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 чотиивалентних катіонів з групи Mn3+, Fe3+, Аl3+, Ті4+, Мn4+, переважно Fe3+, Аl3+, 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: Винахід належить до сфери обробки матеріалів з радіоактивним забрудненням. Спосіб дезактивації радіоактивних відпрацьованих фільтруючих матеріалів витісненням 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 3+ 3+ 3+ 4+ кислим розчином сульфатів три- і/або чотиривалентних катіонів з групи Mn , Fe , Аl , Ті , 4+ 3+ 3+ Мn , переважно, Fe , Аl , або їх суміші, які пропускають крізь зневоднений радіоактивний кек, забезпечуючи час контактування зі зневодненим радіоактивним кеком протягом 3-15 годин, отримання нерадіоактивного відпрацьованого фільтруючого матеріалу, з рівнем питомої радіоактивності, яка забезпечує звільнення його від регулюючого контролю або регульований скид у навколишнє середовище, вивантаження нерадіоактивного відпрацьованого фільтруючого матеріалу і складування його на полігоні для нерадіоактивних відходів, накопичення і нейтралізацію радіоактивних залишків з отриманням радіоактивної суспензії. Технічним результатом винаходу є зменшення витрат на дезактивацію відпрацьованих фільтруючих матеріалів шляхом спрощення технологічної схеми, зменшення обсягів і номенклатури реагентів, а також зниження енергоємності процесу дезактивації. UA 115351 C2 (12) UA 115351 C2 UA 115351 C2 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 Винахід належить до сфери обробки матеріалів з радіоактивним забрудненням, зокрема до способів переробки рідких радіоактивних матеріалів, і може бути використано для дезактивації радіоактивних відпрацьованих фільтруючих матеріалів. Відомий спосіб переробки радіоактивних мулів і донних відкладень [див., наприклад, патент РФ № 2249867 С1, МПК 7 G21F9/20, G21F9/16, 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 дистилатом з отриманням промитого дистилатом кеку-2 і фільтрату-2, оброблення промитого дистилатом 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 дистилатом з отриманням промитого дистилатом кеку-6 і фільтрату-6, оброблення промитого дистилатом кеку-6 розчином лугу з отриманням промитого лугом кеку-7 і фільтрату-7, промивання обробленого розчином лугу кеку7 дистилатом з отриманням промитого дистилатом кеку-8 і фільтрату-8, просушування промитого дистилатом 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, підготовлений 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 115351 C2 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 , Al , Ті , 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 винаходу 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 в способі 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, відповідно до технічного рішення, що заявляється, - в ролі кислого розчину солі багатовалентного металу використовують кислі розчини 3+ 3+ 3+ 4+ 4+ 3+ сульфатів три- і/або чотиривалентних катіонів з групи Mn , Fe , Al , Ті , Мn , переважно Fe , 3+ Аl , або їх суміші, заданої концентрації та з заданим рН, - кислі розчини сульфатів три- і/або чотиривалентних катіонів пропускають крізь зневоднений радіоактивний кек, - час контактування кислих розчинів сульфатів три- і/або чотиривалентних катіонів та зневодненого радіоактивного кеку забезпечують протягом 3-15 годин, - отримують і накопичують фільтрат, - кислі розчини сульфатів три- і/або чотиривалентних катіонів пропускають крізь зневоднений радіоактивний кек до отримання відпрацьованого фільтруючого матеріалу з рівнем питомої радіоактивності, що забезпечує звільнення його від регулюючого контролю або регульований скид (викид) у навколишнє середовище. В способі дезактивації радіоактивних відпрацьованих фільтруючих матеріалів витісненням, при використанні в ролі кислого розчину солі багатовалентного металу кислих розчинів 3+ 3+ 3+ 4+ 4+ 3+ сульфатів три- і/або чотиривалентних катіонів з групи Mn , Fe , Al , Ті , Мn , переважно Fe , 3+ Аl , або їх сумішей, заданої концентрації та з заданим рН, при пропусканні кислого розчину сульфатів три- і/або чотиривалентних катіонів крізь зневоднений радіоактивний кек, 2 UA 115351 C2 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 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. Таким чином, сукупність відмітних ознак технічного рішення, що заявляється (способу дезактивації радіоактивних відпрацьованих фільтруючих матеріалів витісненням), веде до досягнення зазначеного вище технічного результату. Суть винаходу пояснює креслення. На кресл. 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 того, 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 якої 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. 3 UA 115351 C2 ФОРМУЛА ВИНАХОДУ 5 10 15 20 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 3+ 3+ 3+ 4+ 4+ 3+ 3+ три- і/або чотиивалентних катіонів з групи Mn , Fe , Аl , Ті , Мn , переважно Fe , Аl , або їх 3+ 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 Г. Паяльніков Міністерство економічного розвитку і торгівлі України, вул. М. Грушевського, 12/2, м. Київ, 01008, Україна ДП “Український інститут промислової власності”, вул. Глазунова, 1, м. Київ – 42, 01601 4

Дивитися

Додаткова інформація

МПК / Мітки

МПК: G21F 9/20, G21F 9/16

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

Код посилання

<a href="http://uapatents.com/6-115351-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