Спосіб дезактивації радіоактивних відпрацьованих фільтруючих матеріалів витісненням

Завантажити PDF файл.

Формула / Реферат

Спосіб дезактивації радіоактивних відпрацьованих фільтруючих матеріалів витісненням, що включає розмивання радіоактивних відпрацьованих фільтруючих матеріалів в ємностях їх накопичення гідромеханічним впливом зворотного розчину та стисненого повітря, відбір і подання розмитої суспензії радіоактивних відпрацьованих фільтруючих матеріалів на отримання фільтруванням зневодненого радіоактивного кеку і фільтрату, оброблення зневодненого радіоактивного кеку кислим розчином солі багатовалентного металу з отриманням кеку і фільтрату, отримання нерадіоактивного відпрацьованого фільтруючого матеріалу, вивантаження нерадіоактивного відпрацьованого фільтруючого матеріалу і складування його на полігоні для нерадіоактивних відходів, накопичення і нейтралізацію радіоактивних залишків з отриманням радіоактивної суспензії, який відрізняється тим, що в ролі кислого розчину солі багатовалентного металу використовують кислі розчини сульфатів три- і/або чотиривалентних катіонів з групи Mn3+, Fe3+, Al3+, Ті4+, Мn4+, переважно, Fe3+, Al3+, або їх суміші, при цьому кислі розчини сульфатів три- і/або чотиривалентних катіонів з групи Mn3+, Fe3+, Аl3+, Ті4+, Мn4+, переважно, Fe3+, Al3+, пропускають крізь зневоднений радіоактивний кек, забезпечуючи час контактування кислих розчинів сульфатів три- і/або чотиривалентних катіонів та зневодненого радіоактивного кеку протягом 3-15 годин, отримуючи і накопичуючи фільтрат, причому кислий розчин сульфату багатовалентного металу пропускають крізь зневоднений радіоактивний кек до отримання відпрацьованого фільтруючого матеріалу з рівнем питомої радіоактивності, яка забезпечує звільнення його від регулюючого контролю або регульований скид (викид) у навколишнє середовище.

Текст

Реферат: Спосіб дезактивації радіоактивних відпрацьованих фільтруючих матеріалів витісненням. Додатково в ролі кислого розчину солі багатовалентного металу використовують кислі розчини 3+ 3+ 3+ 4+ 4+ сульфатів три- і/або чотиривалентних катіонів з групи Mn , Fe , Al , Ті , Мn , переважно, 3+ 3+ Fe , Al , або їх суміші. Кислі розчини сульфатів три- і/або чотиривалентних катіонів з групи 3+ 3+ 3+ 4+ 4+ 3+ 3+ Mn , Fe , Аl , Ті , Мn , переважно, Fe , Al , пропускають крізь зневоднений радіоактивний кек, забезпечуючи час контактування кислих розчинів сульфатів три- і/або чотиривалентних катіонів та зневодненого радіоактивного кеку протягом 3-15 годин, отримуючи і накопичуючи фільтрат. Кислий розчин сульфату багатовалентного металу пропускають крізь зневоднений радіоактивний кек до отримання відпрацьованого фільтруючого матеріалу з рівнем питомої радіоактивності, яка забезпечує звільнення його від регулюючого контролю або регульований скид (викид) у навколишнє середовище. UA 105879 U (54) СПОСІБ ДЕЗАКТИВАЦІЇ РАДІОАКТИВНИХ ВІДПРАЦЬОВАНИХ ФІЛЬТРУЮЧИХ МАТЕРІАЛІВ ВИТІСНЕННЯМ UA 105879 U UA 105879 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 Корисна модель належить до сфери обробки матеріалів з радіоактивним забрудненням, зокрема до способів переробки рідких радіоактивних матеріалів, і може бути використана для дезактивації радіоактивних відпрацьованих фільтруючих матеріалів. Відомий спосіб переробки радіоактивних мулів і донних відкладень [див., наприклад, патент РФ № 2249867 С1, МПК 7 621F 9/20, G21F 9/16, G21F9/2]. Відомий спосіб переробки радіоактивних мулів і донних відкладень включає отримання зневодненого радіоактивного осаду і фільтрату на фільтруючій центрифузі; здійснення нагріву зневодненого радіоактивного осаду при температурі 500-600 °C; подрібнення продукту нагріву до шматків розміром не більше 30 мм; цементування подрібнених шматків високопроникаючим цементним розчином, який 2 являє собою суміш цементу з питомою поверхнею не менше 8000 см /г і рідкої фази при ваговому співвідношенні рідка фаза/цемент = 0,6/1,4 та здійснення витримки отриманої суміші. Переваги винаходу полягають у зниженні обсягу радіоактивних відходів, підвищенні радіаційної безпеки способу і зниженні його енергоємності. Недоліком даного способу переробки радіоактивних мулів і донних відкладень є великий обсяг твердих радіоактивних відходів, що утворюються при їх переробці. Найбільш близьким за технічною суттю і за ефектом, що досягається, є спосіб дезактивації радіоактивних відпрацьованих фільтруючих матеріалів [див., наприклад, патент України № 93511, МПК (2014.01) G21F 9/00]. Даний спосіб включає отримання зневодненого радіоактивного осаду і фільтрату, підготовлення зневодненого радіоактивного осаду до складування, цементування підготовленого радіоактивного залишку сумішшю цементу і рідкої фази та здійснення витримки отриманої суміші, при цьому перед отриманням зневодненого радіоактивного осаду і фільтрату радіоактивні відпрацьовані фільтруючі матеріали в ємностях їх накопичення спочатку розмивають гідромеханічним впливом зворотного розчину та стисненого повітря, а потім здійснюють відбір і подання розмитої суспензії радіоактивних відпрацьованих фільтруючих матеріалів на отримання напірно-вакуумним фільтруванням зневодненого радіоактивного кеку-1 і фільтрату-1, зневоднений радіоактивний кек-1 готують до складування шляхом: промивання отриманого зневодненого кеку-1 дистилятом з отриманням промитого дистилятом кеку-2 і фільтрату-2, оброблення промитого дистилятом кеку-2 гарячою водяною парою з отриманням обробленого гарячою водяною парою кеку-3 і фільтрату-3, промивання обробленого гарячою водяною парою кеку-3 розчином кислоти з отриманням промитого кислотою кеку-4 і фільтрату-4, оброблення промитого кислотою кеку-4 кислим розчином солі тривалентного металу, наприклад нітрату заліза-3 з отриманням обробленого кислим розчином солі тривалентного металу кеку-5 і фільтрату-5, промивання обробленого кислим розчином солі тривалентного металу кеку-5 дистилятом з отриманням промитого дистилятом кеку-6 і фільтрату-6, оброблення промитого дистилятом кеку-6 розчином лугу з отриманням промитого лугом кеку-7 і фільтрату-7, промивання обробленого розчином лугу кеку7 дистилятом з отриманням промитого дистилятом кеку-8 і фільтрату-8, просушування промитого дистилятом кеку-8 стисненим повітрям з отриманням нерадіоактивного залишку, вивантаження нерадіоактивного залишку і складування його на полігоні для нерадіоактивних відходів, накопичення і взаємної нейтралізації фільтратів 4…8 з отриманням радіоактивної суспензії, згущення радіоактивної суспензії з отриманням згущеного продукту із заданим вмістом рідкої фази та надосадового розчину, накопичення фільтратів-1…3 та надосадового розчину і деструкції органічних сполук, які містяться в цій суміші, комбінованим окислювачем у вигляді суміші озонованого кисню і розчину перекису водню з отриманням радіоактивної суспензії, очищеного від органічних сполук розчину та газоподібних речовин, переважно оксиду вуглецю, підготовлення радіоактивного залишку накопиченням заданої порції радіоактивної суспензії у контейнері, використовування при цементуванні сумішшю цементу і рідкої фази в ролі рідкої фази вищезгаданої згущеної радіоактивної суспензії. Недоліками даного способу дезактивації радіоактивних відпрацьованих фільтруючих матеріалів (прототипу) є складність технологічної схеми, великий обсяг і номенклатура реагентів, а також висока енергоємність процесу дезактивації. Складність технологічної схеми обумовлена застосуванням великої кількості операцій для отримання нерадіоактивного залишку, великий обсяг і номенклатура реагентів викликані складністю технологічної схеми, а висока енергоємність процесу дезактивації є наслідком застосування деструкції органічних речовин методом озонування. Ознаками найближчого аналога (прототипу), які збігаються зі способом, що заявляється, дезактивації радіоактивних відпрацьованих фільтруючих матеріалів витісненням є: - розмивання радіоактивних відпрацьованих фільтруючих матеріалів в ємностях їх накопичення гідромеханічним впливом зворотного розчину та стисненого повітря, 1 UA 105879 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 - відбір і подання розмитої суспензії радіоактивних відпрацьованих фільтруючих матеріалів на отримання фільтруванням зневодненого радіоактивного кеку і фільтрату, - оброблення зневодненого радіоактивного кеку кислим розчином солі багатовалентного металу з отриманням кеку і фільтрату, - отримання нерадіоактивного відпрацьованого фільтруючого матеріалу, вивантаження нерадіоактивного відпрацьованого фільтруючого матеріалу і складування його на полігоні для нерадіоактивних відходів, - накопичення і нейтралізація радіоактивних залишків з отриманням радіоактивної суспензії. Ознаки технічного рішення, що заявляється, які відрізняються від найближчого аналога (прототипу): - використання в ролі кислого розчину солі багатовалентного металу кислих розчинів 3+ 3+ 3+ 4+ 4+ сульфатів три - і/або чотиривалентних катіонів з групи Mn , Fe , Аl , Ti , Мn , переважно, 3+ 3+ Fe , Al , або їх сумішей заданої концентрації та з заданим рН, - пропускання кислого розчину сульфатів три- і/або чотиривалентних катіонів крізь зневоднений радіоактивний кек, - забезпечення часу контактування кислого розчину сульфатів три- і/або чотиривалентних катіонів та зневодненого радіоактивного кеку протягом 5-15 годин, - отримання і накопичення фільтрату, - пропускання кислого розчину сульфатів три- і/або чотиривалентних катіонів крізь зневоднений радіоактивний кек до отримання відпрацьованого фільтруючого матеріалу з рівнем радіоактивності, що забезпечує звільнення від регулюючого контролю або регульований скид (викид) у навколишнє середовище. В основу корисної моделі поставлена задача за рахунок спрощення технологічної схеми, зменшення обсягів і номенклатури реагентів, а також зниження енергоємності процесу дезактивації підвищити ефективність процесу дезактивації радіоактивних відпрацьованих фільтруючих матеріалів витісненням. Очікуваним технічним результатом технічного рішення (способу дезактивації радіоактивних відпрацьованих фільтруючих матеріалів витісненням), що заявляється, є зменшення витрат на дезактивацію відпрацьованих фільтруючих матеріалів шляхом спрощення технологічної схеми, зменшення обсягів і номенклатури реагентів, а також зниження енергоємності процесу дезактивації. Поставлена задача вирішується тим, що спосіб дезактивації радіоактивних відпрацьованих фільтруючих матеріалів витісненням. Додатково в ролі кислого розчину солі багатовалентного металу використовують кислі розчини сульфатів три- і/або чотиривалентних катіонів з групи 3+ 3+ 3+ 4+ 4+ 3+ 3+ Mn , Fe , Al , Ті , Мn , переважно, Fe , Al , або їх суміші. Кислі розчини сульфатів три- і/або 3+ 3+ 3+ 4+ 4+ 3+ 3+ чотиривалентних катіонів з групи Mn , Fe , Аl , Ті , Мn , переважно, Fe , Al , пропускають крізь зневоднений радіоактивний кек, забезпечуючи час контактування кислих розчинів сульфатів три- і/або чотиривалентних катіонів та зневодненого радіоактивного кеку протягом 315 годин, отримуючи і накопичуючи фільтрат. Кислий розчин сульфату багатовалентного металу пропускають крізь зневоднений радіоактивний кек до отримання відпрацьованого фільтруючого матеріалу з рівнем питомої радіоактивності, яка забезпечує звільнення його від регулюючого контролю або регульований скид (викид) у навколишнє середовище. Суть технічного рішення, що заявляється, полягає в наступному. В способі дезактивації радіоактивних відпрацьованих фільтруючих матеріалів витісненням, - при використанні в ролі кислого розчину солі багатовалентного металу кислих розчинів 3+ 3+ 3+ 4+ 4+ сульфатів три- і/або чотиривалентних катіонів з групи Mn , Fe , Al , Ті , Мn , переважно, 3+ 3+ Fe , Аl , або їх сумішей заданої концентрації та з заданим рН, - при пропусканні кислого розчину сульфатів три- і/або чотиривалентних катіонів крізь зневоднений радіоактивний кек, - при забезпеченні часу контактування кислого розчину сульфатів три- і/або чотиривалентних катіонів та зневодненого радіоактивного кеку протягом 5-15 годин, при отриманні і накопиченні фільтрату, - при пропусканні кислого розчину сульфатів три- і/або чотиривалентних катіонів крізь зневоднений радіоактивний кек до отримання відпрацьованого фільтруючого матеріалу з рівнем питомої радіоактивності, що забезпечує звільнення від регулюючого контролю або регульований скид (викид) у навколишнє середовище - за рахунок спрощення технологічної схеми, зменшення обсягів і номенклатури реагентів, а також зниження енергоємності процесу дезактивації зменшуються витрати на дезактивацію відпрацьованих фільтруючих матеріалів. 2 UA 105879 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 Таким чином, сукупність відмітних ознак технічного рішення, що заявляється (способу дезактивації радіоактивних відпрацьованих фільтруючих матеріалів витісненням), веде до досягнення зазначеного вище технічного результату. Суть корисної моделі пояснює креслення. На кресленні зображена принципова схема дезактивації радіоактивних відпрацьованих фільтруючих матеріалів витісненням. Застосування способу дезактивації радіоактивних відпрацьованих фільтруючих матеріалів витісненням ілюструється наступним прикладом конкретного здійснення. Приклад. В ємність тимчасового зберігання РРВ, що містять радіоактивні відпрацьовані фільтруючі матеріали, подавали стиснене повітря. Під дією стисненого повітря здійснювали розмивання радіоактивних відпрацьованих фільтруючих матеріалів та утворювали суспензію розмитих відпрацьованих фільтруючих матеріалів. Крім цього, якщо радіоактивні відпрацьовані фільтруючі матеріали не піддавалися розмиванню стисненим повітрям, розмивання додатково здійснювали гідромеханічним впливом з циркуляцією суспензії, що при цьому утворювалася. Розмиті радіоактивні відпрацьовані фільтруючі матеріали у вигляді суспензії, що утворилася, відбирали і подавали на переробку шляхом дезактивації радіоактивних відпрацьованих фільтруючих матеріалів витісненням. При гідромеханічному розмиванні відпрацьованих фільтруючих матеріалів в ємність, у якій здійснювався процес розмивання, додатково надходили зворотні розчини. Розмиту суспензію після розмивання відпрацьованих фільтруючих матеріалів направляли на дезактивацію розмитих відпрацьованих фільтруючих матеріалів на напірно-вакуумне фільтрування. За допомогою тиску стисненого повітря і розрідження від вакуум-лінії на фільтруючій перегородці формували зневоднений радіоактивний кек. Фільтрат, який при цьому утворювався, накопичували спільно з фільтратом, що утворювався при обробці кислим розчином сульфату заліза-3, для подальшої нейтралізації. В ролі кислого розчину солі багатовалентного металу використовували кислий розчин сульфату заліза-3 з концентрацією в інтервалі 7 % при рН=1. Крізь сформований зневоднений радіоактивний кек пропускали кислий розчин сульфату тривалентного заліза, забезпечуючи час контактування кислого розчину сульфату тривалентного заліза та зневодненого радіоактивного кеку протягом 7 годин. При цьому отримували і накопичували фільтрат. Кислий розчин сульфату тривалентного заліза пропускали крізь зневоднений радіоактивний кек до отримання відпрацьованого фільтруючого матеріалу з рівнем питомої радіоактивності, що забезпечує звільнення від регулюючого контролю або регульований скид (викид) у навколишнє середовище, тобто з рівнем -11 радіоактивності твердої фази 1,7*10 Кі/кг. Кислий фільтрат у вигляді відпрацьованого регенераційного розчину спільно з фільтратом з напірно-вакуумного фільтрування направляли на накопичення і нейтралізацію розчином лугу. Кек після обробки його кислим сульфатом заліза-3 у вигляді нерадіоактивного залишку направляли для складування на полігоні нерадіоактивних відходів. Накопичені фільтрати піддавали нейтралізації розчином лугу. При цьому отримували радіоактивну суспензію. Отриману радіоактивну суспензію направляли на подальшу переробку шляхом іммобілізації. Таким чином спосіб дезактивації радіоактивних відпрацьованих фільтруючих матеріалів витісненням дозволяє спростити технологічну схему дезактивації відпрацьованих фільтруючих матеріалів, зменшити обсяги і номенклатуру реагентів на здійснення процесу дезактивації, а також знизити енергоємність процесу дезактивації, тобто зменшити витрати на дезактивацію відпрацьованих фільтруючих матеріалів та тим самим підвищити ефективність процесу їх дезактивації. ФОРМУЛА КОРИСНОЇ МОДЕЛІ 50 55 60 Спосіб дезактивації радіоактивних відпрацьованих фільтруючих матеріалів витісненням, що включає розмивання радіоактивних відпрацьованих фільтруючих матеріалів в ємностях їх накопичення гідромеханічним впливом зворотного розчину та стисненого повітря, відбір і подання розмитої суспензії радіоактивних відпрацьованих фільтруючих матеріалів на отримання фільтруванням зневодненого радіоактивного кеку і фільтрату, оброблення зневодненого радіоактивного кеку кислим розчином солі багатовалентного металу з отриманням кеку і фільтрату, отримання нерадіоактивного відпрацьованого фільтруючого матеріалу, вивантаження нерадіоактивного відпрацьованого фільтруючого матеріалу і складування його на полігоні для нерадіоактивних відходів, накопичення і нейтралізацію радіоактивних залишків з отриманням радіоактивної суспензії, який відрізняється тим, що в 3 UA 105879 U 5 10 ролі кислого розчину солі багатовалентного металу використовують кислі розчини сульфатів 3+ 3+ 3+ 4+ 4+ 3+ 3+ три- і/або чотиривалентних катіонів з групи Mn , Fe , Al , Ті , Мn , переважно, Fe , Al , або 3+ їх суміші, при цьому кислі розчини сульфатів три- і/або чотиривалентних катіонів з групи Mn , 3+ 3+ 4+ 4+ 3+ 3+ Fe , Аl , Ті , Мn , переважно, Fe , Al , пропускають крізь зневоднений радіоактивний кек, забезпечуючи час контактування кислих розчинів сульфатів три- і/або чотиривалентних катіонів та зневодненого радіоактивного кеку протягом 3-15 годин, отримуючи і накопичуючи фільтрат, причому кислий розчин сульфату багатовалентного металу пропускають крізь зневоднений радіоактивний кек до отримання відпрацьованого фільтруючого матеріалу з рівнем питомої радіоактивності, яка забезпечує звільнення його від регулюючого контролю або регульований скид (викид) у навколишнє середовище. Комп’ютерна верстка М. Мацело Державна служба інтелектуальної власності України, вул. Василя Липківського, 45, м. Київ, МСП, 03680, Україна ДП “Український інститут інтелектуальної власності”, вул. Глазунова, 1, м. Київ – 42, 01601 4

Дивитися

Додаткова інформація

Назва патенту англійською

Method for the decontamination of spent filtering materials by displacement

Автори англійською

Ivanets Valerii Hryhorovych, Koriakin Volodymyr Mykhailovych, Haidin Oleksandr Volodymyrovych

Назва патенту російською

Способ дезактивации радиоактивных отработанных фильтрующих материалов вытеснением

Автори російською

Иванец Валерий Григорьевич, Корякин Владимир Михайлович, Гайдин Александр Владимирович

МПК / Мітки

МПК: G21F 9/16, G21F 9/20

Мітки: дезактивації, витісненням, радіоактивних, фільтруючих, спосіб, матеріалів, відпрацьованих

Код посилання

<a href="http://uapatents.com/6-105879-sposib-dezaktivaci-radioaktivnikh-vidpracovanikh-filtruyuchikh-materialiv-vitisnennyam.html" target="_blank" rel="follow" title="База патентів України">Спосіб дезактивації радіоактивних відпрацьованих фільтруючих матеріалів витісненням</a>

Подібні патенти