Содержание к диссертации
Введение
ГЛАВА 1 Источники образования жидких радиоактивных отходов и фильтроперлита, способы обращения с условно жидкими радиоактивными отходами 9
1.1. Источники поступления жидких радиоактивных отходов на АЭС 10
1.1.1. Особенности образования, сбор и очистка жидких радиоактивных отходов на АЭС с реакторами типа РБМК 17
1.1.2. Характеристики кубового остатка 23
1.1.3. Методы обращения с кубовым остатком на АЭС 24
1.2. Намывные фильтры - источники загрязненного фильтроперлита на АЭС с реакторами типа РБМК 40
1.2.1. Характеристики отработанного фильтроперлита, хранящегося на АЭС. Проблемы обращения с условно жидкими радиоактивными отходами 45
1.2.2. Структура и свойства перлита 47
1.3. Гидротермальные процессы переработки радиоактивных отходов 49
1.3.1. Предполагаемые процессы в реакторе гидротермальной установки 52
ГЛАВА 2 Методы исследования 57
2.1. Методы исс л ед о в ания 57
2.2. Процесс гидротермального окисления 60
2.3. Процесс гидротермального растворения фильтроперлита 62
ГЛАВА 3 Лабораторные исследования очистки модельных растворов жидких радиоактивных отходов, растворения фильтроперлита и окисления нефтепродуктов 64
3.1. Изучение гидротермального окисления модельных растворов кубового остатка
3.2. Изучение гидротермального растворения пульпы фильтроперлита 69
3.3. Изучение гидротермального окисления модельных растворов радиационно-загрязненных масел 75
ГЛАВА 4 Полупромышленные испытания гидротермальной технологии очистки фильтроперлита в среде кубового остатка 85
4.1. Полупромышленные испытания гидротермальной технологии переработки условно жидких радиоактивных отходов 85
4.2. Стендовые испытания технологии гидротермальной переработки кубового остатка на Курской АЭС 87
4.2.1. Принцип действия узлов сорбционной очистки 89
4.2.2. Устройство и принцип действия блока гидротермального окисления (БГО) 91
4.2.3. Результаты испытаний по очистке кубового остатка от радионуклидов 95
4.3. Стендовые испытания технологии гидротермальной переработки кубового остатка, осложненного фильтроперлитом, на Курской АЭС... 98
ГЛАВА 5 Технологическая цепочка переработки условно жидких радиоактивных отходов 108
5.1. Технологическая цепочка переработки 108
Основные результаты и выводы 112
Список литературы
- Особенности образования, сбор и очистка жидких радиоактивных отходов на АЭС с реакторами типа РБМК
- Процесс гидротермального окисления
- Изучение гидротермального растворения пульпы фильтроперлита
- Стендовые испытания технологии гидротермальной переработки кубового остатка на Курской АЭС
Введение к работе
Актуальность работы При работе атомных электростанций (АЭС) образуется большое количество жидких радиоактивных отходов. Основная их часть путем упаривания переводится в среднеактивные кубовые остатки (КО) с суммарной активностью не выше 1010 Бк/л и затем отверждается в виде солевого плава, битумного или цементного компаунда. Помимо жидких (ЖРО) и твердых радиоактивных отходов (ТРО) на АЭС присутствуют так называемые условно жидкие радиоактивные отходы (УЖРО), состоящие из отработанных ионообменных смол и тонкодисперсных фильтрующих материалов (фильтроперлита).
Фильтроперлит используется при очистке воды первого контура от взвешенных частиц и нефтепродуктов. Хранятся УЖРО в специальных емкостях - пульпохранилищах на АЭС совместно с ЖРО. На «старых» станциях пульпохранилища практически заполнены. Так, например, объем отработанных ионообменных смол и фильтроперлита на Ленинградской АЭС занимают больше 90 % общего объема таких хранилищ.
В связи с недостатком оставшегося свободного объема для приема новых партий УЖРО существует необходимость их утилизации.
Цель работы
Изучение физико-химических характеристик процесса гидротермальной очистки фильтроперлитовой пульпы совместно с нитратсодержащими кубовыми остатками (КО) от радионуклидов.
Список использованных сокращений:
КО - кубовые остатки; ХЖО - хранилища жидких отходов; ЭДТА - этилендиаминтетрауксусная кислота; КуАЭС - Курская атомная электростанция; РБМК - реактор большой мощности канальный; ЖРО - жидкие радиоактивные отходы; ТРО - твердые радиоактивные отходы; СВО - спецводоочистка; ТМ - титаномагнетит; ТК - трансформаторное масло; ХПК - химическое потребление кислорода.
Научные задачи
Изучить закономерности термолиза и окисления в гидротермальных условиях комплексов радионуклидов с органическими лигандами, содержащимися в кубовых остатках.
Исследовать процесс гидротермального растворения фильтроперлита в дистиллированной воде и растворах NaOH.
Исследовать закономерности гидротермального окисления нефтепродуктов в растворах моделирующих нитратсодержащие кубовые остатки.
Разработать на основе полученных результатов принципиальную схему комплексной переработки условно жидких радиоактивных отходов АЭС с реакторами типа РБМК.
Научная новизна
Впервые проведены исследования, установлены закономерности и определены оптимальные условия гидротермальной переработки условно жидких радиоактивных отходов с использованием в качестве рабочей жидкости высококонцентрированных кубовых остатков.
Впервые исследовано гидротермальное окисление нефтепродуктов, загрязняющих фильтроперлит, на модельных системах. Полученные результаты легли в основу технологии извлечения радионуклидов кобальта без предварительной очистки от загрязняющих фильтроперлит масляных отложений. Стендовые испытания на Курской АЭС подтвердили эффективность предложенной технологии.
Исследован процесс гидротермального растворения фильтроперлита. Установлено, что полнота растворения фильтроперлита в растворе 0,1 н NaOH составляет 93%, при этом образуется золь кремнеземных и алюминатных соединений и кристаллический алюмосиликат - анальцим.
Практическое значение работы
На базе полученных научных результатов предложена технологическая схема гидротермальной очистки пульпы фильтроперлита и КО от радионуклидов.
Разработанная технология переработки УЖРО позволяет увеличить коэффициенты очистки от радионуклидов 60Co и 137Cs до 570 и 300, соответственно, что сопровождается 10-кратным сокращением объема ТРО.
На защиту выносятся:
Гидротермальная технология очистки условно жидких радиоактивных отходов от радионуклидов 60Co и 137Cs.
Закономерности термолиза и окисления в гидротермальных условиях комплексов радионуклидов с органическими лигандами, содержащихся в кубовых остатках.
Результаты исследований гидротермальной очистки фильтроперлита от радионуклидов в нитратсодержащих модельных растворах.
Результаты исследований гидротермального окисления нефтепродуктов в модельных растворах.
Соответствие диссертации паспорту научной специальности: Диссертация соответствует паспорту специальности 02.00.04 - физическая химия в следующих пунктах: п. 5 «Изучение физико-химических свойств систем при воздействии внешних полей, а также в экстремальных условиях высоких температур и давлений»; п. 11 «Физико-химические основы процессов химической технологии».
Достоверность полученных результатов обеспечена повторяемостью экспериментальных данных при масштабировании и подтверждается различными методами исследования: рентгенофазовым анализом (дифрактометр D8 ADVANCE), атомно-абсорбционной спектроскопией (спектрофотометр Solaar AA 6M), гамма-спектрометрией (сцинтилляционный спектрометр гамма-излучения компании ЗАО НТЦ Аспект 1С «Гамма-1С» с детектором NaI(Tl) 63 x 63 мм.), методом
радиоактивных меток ( Со).
Личный вклад автора
Автор принимал непосредственное участие во всех лабораторных экспериментах гидротермальной иммобилизации радионуклидов Со из модельных растворов, растворения фильтроперлита и окисления нефтепродуктов. Автор занимался конструированием пилотной гидротермальной установки, изготовлением и наладкой системы управления. Автор также участвовал в полупромышленных испытаниях пилотной гидротермальной установки по переработке кубового остатка на Нововоронежской АЭС и Курской АЭС, а также переработке УЖРО на Курской АЭС.
Апробация работы
Основные результаты работы были представлены на следующих научных мероприятиях: Proceeding of the International Symposium on Radiation Safety Management (Daejeon, Rep. of Korea 2007, 2009); III и IV Российских школах по радиохимии и ядерным технологиям (Озерск, 2008, 2010); II Международном симпозиуме по сорбции и экстракции (Владивосток, 2009); Приморские зори (Владивосток, 2007); 9 international young scholars' forum of the Asia-Pacific Region countries (Vladivostok, 2009); 6-й Российской конференции по радиохимии (Москва, 2009).
Публикации
По материалам диссертации опубликовано 17 работ, из них 3 статьи (2 статьи опубликованы в ведущих рецензируемых научных журналах, рекомендуемых ВАК - «Атомная энергия», «Доклады Академии наук», 1 статья - в трудах международной конференции), 14 тезисов - в трудах конференций.
Связь работы с научными программами:
Работа выполнена в соответствии с плановой тематикой Института химии ДВО РАН, тема № 01.2009.64164 и представлена на различных конференциях при поддержке грантов: РФФИ № 08-03-16040-моб_з_рос, № 10-03-16030-моб_з_рос; президиума ДВО РАН № 09-III-04-109, № 10-III-04- 052, № 11-III-04-050.
Структура и объем работы
Диссертационная работа состоит из введения, 5 глав, выводов, списка использованных источников, содержащего 86 наименований. Работа изложена на 130 страницах, содержащих 43 рисунка, 26 таблиц в тексте. Приложение на 7 страницах.
Особенности образования, сбор и очистка жидких радиоактивных отходов на АЭС с реакторами типа РБМК
В процессе эксплуатации АЭС в реакторе идет непрерывное накопление продуктов коррозии, увеличение количества которых приводит к ухудшению водно-химического режима блока. Через несколько дней после остановки реактора типа РБМК активность оборудования контура в основном определяется радионуклидами коррозионного происхождения: 51Сг, 54Мп, 58Со, s9Fe,60Co,63Zn [4]. Указанные радионуклиды появляются в результате следующих процессов: 1) выход активных продуктов коррозии с корродирующих поверхностей активной зоны; 2) активация коррозионных отложений, находящихся в нейтронном поле реактора; 3) ионный или нуклидный обмен из корродирующей пленки и отложений. В зависимости от конструкционных особенностей реактора и водного режима первого контура вклад каждого процесса в общую активность продуктов коррозии будет различен [4, 5]. Продукты коррозии распределяются по всему контуру неравномерно. Процентное соотношение продуктов коррозии выглядит следующим образом: 1) примерно 40-50% составляют прочную пленку, плотно прилегающую к поверхности металла вне активной зоны; 2) около 40% скапливается в виде осадка в застойных зонах, зазорах, тупиковых участках трубопроводов, барабанах-сепараторах и т. д., образуя «ловушки шлама» с высокой радиоактивностью, а также в виде накипи на теплопередающих поверхностях; 3) 10-20% продуктов коррозии удаляется системой очистки, не более 0,1% циркулирует вместе с теплоносителем.
Механизм «активации отложений» является основным в накоплении радиоактивных продуктов коррозии на внутренней поверхности оборудования. Источниками нуклида-мишени 59Со, помимо нержавеющей стали, являются и другие материалы с высоким содержанием стабильного кобальта, например стеллитовые наплавки на подпятниках питательных насосов. Наличие в контуре циркуляции теплоносителя материалов, содержащих большое количество кобальта, приводит к увеличению его содержания в продуктах коррозии до 0,3% и росту активности радионуклида 60Со за счет механизма «активации отложений». Активность по 60Со через 10 тыс. ч составляет примерно 60% общей активности в контуре циркуляции реактора.
Обычно в реакторах активность радионуклида 60Со доходит до 90% общей активности по долгоживущим радионуклидам продуктов коррозии, что объясняется перерывами в работе АЭС, во время которых 60Со, как наиболее долгоживущий радионуклид, распадается меньше [7].
Таким образом, удаление кобальта из материалов всего контура циркуляции теплоносителя, а также применение водно-химического режима, замедляющего коррозию, являются основными мерами улучшения радиационной обстановки при ремонтных работах на оборудовании.
Основную массу продуктов коррозии составляют оксиды железа, содержание которых в циркуляционной воде в период пуска реактора может доходить до нескольких десятков мг/л в контуре. Под влиянием нейтронного излучения стабильное железо образует в основном только два радионуклида - 54Мп и 59Fe. При этом в кипящих реакторах эти «долгоживущие» радионуклиды переносят с паром радиоактивность, тем самым способствуя загрязнению оборудования машинного зала [8]. Также можно выделить побочный источник поступления радионуклидов в технические воды АЭС. Это - переход радионуклидов в растворы при дезактивации оборудования АЭС во время работы санпропускников и спецпрачечных.
Для создания требуемых условий эксплуатации, особенно перед ремонтом радиоактивно загрязненного оборудования, проводят дезактивацию радиоактивных поверхностей с целью сокращения мощности излучения. Поверхности оборудования, находящиеся вне активной зоны, загрязняются активированными продуктами коррозии и продуктами деления ядерного топлива. При испарении протечек воды или осаждении частиц радиоактивных аэрозолей из воздуха на внутренних поверхностях помещений АЭС также образуются отложения радиоактивных веществ [3].
Взаимодействие радиоактивных частиц с поверхностью, на которой они образовались, может быть различным. Частицы, связанные с поверхностью только силами адгезии, называют слабо фиксированными радиоактивными загрязнениями, а входящие в кристаллическую решетку поверхностного слоя - прочно фиксированными. С течением времени количество прочнофиксированных частиц радионуклидов на поверхности возрастает.
Как правило, поверхности для дезактивации обрабатывают растворами химических реагентов. Эффективность дезактивации характеризуется коэффициентом Кд, получаемым из соотношения (3) - уровня радиоактивного загрязнения А до и после нее:
Процесс гидротермального окисления
Эксперименты по применению обратного осмоса для очистки и концентрирования ЖРО проводились с конца 1960-х годов [24]. Были разработаны схемы очистки и концентрирования низкоактивных ЖРО с использованием обратноосмотических установок [25].
В последнее время с распространением рулонных мембранных элементов (РФЭ) [26] обратноосмотические методы обессоливания и очистки ЖРО получают все большее распространение в атомной энергетике и атомной промышленности. При этом используемые обратноосмотические установки имеют следующие характеристики: 1. производительность (проницаемость) мембраны - 100-200 м3/сут; 2. снижение солесодержания на 90-97,5%; 3. рабочее давление 4-Ю МПа. Основные проблемы, возникающие при использовании мембранных методов обессоливания, связаны с отложением на поверхности мембран нерастворимых гидроксидов, карбонатов, фосфатов и других соединений. При этом резко снижается производительность установки, и требуется промывка мембран специальными растворами, включающими кислоты, щелочи, комплексообразователи и ПАВ. Промывные растворы являются ЖРО с достаточно высокой активностью и требуют специальных методов переработки. В то же время использование мембранных методов обессоливания совместно с ионным обменом или селективной сорбцией (см. ниже) позволяет значительно повысить эффективность очистки ЖРО и снизить затраты на процесс.
В течение достаточно длительного времени эффективно развивается сорбционное направление в технологии очистки ЖРО, основанное на применении высокоселективных к радионуклидам сорбентов. Применяемые для очистки ЖРО селективные сорбенты, главным образом, неорганические иониты, позволяют получать достаточно высокие коэффициенты очистки ЖРО (порядка 10 ) при максимальной простоте аппаратурного оформления процесса. Именно поэтому способы переработки ЖРО с использованием селективных неорганических сорбентов многими авторами признаются как наиболее перспективные [1].
Рассмотрим подробнее особенности сорбционных методов очистки ЖРО [27]. Как уже сказано, использование высокоселективных к радионуклидам сорбентов является главной чертой данных технологий. В табл. 7 приведены типичные коэффициенты распределения радионуклидов между жидкой и твердой фазами для ряда ионообменных смол и для селективных сорбентов. Из таблицы видно, что селективные сорбенты имеют коэффициенты распределения радионуклидов на несколько порядков выше, чем ионообменные смолы.
Применение селективных сорбентов для очистки ЖРО позволяет решить одну из наиболее сложных технологических задач - это очистка высокосоленых ЖРО, которые образуются при дезактивации оборудования ядерных энергетических установок. Таблица 7
Коэффициенты распределения радионуклидов для ионообменных смол и селективных сорбентов Тип сорбента (смолы) 137Cs 90Sr Dowex 50x8 2.56 5.12 КУ-2х8 10 175 Селекс КМ 1.2-103 60 Фежел 1.5-10 KG-13 30 4.3-104 гР(ИХДВОРАН) 800 1.5-104 гБСИХДВОРАН) 5-Ю4 РР(ИХДВОРАН) 2-Ю6 Одним из существенных недостатков неорганических ионообменников, используемых в качестве селективных сорбентов, является их низкие механические свойства, не позволяющие использовать данные сорбенты в наиболее эффективных фильтрах с неподвижным слоем сорбента. В настоящее время данная проблема решается созданием композитных сорбентов, в которых неорганический ионообменник тем или иным способом диспергирован в грануле пористой матрицы. В работе [28], например, предложен ряд способов производства гранулированных неорганических ионитов для очистки ЖРО с использованием полиакрилонитриловой матрицы с целью повышения их механической прочности. Такие композитные сорбенты позволяют осуществлять процесс сорбционной очистки ЖРО с наибольшим коэффициентом очистки за счет создания неподвижного слоя сорбента в сорбционном фильтре. Подобного рода композитные селективные сорбенты производятся промышленно в России и за рубежом (например, НЖС, НЖА, Термоксид, ЦМП, Фежел D-230, CN-400-200, IE-91, IE-96 и др.). В то же время имеется много перспективных разработок в области композитных селективных сорбентов, находящихся на стадии опытно-промышленных партий. В частности, в Институте химии ДВО РАН разработаны весьма перспективные композитные селективные сорбенты ZF, ZP, FF, FM, позволяющие эффективно очищать ЖРО с различным солевым составом при солености 10-35 г/л [3]. Методы отверждения ЖРО
Хранение жидких радиоактивных отходов в специальных сооружениях имеет много недостатков. Необходимы большие дорогостоящие емкости, не исключено возможное нарушение их целостности в результате длительного хранения и коррозионного воздействия отходов, поэтому такое хранение возможно только в качестве временного [6].
Включение радиоактивных отходов в твердые матрицы при условии получения монолитной структуры обеспечивает надежную защиту окружающей среды. Наиболее распространенными методами отверждения ЖРО низкой и средней активности являются цементирование и битумирование, высокой активности - остекловывание и включение в керамические формы. Наряду с этими методами применяют методы селективной очистки жидких радиоактивных отходов. Кроме того, в качестве матриц могут использоваться стеклокерамика, стеклоцемент, металл, бетон, асфальт, полимеры.
В России в последние годы отверждают и компактируют жидкие высокоактивные РАО на трех АЭС (Ленинградской, Калининской и Балаковской) и на специальной установке ПО "Маяк" в Челябинской области. В компактной остеклованной (битумированной, цементированной) форме такие отходы легче хранить, надежнее можно обеспечить их изоляцию на длительное время.
Изучение гидротермального растворения пульпы фильтроперлита
Основной задачей данной работы было определение оптимальных гидротермальных условий иммобилизации радионуклидов Со и растворения фильтроперлита в растворах, моделирующих КО АЭС с РБМК.
В данном разделе представленны экспериментальные данные по гидротермальной иммобилизации радионуклидов Со на титаномагнетите (ТМ) [77] из модельных растворов КО АЭС с РБМК.
Состав растворов, моделирующих кубовый остаток СВО АЭС с реакторами РБМК, приведен в табл. 11.
На рис. 15 отражены результаты исследования термолиза и окисления щавелевой кислоты, ее солей, комплексов щавелевой кислоты и ЭДТА с переходными металлами и растворов, моделирующих кубовый остаток АЭС с реакторами РБМК. Использовался модельный раствор 1, содержащий 150 г/л нитрата натрия и 2 г/л щавелевой кислоты. Концентрация пероксида водорода в реакторе после смешения с КО составляла 0,1%, соотношение объемных расходов окислителя к модельному раствору 1:1. 10000
Очистка от 57Со модельного раствора 1 при температуре 250 С и давлении 8 МПа Из рис. 15, видно, что с увеличением объемного расхода степень очистки от радионуклида кобальта уменьшается от 104 при 0,5 мл/мин до 10 при 4 мл/мин. Исследование влияния температуры на степень очистки от радионуклидов кобальта проводилось в аналогичном аппаратурном оформлении. Результаты эксперимента приведены на рис. 16.
В проведенных экспериментах было определено, что для модельных растворов, не содержащих ЭДТА, заданный коэффициент очистки от радионуклидов кобальта достигается при температуре 170 С, что на 30 С ниже, чем в случае с растворами, содержащими ЭДТА (200 С). Достаточно высокая скорость окисления при высоких температурах позволяет сократить среднее время нахождения раствора в реакторе и тем самым увеличить объемный расход раствора через установку гидротермального окисления [79].
Сравнивая с аналогичными результатами для гидротермального окисления растворов, содержащих смесь щавелевой кислоты и ЭДТА (модельный раствор 3), можно убедиться, что присутствие ЭДТА значительно снижает эффективность очистки при температурах до 200 С. Выше 200 С присутствие ЭДТА влияет на эффективность очистки не так значительно (рис. 16).
Причиной этого является, во-первых, разность констант устойчивости комплексов кобальта с щавелевой кислотой и ЭДТА (табл. 12), во-вторых, различные механизмы окисления и термодеструкции ЭДТА и щавелевой кислоты.
Так, при термолизе и окислении щавелевой кислоты возможно образование СОг и муравьиной кислоты, устойчивость комплексов переходных металлов с которыми чрезвычайно низкая [80]. В то же время при термолизе и окислении ЭДТА возможно образование целой гаммы продуктов, часть из которых (например, иминодиуксусная кислота) являются весьма эффективными органическими лигандами для переходных металлов.
Очевидно, что коэффициент очистки растворов, содержащих органические лиганды, будет зависеть как от полноты окисления соответствующего лиганда, так и от формы образующегося при таком окислении оксида (гидроксида) переходного металла. Как показано в разделе 1.3.1, согласно уравнению 5, в процессе гидротермального окисления органических комплексов переходных металлов в неподвижном слое оксидов переходных металлов (например, магнетите) происходит наращивание на частицах фильтрующего слоя вновь образованных оксидов [77, 78, 81]. При невысоких скоростях фильтрации такой процесс приводит к полному удалению оксидов из раствора и, следовательно, к высоким коэффициентам очистки от радионуклидов кобальта, которые в таком процессе встраиваются в кристаллическую решетку вновь образующихся оксидов. Эффективность такого процесса зависит и от температуры, при которой происходит гидротермальное окисление. Результаты исследования влияния дозирования раствора при двух значениях температуры на коэффициент очистки приведены на рис. 17. Использовался раствор 1 с дозированием 0,1 % пероксида водорода. Из результатов следует, что повышение температуры от 200 до 250 С позволяет поднять эффективность очистки почти на порядок при том же объемном расходе. 10000 2 4 6 8 скорость потока раствора, мл/мин Рис. 17. Зависимость коэффициента очистки модельного раствора 1, содержащего 150 г/л NaN03, 2 г/л Na2C204 и дозировании 0.1 % раствора пероксида водорода, от объемного расхода и температуры при давлении 8 МПа Влияние концентрации раствора Н2О2, подаваемого в реактор, приведено на рис. 18. Из графиков следует, что модельные растворы, не содержащие ЭДТА (раствор 1), эффективно очищаются от радионуклида 57Со даже в отсутствие пероксида водорода уже при 200 С. В то же время для очистки растворов, содержащих ЭДТА, в тех же условиях требуются значительные концентрации пероксида водорода.
Стендовые испытания технологии гидротермальной переработки кубового остатка на Курской АЭС
При испытаниях на Курской АЭС использовалась вторая модификация стенда УГПКО 015/2 [77, 81, 85]. По сравнению со стендом, представленным на рис. 37, 38, изменены реактор и система введения рабочих сред. Измененная конструкция реактора приведена на рис. 40. Реактор представляет собой сварной сосуд, изготовленный из нержавеющей бесшовной трубы 065x5 мм, заглушённой вварными крышками из коррозионностойкой стали 0Х18Н10Т. Верхняя крышка имеет заглубленный выход через проходной штуцер, в который входит конец трубопровода 0 6x1 мм.
Материал штуцера и трубки -коррозионностойкая сталь А316ТІ. Корпус реактора рассчитан на давление 30 МПа при температуре 300 С и испытан на прочность при этих условиях. Нижняя крышка реактора имеет 3 вварных проходных штуцера, через которые в реактор подаются рабочие среды: пульпа, кубовый остаток и окислитель. Ввод пульпы с внутренней стороны реактора не имеет механического фильтра, остальные вводы имеют сетчатые механические фильтры для защиты от попадания и выноса взвеси. =-давление Н202 перед электроразвязкой ЭН2;1 г) - давление КО на выходе из ЭН1;1 3) давление Н2О2 на выходе из ЭН2; ( 4 )- давление Н202 на выходе из реактора Q ТОЧКИ измерения параметров для управления процессом ( t] )- выход НгОгиз ЭН2 (управление температурой нагрева Н202);Г t- ) " выход КО из ЭН1 (управление температурой нагрева КО); Ср j - давление КО (управление насосом ВД и давлением в системе)
Для испытаний стенда использовался фильтроперлит (хранилища X 06/2), активность фильтроперлита приведены в табл. 24.
Состояние фильтроперлита во взятой пробе: тонкая взвесь темно-коричневого цвета, отстаивающаяся в течение нескольких дней. Осадок уплотненный, легко взмучивается при отборе пробы с помощью «черпака», сильно загрязнен нефтепродуктами. Поэтому отобрать твердую фракцию для засыпки в реактор не удается. Загрязненность фильтроперлита нефтепродуктами, в том числе маслами, окисляемость пульпы и соленость ее на станции не определяется. Определению подлежит только общая активность пульпы, которая составляет 5,5 105 Бк/л.
Поведенные в 2007 г. сравнительные испытания сорбентов, селективных к радионуклидам цезия показали, что проблема устойчивости ферроцианидных сорбентов в щелочных кубовых остатках может существенно ограничивать эффективность использования таких сорбентов для селективной переработки кубовых остатков. В течение стендовых испытаний 2007 было определено, что существенное влияние на переработку оказывает рН кубового остатка, подающегося на переработку.
По этой причине в настоящих испытаниях использовали ферроцианидный сорбент на основе диоксида циркония - Термоксид - 35.
Для успешного процесса разложения фильтроперлит должен быть освобожден хотя бы частично от нефтепродуктов. Выполненные в Институте химии ДВО РАН эксперименты показали, что в гидротермальных условиях с присутствием пероксида водорода окисление нефтепродуктов происходит достаточно быстро до низших карбоновых кислот. В результате -облегчается выход сорбированных радионуклидов в раствор. Это позволяет извлечь радионуклиды Со соосаждением на засыпке реактора, а радионуклиды Cs извлечь на селективном Cs-фильтре после реактора.
Испытания гидротермальной технологии переработки перлита в производственных условиях проводились на пульпе из хранилища X 06/2. В этом хранилище перлит не смешан с отработанными ионообменными смолами. Испытания проводились при температуре процесса 250 С и давлении 10 МПа.
Исходные значения активности радионуклидов в пульпе фильтроперлита определялась следующим образом: пульпа отбиралась в количестве около 200 мл, выдерживалась до оседания, затем жидкость сливалась, и в осадке измерялась активность. Вес пробы пульпы 135 г.
Затем пульпа в количестве 600 мл загружалась в реактор через специальный штуцер в нижней части реактора и на штуцер устанавливалась заглушка. Запуск установки и выход на режим проводился на дистилляте. Длительность этой процедуры определялась достижением требуемой температуры в реакторе. Количество переработанного КО и фильтроперлита: 1) общее количество переработанной пульпы фильтроперлита - 0,6 дм3; 2) общее количество кубового остатка, использованного для переработки фильтроперлита во время испытаний, составило около -0,035м3. Некоторые текущие (промежуточные) измерения характеристик процесса к ним приведены в табл. 25.
