проекта является разработка эффективной и экономичной переработки ЖРО и ТРО с получением конечных радиоактивных концентратов в виде компактного твердого остатка относительно малого веса и объема, пригодного для надежного захоронения. Технология должна обеспечивать очистку ЖРО от радиоактивных продуктов от уровня 10-4 – 10-5 кюри/л до уровня

» 10-10 – 10-11 кюри/л, что позволит сбрасывать очищенные растворы в морскую акваторию

Необходимо отметить, что реально на базах АПЛ имеется три различных вида объектов для очистки от радиоактивности:

1. Исходные жидкие низкоактивные радиоактивные отходы (ЖРО) 10-4 – 10-5 кюри/л.

2. "Высокоактивные" ЖРО » 10-2 – 10-3 кюри/л с высокой концентрацией балластных солей, которые являются конечным продуктом переработки исходного ЖРО на электродиализных установках типа "ШАРЬЯ".

3. Твердые радиоактивные отходы – конструкционные материалы различного вида, состава и объема (сильнокислые растворы).

Естественно, что для переработки таких различных объектов требуются различные технологии.


Концепция предлагаемой эффективной технологии очистки ЖРО и ТРО с последующим захоронением конечного продукта в виде твердого радиационно-устойчивого материала.

Как известно, наиболее устойчивым для длительного хранения (многие тысячелетия) в природных условиях материалом является стекло. Стекла выносят высокие радиационные нагрузки (1010рад), например, при ядерных взрывах почва остекловывается. Эти свойства используется при захоронении радиоактивных материалов, которые на конечной стадии технологического процесса остекловываются.

Мы предлагаем для очистки ЖРО в качестве сорбентов применять модифицированные низкоплавкие стекла, которые сразу пригодны для захоронения в виде порошка или оплавленного моноблока. Нами впервые в мировой практике синтезирован стеклосорбент на основе фосфатного алюмосиликата (ФАС) определенного состава, который обладает рядом уникальных свойств. Это сорбент является:

  1. Низкоплавким стеклом.

  2. Имеет обменную емкость 5 мг-экв/г, что не уступает емкости ионообменных смол,

  3. Сорбент можно получать в виде стеклянного порошка, который после сорбции радиоактивных изотопов можно оплавить в монолитный блок.

  4. Исходные составные части для синтеза сорбента легко доступны и дешевы.

  5. Рабочая область применения сорбента очень широка, начиная от щелочных растворов и кончая сильно кислыми растворами (рН от 10 до 15 моль/л по кислоте).

  6. Сорбент проявляет свои свойства в растворах любых неорганических кислот (НСl, НСlО4, HNO3, H2SO4, HBr, HАc – уксусная кислота), а также в любых смесях этих кислот в широком интервале кислотностей (15 ¸ 17 моль/л).

  7. В концентрированных кислотах (6 ¸ 12 моль/л) сорбент исключительно селективен к сорбции трансурановых (ТУЭ) и редкоземельных (РЗЭ) элементов.

  8. Сорбент проявляет также свойства цеолитов, т.к. селективен к ионам с ионным радиусом 1 ¸ 1 А°.

Таким образом, мы предлагаем для технологии переработки ЖРО синтезировать неорганические низкоплавкие стеклосорбенты модифицированные для селективной сорбции различных продуктов деления, в том числе для 137Cs и 90Sr, как основных долгоживущих продуктов деления.

В концепцию нашей технологии переработки ЖРО и ТРО в мобильном варианте входит применение, в основном, неорганических сорбентов, так как они наиболее полно отвечают задаче захоронения радиоактивных отходов в виде твердых радиационно устойчивых материалов малого веса и объема. При этом неорганические сорбенты имеют низкую себестоимость. Отметим, что в настоящее время наиболее распространенные технологии основаны на применении органических ионообменных смол.


Сравнение технологий, основанных на применении ионообменных смол – электродиализа и неорганических сорбентов (НС). Известно, что при оценке эффективности того или иного метода очистки ЖРАО необходимо учитывать следующее:

  1. эффективность очистки;

  2. количество переработанных ЖРО (производительность);

  3. степень уменьшения объема отходов при отделении радиоактивного концентрата;

  4. стоимость единицы очищенного ЖРО;

  5. степень необратимости фиксации (сорбции) поглощенных радиоактивныхизотопов в конечном концентрате (на отработанном сорбенте), что является гарантией последующего безопасного захоронения;

  6. радиационную, термическую и химическую стойкость материала конечного концентрата, предназначенного для захоронения;

  7. область применения метода.



Применение ионнообменных смол для очистки ЖРО.

Методы очистки, основанные на применении ионообменных смол, удовлетворяют первым трем пунктам, т.е. они имеют:

    а) высокую обменную емкость;

    б) высокую кинетику обмена, что позволяет проводить быструю обработку больших объемов ЖРАО;

    в) концентрирование радиоактивных изотопов в небольшом объеме смолы.

Но эти методы не удовлетворяют пунктам 4 – 7, которые являются основными требованиями в проблеме очистки ЖРО. Так высокая стоимость ионообменных смол приводит к необходимости их регенерации, а это, в свою очередь, приводит к появлению больших дополнительных количеств высокоактивных ЖРО, которые нуждаются в захоронении или новой переработке. Процесс регенерации ионообменных смол сложен и дорог, особенно при использовании смеси катионита и анионита. Применение ионообменных смол без регенерации не только нерентабельно, но и, ввиду относительно слабой фиксации радиоактивных изотопов на смолах, делает невозможным их захоронение после истощения их обменной емкости. Ионообменные смолы как сорбент имеют также ряд других недостатков. Так, сорбируя изотопы в ионном состоянии, смолы практически не сорбируют радиоактивные взвеси и коллоиды, которые являются основным состоянием радиоактивных изотопов в длительно хранящихся ЖРО. Присутствующие в растворах разнообразные органические вещества снижают фильтрующие и обменные свойства смол. Наконец, ионообменные смолы теряют обменную емкость и разрушаются под действием ионизирующего излучения.


Применение метода электродиализа для очистки ЖРО

Очистка ЖРО методом электродиализа удовлетворяет первым четырем пунктам. При этом 1м3 ЖРО, очищенный двухступенчатым электродиализом на 70% дешевле, чем в случае ионного обмена.

В технологических целях метод электродиализа впервые применен в 1900 году. В начале пятидесятых годов появились сообщения об использовании электродиализных установок для очистки радиоактивных сточных вод. Обычно для этого используются многокамерные диализаторы с ионообменными мембранами, которые приближаются по своим свойствам к идеальным электрохимическим мембранам.

Принцип протекания процесса электродиализа должен обеспечить получение высоких коэффициентов очистки ЖРО. Это подтверждено на практике применения электродиализа в США, Англии, России, в частности на установке "ШАРЬЯ", на которой сбросовые воды очищаются до уровня 10-11кюри/л (см. таб.). Серьезным ограничением этого метода является невозможность извлекать из очищенного раствора коллоидные и псевдоколлоидные формы радиоактивных элементов, что требует предварительной очистки растворов дисперсной фазы. Существенными ограничением электродиализных установок с ионообменными мембранами является также недостаточно высокая механическая прочность мембраны и их высокая стоимость. Так как радиоактивные изотопы концентрируются в прикатодных камерах, то конечным продуктом процесса очистки являются высокоактивные растворы с высокой концентрацией солей. В случае установки "ШАРЬЯ", такие ЖРО составляют 2 - 3% от исходного перерабатываемого объема (от 1000м3 исходного раствора отходы составляют вместе с промывным раствором камер ~ 20 - 30 м3). Захоронение этих отходов требует дальнейшей их переработки, что в настоящее время не реализовано.


Применение неорганических сорбентов для очистки ЖРО.

Указанные недостатки методов ионного обмена и электродиализа заставляют во многих случаях обратить внимание на неорганические сорбенты как природные (ПНС), так и синтетические (СНС).

Сразу отметим, что применение НС удовлетворяют всем требованиям предъявляемым к методам переработки ЖРО (пункты 1 -7). Неорганические сорбенты отличает:

1. Доступность и низкая стоимость, например 300 – 400 долларов за 1м3 клиноптилолита. Это позволяет использовать их неоднократно, при этом конечный продукт сразу готов к захоронению.

2. Высокая необратимость (вплоть до абсолютной) сорбции (фиксации) поглощенных изотопов, которую можно существенно усилить термической обработкой сорбентов, что обеспечивает надежность и безопасность их захоронения.

3. Сейчас имеются ПНС и СНС с обменной емкостью 4,5 ¸ 10 мг-экв/г не уступающей обменной емкости ионообменных смол.

4. Исключительная контролируемая селективность.

5. Высокая механическая, термическая и радиационная (» 1010 рентген) устойчивость.

6. Некоторые виды неорганические сорбенты наряду с ионами могут поглощать коллоиды и псевдоколлоиды радиоактивных элементов.

7. Широкий спектр селективности позволяет подбирать для ЖРО определенного состава конкретные СНС, что важно при работе в труднодоступных районах.

8. При равной обменной емкости с ионообменными смолами неорганические сорбенты занимают меньший объем, который не изменяется (в отличии от ионообменных смолам) в процессе работы.

9. После очистки ЖРО с помощью НС не остаётся высокоактивных жидких отходов, как это происходит в случае применения ионообменных смол, так и в случае применения электродиализа (установка "ШАРЬЯ").

Следует отметить, что НС являются в известной степени полифункциональными сорбентами. Они способны поглощать из водных растворов радиоактивные изотопы (РИ), как ионообменным так и не ионообменным путем, проявляя при этом высокую специфичность к отдельным формам, в виде котором тот или иной элемент присутствует в водных растворах. НС могут обладать и свойствами молекулярных сит. Например, исключительно высокая селективность в отношении изотопов цезия характерна для синтетических цеолитов, ферроцианидов тяжелых металлов, солей гетерополикислот, фосфатов циркония. В случае ферроцианидов тяжелых металлов захват цезия практически необратим, что важно при захоронении радиоактивных отходов. Сорбенты на циркониевой основе, гидроокиси и гидратированные окислы тяжелых металлов, силикагели, сорбенты на основе металлов также эффективно поглощают гидролизные формы элементов.

Для большинства искусственных НС характерна высокая радиационная устойчивость, что позволяет применять их для переработки высокоактивных радиоактивных отходов. Неорганический сорбент после сорбции радиоактивных изотопов ЖРО уже сам является продуктом готовым к захоронению.


Предлагаемая методика переработки ЖРО

Уместно повторить некоторые положения, изложенные в начале этой работы. Обычно заключительной фазой для захоронения получаемых в результате переработки ЖРО твердых радиоактивных отходов применяют остекловывание, т.к. стекла являются химически и физически радиационноустойчивым материалом и могут храниться без изменения тысячелетия. Для остекловывания применяют низкоплавкие виды стекол.

Мы предлагаем эти виды стёкол, в частности, фосфоалюмосиликатное стекло (ФАС), применять в модифицированном виде в качестве сорбентов для переработки ЖРО. Этот стеклянный сорбент сразу в виде порошка или после сплавления в монолитный блок поступает на захоронение. Преимущества этого подхода очевидны.

В
нашем случае в схему переработки ЖРО заложено использование в качестве сорбента фосфоалюмосиликатного стекла определенного состава, которое проявляет также свойства цеолитов. ФАС обладает исключительной селективностью к сорбции трансурановых и редкоземельных элементов в концентрированных кислотах (6 ¸ 15 моль/л) различного состава (НСl, НсlО4, HNO3, H2SO4, HBr, HАc – уксусная кислота), а также в любых смесях этих кислот.. При этом для большинства элементов на графике ФАС имеется два максимума сорбции: первый – при рН » 5 - 6 и второй– при 6 - 15 мол/л. Такой широкий диапазон сорбции недоступен для известных неорганических и органических сорбентов (см. рис.1).


Рисунок 1


Селективная сорбция трансурановых (U, Pu и т.д.) и редкоземельных элементов из концентрированных кислот позволяет перерабатывать ЖРО, в которых содержатся трансурановые (U, PU, Am) и редкоземельные элементы, попавшие в ЖРО из поврежденных ТВЕЛов.

После сорбции радиоактивных изотопов сорбент сразу пригоден для захоронения в виде мелкозернистых гранул или виде оплавленного блока. При использовании описанной технологии для переработки ЖРО не остается никаких жидких радиоактивных отходов в отличие от технологий с применением ионообменных смол и электродиализе.

II. Краткое описание технологических схем проекта "ГЕРМИС" по переработке исходных ЖРО



Установка ГРЕМИС-1

В установку ГРЕМИС-1 (рис.2) входят блоки, описанные в таблице 2:

Таблица 2

блока

Название блока

Назначение

1

Грубый фильтр

Отделение механических примесей: песок, щепки, крупные предметы.

2

Насыщение кислородом

Насыщение кислородом для перевода Fe2+ в Fe3+ с последующим образованием Fe(OH)3.

3

Диатомитовый фильтр или клиноптилолитовый фильтр

Задерживает взвешенные коллоидные и псевдоколлоидные формы радиоактивных элементов. Поглощает растворимые (ионные) формы радиоактивных элементов и работает в режиме силикагеля.

4

5

Ядерные фильтры

(ЯФ)

Фильтры с диаметром пор 3 мкм и 1 мкм задерживают коллоиды и псевдоколлоиды с радиоактивными элементами (фильтры изготовляются в Лаборатории Ядерных реакций ОИЯИ г. Дубна).

Степень очистки от продуктов деления 137Cs и 90Sr после блоков №3, №4 и №5 в 2 × 102 ¸ 103 раз

6

Система

ФАС-ФЦ.

Селективная сорбция 137Cs на фосфолюмосиликатном сорбенте (ФАС) модифицированном ферроцианидом (ФЦ) тяжелого металла.

Степень очистки от продуктов деления 137Cs в 103 ¸ 104 раз.

7

Система

ФАС-К.

Селективная сорбция 90Sr на модифицированном ФАС.

Степень очистки от продуктов деления 90Sr в 103 ¸ 104 раз.

8

Окончательной очистки

Получение готового к захоронению продукта

Сбросные воды на выходе имеют общую радиоактивность не выше 10-10 ¸ 10-11 кюри/л.


Стекла ФАС, диатомитовый и вермикулитовый фильтры после продувки теплым воздухом сразу готовы к захоронению в виде радиоационноустойчивого материала. Ядерные фильтры (блоки №4 и №5) после промывки концентрированной HNO3 (» 5 - 6мол/л), вновь готовы к работе. Кислотный смыв HNO3 с ядерных фильтров поступает на переработку по схеме ГРЕМИС-3. Очевидно, что все блоки очистки по технологическим схемам ГРЕМИС-1, ГРЕМИС-2, ГРЕМИС-3 унифицированы и взаимозаменяемы. Таким образом, в результате применения всех трех технологий радиоактивный концентрат получается в виде твердого радиационноустойчивого материала и без дополнительной обработки готов к захоронению. При описанной переработке ЖРО из исходного объема » 2000 м3 конечный продукт объема = 2 ¸ 3м3, т.е. в процессе очистки ЖРО происходит уменьшение объема приблизительно тысячу (1000) раз!

Надо отметить, что фильтр из вермикулита может заменяться, в случае необходимости, на фильтр из клиноптилолита. Все сорбенты после окончания процесса сразу пригодны к захоронению.

В зависимости от исходного состава ЖРО, в технологии "ГРЕМИС" предусмотрено применение модуля электрохимического осаждения продуктов деления урана (U), и плутония (Рu) на углеродном стекловолокне, а также применение некоторых других модификаций ФАС.

Исходные ЖРО представляют собой водные растворы с соленостью от 5 мг/л до 30 г/л и кислотностью от рН » 6 до рН » 10. Имеющиеся в растворе ионы железа должны формироваться в виде гидроокиси Fe(OH)3, которая частично должна находится в виде коллоидов. При рН » 6 ¸ 10 радиоактивные элементы должны в значительной доле захватываться коллоидами гидроокиси железа, а также сорбироваться на других взвесях. Радиоактивные продукты деления и, частично, 137Cs и 90Sr находятся в исходных растворах в виде коллоидов и псевдоколллоидов в той большей степени, чем выше рН. Так как. емкости, в которых хранятся ЖРО изготовлены из стали, то в растворе должны существовать ионы железа в степени окисления 2+ (Fe2+), которые образуют гидроокись только при высоких рН. (Т.е. в исходных ЖРО в стальной емкости имеет место равновесие – Fe0 - Fe2+ - Fe3).

Для перевода Fe2+ в Fe3 необходимо насыщение раствора кислородом, т.е. обработка воздухом исходного ЖРО. Поэтому блок №2 представляет собой процесс насыщения ЖРО воздухом.

Далее раствор поступает на диатомитовый (или перлитовый) фильтр – блок №3, который обладает свойством задерживать коллоиды с сорбированными на них продуктами деления, а также ионную форму элементов. Т.е. этот фильтр является первой ступенью очистки ЖРО от продуктов деления. Эта первая ступень очистки сбрасывает 70% ¸ 90 % b- и g - активности.

Далее раствор поступает на фильтры (блоки №4 и №5) с ядерными мембранами с порами 3мкм и 1мкм соответственно. Фильтры задерживают самую мелкодисперсную часть коллоидов, которые могут пройти через диатомитовый фильтр. Фильтры после промывки концентрированной HNO3 (» 5 - 6мол/л), вновь готовы к работе. Кислотный смыв HNO3 с ядерных фильтров поступает на переработку по схеме ГРЕМИС-3 или ГРЕМИС-2.

Раствор ЖРО после блока фильтрации поступает в блок №6 – селективной сорбции на 137Cs на ФАС модифицированном ферроцианидом тяжелого металла и блок №7 – селективной сорбции 90Sr на другой модификации ФАС. На этом этапе раствор очищается до уровня » 10-10 кюри/л, но в схеме предусмотрен блок №8 – вермикулитовый фильтр, как фильтр дополнительной тонкой очистки. После этого раствор с уровнем активности не выше 10-10 - 10-11 кюри/л сбрасывается в акваторию

.



Рисунок 2


Технологическая схема переработки исходных низкоактивных жидких радиоактивных отходов.


Установка ГРЕМИС-2

На рисунке 3 приведена технологическая схема установки ГРЕМИС-2. Высокоактивные растворы с высоким уровнем солености, которые накапливаются в прикатодных камерах электродиализных установок типа "ШАРЬЯ", не содержат в своем составе коллоидов и псевдоколлоидов, что позволяет не использовать в схеме очистки блоки фильтрации №3 и №4. Поэтому раствор после коррекции по кислотности (если она необходима) сразу направляется в блоки селективной сорбции на 137Cs и 90Sr (№6 и №7) и блок №8 – окончательной очистки на вермикулите. После этого очищенный раствор с уровнем радиоактивности не выше 10-10 - 10-11кюри/л сбрасывается в акваторию.

Установка ГРЕМИС-3

На рисунке 4 приведена технологическая схема установки ГРЕМИС-3. Металлические детали корпуса с сорбированными на них радиоактивными продуктами деления промываются концентрированными кислотами, которые направляются в блок №1 – грубой фильтрации (фильтр изготовлен из стекловолокна), который задерживает возможные механические примеси.

Далее раствор поступает в блок №2 – сорбции на ФАС трансурановых и редкоземельных элементов. Затем раствор поступает в блок №3 – коррекции по кислоте, где кислотность раствора снижается до рН »1 - 3.

Из блока №3 раствор поступает в стандартные блоки селективной сорбции 137Cs и 90Sr (№6 и №7) и блок №8 – окончательной очистки на вермикулите. После этого раствор с уровнем радиоактивности не выше 10-10 - 10-11 кюри/л сбрасывается в акваторию.



следующая страница >>