Научная статья на тему 'Гидротермальная переработка кубовых остатков АЭС'

Гидротермальная переработка кубовых остатков АЭС Текст научной статьи по специальности «Промышленные биотехнологии»

CC BY
212
57
i Надоели баннеры? Вы всегда можете отключить рекламу.
i Надоели баннеры? Вы всегда можете отключить рекламу.

Похожие темы научных работ по промышленным биотехнологиям , автор научной работы — Сергиенко В. И., Авраменко В. А., Голуб А. В., Добржанский В. Г.

iНе можете найти то, что вам нужно? Попробуйте сервис подбора литературы.
i Надоели баннеры? Вы всегда можете отключить рекламу.

Текст научной работы на тему «Гидротермальная переработка кубовых остатков АЭС»

так же из вышеприведенной номограммы видно, что виброизоляцию фрезерного станка наиболее оптимально было бы выполнить при помощи виброопор с проходным болтом ОВ-31.

^ ' ; В.И. Сергиенко, В.А. Авраменко, A.B. Голуб, В.Г. Добржанский

ГИДРОТЕРМАЛЬНАЯ ПЕРЕРАБОТКА КУБОВЫХ ОСТАТКОВ АЭС

Радиационная безопасность АЭС во многом связана с системой обращения с жидкими радиоактивными отходами (ЖРО), образующимися при работе АЭС. Системы спецводоподготовки АЭС перерабатывают ЖРО на различных стадиях процесса с использованием ионного обмена и дистилляции. В результате переработки чистая вода возвращается в технологический процесс, а высокосоленые кубовые остатки выпарных аппаратов направляются в емкости хранилищ жидких отходов (ХЖО). Объем накапливаемых кубовых остатков составляет от 0.2 до 1.0 м3/ МВт мощности АЭС в год, в зависимости от типа реактора АЭС. Значительное количество радиоактивных отходов образуется и в неядерных отраслях - теплоэнергетике, медицине, геологии и др. В настоящее время одним из источников образования большого количества РАО являются угле-, нефте- и газодобыча из-за сопутствующего выноса из недр естественных радионуклидов, а также золоотвалы угольных теплоэлектростанций. Количество радиоактивных отходов (РАО), производимых АЭС, составляв! около 0,3% суммарного объёма РАО от других источников. При этом ядерная энергетика является единственной отраслью, которая уделяет достаточное внимание своим отходам. Проблема безопасного обращения с РАО является одной из тех проблем, от которых в значительной мере зависят масштабы и динамика развития ядерной энергетики, а также дальнейшее внедрение ядерных и радиационных технологий. Нигде в мире не решены методы окончательного захоронения РАО.

В соответствии с нормативными документами отходы, передаваемые на долговременное хранение, должны быть соответствующим образом кондиционированы. Так, например, жидкие радиоактивные отходы (ЖРО) должны быть переведены в твёрдые (ТРО), а основной объем переведен в нерадиоактивные промышленные отходы, не требующие специального хранения.

Стоимость долговременного хранения ТРО весьма высока (до 5000-7000 и более $ за м3), поэтому такие технологии оправданы только из-за отсутствия лучших методов.

Особую проблему представляет кондиционирование кубовых остатков (КО) выпарных аппаратов систем спецводоочистки АЭС, представляющие собой высокосоленые (солесодержание до 300 г/л) радиоактивные растворы с удельной активностью более 10"4 Ки/л. Основными радионуклидами в них являются !37Cs и 60Со. Переработка больших объемов этих остатков, накопленных в хранилищах АЭС, для долговременного хранения представляет одну из важных составляющих повышения безопасности работы АЭС. Глубокое извлечение радионуклидов из жидких кубовых остатков и иммобилизация их в малообъёмных ТРО позволила бы решить многие экологические и технические проблемы АЭС.

Традиционными методами переработки кубовых остатков являются глубокое упаривание, цементирование и битумирование. Эти методы позволяют перевести ЖРО в инертную форму, пригодную для захоронения, но не дают значительного сокращения объема конечного радиоактивного продукта. Коэффициенты сокращения объема при использовании различных методов переработки кубовых остатков имеют следующие значения: для цементирования - 0,9... 1,3; битумирования - 1,5...2.5; глубокого упаривания - 2...3; остекловывания - 3...4; селективной сорбции - 70...90. Современные селективные технологии имеют существенно более высокие возможности селективной сорбции в сокращении объемов конечного радиоактивного продукта. Однако из кубовых остатков они позволяют выделить только радионуклиды 137Cs, переведя их в небольшой объем радиоактивных ТРО. Главная проблема с извлечением кобальта возникает из-за присутствия в кубовых остатках солей этилендиаминтетрауксусной кислоты (ЭДТА) и щавелевой кислоты, которые образуют очень прочные комплексы с ионами переходных металлов.

Именно поэтому задача извлечения радионуклидов 60Со может быть решена либо селективным извлечением комплекса ЭДТА-Со(Ш), либо разрушением этого комплекса и удалением ионов кобальта сорбцией или соосаждением с гидроксидами железа и никеля. В первом случае задача

осложняется большим количеством (до нескольких граммов в литре) комплексов ЭДТА-железо и ЗДТА-никель, присутствующих в кубовых остатках, а во втором случае - высокой константой устойчивости комплекса ЭДТА-Со(Ш).

Основным приемом разрушения комплекса ЭДТА-Со(Ш) является окислительная деструкция органических составляющих кубовых остатков с помощью тех или иных методов* Для полного удаления радионуклидов кобальта соосаждением на гидроксидах переходных металлов из растворов, содержащих ЭДТА, как, например, в технологии озонирования кубовых остатков, необходима полная окислительная деструкция ЭДТА. К сожалению, окисление органической составляющей кубовых остатков требует большого расхода окислителя (до 100 и более грамм озона на литр кубового остатка) не только из-за устойчивости ЭДТА к окислительной деструкции, но и в силу прочности комплекса кобальт - ЭДТА.

Именно поэтому была предпринята попытка разработать альтернативную технологию. Среди нескольких технологий, разрабатываемых в Институте химии ДВО РАН, наиболее перспективной была принята технология гидротермального окисления, то есть окисления в жидкой фазе при высоких 200-250 °С температурах и давлении до ЮМПа. Несмотря на необычные для традиционной химической технологии температуры и давления эффект, который дает гидротермальная технология, чрезвычайно велик.

В предложенной технологии кубовый остаток, предварительно очищенный от радионуклидов цезия на феророцианидных сорбентах (SNi, НЖС или Термоксид-35 или другие аналогичные сорбенты) окисляется перекисью водорода в проточном реакторе на слое катализатора при температурах от 180 до 250 °С и давлении 10-15 МПа. Эта технология обеспечивает очистку КО от радионуклидов кобальта, марганца и альфа-излучателей. Охлажденный очищенный кубовый остаток при необходимости дочищается от радионуклидов цезия и подается на узел цементации (узел цементации не требует специального оборудования, так как активность очищенного кубового остатка лежит в пределах 10-100 Бк/л). Полученные таким образом цементные блоки в соответствии с нормативными документами (СПОРО-99, НРБ-99) выводятся из-под контроля Госатомнадзора и могут быть размещены на долговременное хранение на любом полигоне промышленных отходов.

Проведенные лабораторные исследования показали перспективность такого подхода. На результатах исследований был разработан стенд для отработки технологии непосредственно в условиях АЭС.

Технологическая цепочка переработки состоит из трёх стадий.

1. Предварительная чистка кубового остатка от радионуклидов цезия. Производится в фильтрах, обеспечивающих селективную сорбцию радионуклида 137Cs. Основными технологическими проблемами этого этапа является крайне неравномерное распределение радионуклидов в сорбенте. Это приводит к тому, что частичная пептизация ферроцианидных коллоидов при фильтрации ограничивает коэффициент очистки кубового остатка после достижения определенной активности в верхнем слое сорбента. Пептизация характерна для любых композитных ферроцианидных сорбентов и лежит в пределах 10"4... Ю'Ч в зависимости от рН, солесодержания и других свойств растворов и сорбентов.

2. Гидротермальное окисление кубового остатка. На этой стадии происходит очистка кубового остатка от радионуклидов кобальта, марганца и других переходных металлов. Кроме этого в реакторе при гидротермальном окислении происходят превращение гидроксидов переходных металлов в оксиды и совместная кристаллизация оксидов на поверхности шихты (катализатора). Последний процесс позволяет многократно сократить объем образующихся осадков и решить проблемы с их фильтрацией. Высокая скорость протекающих процессов позволяет уменьшить объем фильтра реактора и тем самым повысить безопасность работы.

3. Доочистка после гидротермального процесса.

Одновременно с разрушением комплексов Со-ЭДТА при гидротермальном окислении происходит разрушение выделившихся в первой стадии ферроцианидных коллоидов. Это позволяет провести дополнительную очистку кубового остатка от i37Cs на ферроцианидном фильтре доочистки. В результате ресурс работы ферроцианидных фильтров контейнеров можно повысить многократно, и единственным ограничением его работы является предел активности, при котором фильтр-контейнер будет оставаться среднеактивным ТРО. Естественно, доочистка после гидротермального процесса необходима в случае, когда на первой стадии очистки не удается добиться необходимого результата. Поскольку после гидротермальной обработки активность очищаемых растворов по 137Cs не

П

превышает 1000 Бк, требуемые коэффициенты очистки лежат в пределах 10 ... 102. Поэтому на этой стадии можно использовать фильтры без биологической защиты. В этом случае кубовый остаток из накопительной емкости после гидротермального процесса подается насосом на ферроцианидный фильтр, после которого собирается в накопительной емкости для процесса цементации очищенного кубового остатка. ' ' ' . < . ^

Стендовые испытания разработанной технологии проводились на Нововоронежской АЭС в период с 11 мая по 20 ноября 2006 г. и на Курской АЭС - в августе - сентябре 2007 г.

В результате испытаний гидротермальной технологии окисления кубового остатка при температу ре 250 °С были достигнуты следующие уровни остаточной активности.

Ново-Воронежская АЭС.

при исходной активности 4,4- 10э Бк/дм3 по 60Со и по 137Cs - 8,1 *104 Бк/дм3 получена остаточная активность по 60Со - < 37 Бк/дм3 и по 137Cs - 6 ... 150 Бк/дм .

Курская АЭС.

при исходной активности 3,7-105 Бк/дм3 по 60Со и пО !3?Cs - 5,9*106 Бк/дм3 получена остаточная активность по 60Со - 12 ... 60 Бк/дм3 и по 137Cs - 6 ... 150 Бк/дм3.

Коэффициенты очистки составили по 137Cs - 105 - 106, по Со- 10J-10\

Стендовые испытания на реальных кубовых остатках АЭС подтвердили высокую эффективность гидротермальной технологии их переработки.

Гидротермальное окисление кубовых остатков перекисью водорода позволяет производить эффективную очистку от радионуклидов кобальта и радионуклидов других переходных металлов, не требует применения дорогостоящего озонирования. При гидротермальном окислении кубовых остатков можно легко получать очень высокие (104 и более) степени очистки кубового остатка от радионуклидов кобальта. Технология не требует отдельной фильтрации образующихся гидроксидов металлов, позволяет в 2-3 раза поднять эффективность использования ферроцианидных фильтров и значительно (по сравнению с озонированием) уменьшает общий объем получаемых ТРО.

Бег гидротермального окисления такой процесс невозможен.

Р.В. Лизун, А.И. Сковлюк, В.И. Северинов (ДВГТУ, г. Владивосток)

АТТЕСТАЦИЯ РАБОЧИХ МЕСТ ПО УСЛОВИЯМ ТРУДА

Согласно Постановлению №12 от 14 марта 1997г. Министерства труда и социального развития Российской Федерации «О проведении аттестации рабочих мест по условиям труда», в целях организации работы по сертификации производственных объектов на соответствие требованиям по охране труда Министерство труда и социального развития Российской Федерации постановило:

-органам исполнительной власти по труду субъектов Российской Федерации оказывать практическую помощь организациям в проведении аттестации рабочих мест по условиям труда;

-федеральным органам исполнительной власти привести в соответствие с Положением, утвержденным настоящим Постановлением, отраслевые методические документы по проведению в подведомственных организациях аттестации рабочих мест по условиям труда.

Отсюда следует, что обеспечение защиты от рисков несчастных случаев на производстве и профессиональных заболеваний предполагает обязанности работодателя предпринимать все необходимые меры по профилактике производственного травматизма и профессиональной заболеваемости. Поэтому одним из конкретных важнейших направлений в работе по профилактике производственного травматизма и профессиональной заболеваемости является аттестация рабочих мест по условиям труда - это российский вариант классической оценки, анализа и управления рисками.

Аттестация рабочих мест по условиям труда позволяет полностью идентифицировать и объективно оценить опасные и вредные производственные факторы на рабочих местах, что является непременным требованием любой современной системы управления охраной труда.

i Надоели баннеры? Вы всегда можете отключить рекламу.