Разработка и научно-техническое обоснование новой аппаратурно-технологической схемы для реконструкции Московской станции переработки жидких радиоактивных отходов

Б.Е.Рябчиков, В.Ф.Державин, А.Е.Бакланов, В.В.Туголуков, А.В.Сибирев, Л.П.Суханов, С.Ю.Ларионов, Ю.Е.Корзина


Подберите установку под Ваши нужды

kns1Канализационные насосные станции

c1Ливнёвка

c2Блочно-модульная система очистки промстока

 

c3Блочно-модульная система очистки коммунального стока


Московская станция переработки (МСП) жидких радиоактивных отходов (ЖРО) ФГУП ВНИИНМ им. А.А.Бочвара создана в 1958 г. с целью предотвращения загрязнения Москвы-реки значительным количеством радионуклидов сбрасываемых с большими объемами радиоактивно-загрязненных вод кустом предприятий ныне известных как РНЦ «Курчатовский институт», ФГУП ВНИИНМ им. А.А.Бочвара, Институт Биофизики (ИБФ), завод Медрадиопрепарат и Спецпрачечная МосНПО «Радон». Количество жидких радиоактивных сточных вод доходило в 1960-1970 гг. до 50 000 - 55 000 м3 в год. В стоках предприятий содержались самые разные a -, b -, g - радионуклиды и бериллий. Для очистки таких уникальных по сложности стоков непредсказуемого состава, а также минимизации объема конечных отходов, направляемых на постоянное захоронение, принята очень надежная многоступенчатая схема очистки. Она включала в себя усреднение поступающих ЖРО, коагуляцию, двухступенчатое обессоливание ионным обменом и упаривание полученных регенератов. Концентраты, содержащие все извлеченные радионуклиды, вывозятся автотранспортом на полигон захоронения МосНПО «Радон». Эта схема обеспечивала заданную высокие глубину очистки ЖРО и степень концентрирования радионуклидов [1-3].

Проведенный анализ работы МСП показал, что используемое оборудование сильно изношено, не соответствует современным требованиям и требует ремонта или замены. Система управления, приборы КИПиА, морально устарели и физически изношены.

Руководством Минатома было принято решение о проведении полной реконструкции МСП. Такая работа требует остановки производства на длительный срок, что недопустимо, поскольку МСП обеспечивает работоспособность ФГУП ВНИИНМ и РНЦ «Курчатовский институт». Следовательно, необходимо разработать технологии и оборудование, которые позволили бы повысить эффективность работы существующих сооружений и создать установку, обеспечивающую переработку радиоактивных сточных вод с необходимой эффективностью и производительностью на время реконструкции.

Основные направления исследований (Рис. 1).

Целью работы является создание такой технологии и оборудования для очистки ЖРО МСП, которые обеспечивают:

  • гарантированную очистку стоков по всем радионуклидам до требований НРБ-99 и ОСПОРБ-99;
  • доочистку сбрасываемых в настоящее время сточных вод;
  • существенное повышение коэффициента концентрирования;
  • резкое сокращение требуемых производственных площадей, объема оборудования и, как следствие, затрат на реконструкцию;
  • создание оборудования, допускающего полную автоматизацию и работу в непрерывном режиме.

В соответствии с этим в работе проведены исследования и разработка способов селективного и комплексного выделения радионуклидов осадительными, мембранными и ионообменными методами, селективной сорбцией, а так же оборудования для проведения этих процессов.

Выполненные исследовательские работы.

Технологические исследования:

Исследовались следующие технологические решения:

  • электрохимическая обработка ЖРО (электрокоагуляция и электрофлотация).
  • осадительно-сорбционные технологии при которых в радиоактивные стоки при стандартной коагуляции дополнительно вводятся мелкие фракции сорбентов в количестве 50-200 мг/л.
  • осаждение с использованием ферроцианидов цинка, меди, никеля и железа.
  • ультрафильтрационная очистка ЖРО на мембранах УАМ, УПМ.
  • ионообменное умягчение ЖРО на сильнокислотных катионитах в Na -форме.

Созданы лабораторные установки:

  • для определения фракционного состава механических примесей ЖРО.
  • комплексной очистки радиоактивных стоков производительностью от 50 до 200 л/ч.
  • очистке на селективных сорбентах.

Созданы пилотные установки:

  • экспериментальная электромембранная (электродиализная) установка разработки ООО «Звезда-М» производительностью до 1,0 м 3 /ч.
  • ультрафильтрационная установка на полых волокнах производительностью до 0,5 м3/ч.
  • с селективными углеволоконными сорбентами ДВО РАН производительностью 150 л/ч.
  • для доочистки сточных вод МСП производительностью 200 л/ч .

Проведенные исследования показали, что не существует индивидуального метода, обеспечивающего столь же высокие параметры очистки, как традиционная схема с коагуляцией и обессоливанием ЖРО.

Поскольку стоки, поступающие на МСП, имеют сложный радионуклидный состав – в них присутствуют различные a , b , g -радионуклиды, а также органические и неорганические макрокомпоненты, то схема очистки должна обеспечивать удаление всех указанных загрязнений.

Разработана принципиально новая аппаратурно-технологическая схема комплексной очистки стоков МСП, изготовлена и смонтирована пилотная установка производительностью до 200 л/ч .

Она включает в себя отдельные узлы:

  • высокоточной дозировки реагентов пропорционально расходу стоков;
  • осаждения-коагуляции с использованием ферроцианидов;
  • механической фильтрации с полуавтоматическим фильтром;
  • ионного обмена на катионите и анионите;
  • финишной микрофильтрации.

Схема пилотной установки комплексной очистки радиоактивных стоков

Рис. 2. Схема пилотной установки комплексной очистки радиоактивных стоков.

Емкости: Е1-приемный резервуар МСП №11 или №12; Е2,3-емкости для регенератов; Е4-отстойник; Е5-сборник очищенной воды; Е6-монжус для солевого раствора; Е7-сборник регенератов.

Фильтры: Ф1-механический; Ф2-резервный; Ф3-катионитный; Ф4-анионитный; Ф5-микрофильтр.

Н1-питающий насос; Н2,3-насосы дозаторы; Сч1,4,5-ротаметры; Сч2,3-счетчики воды с импульсным выходом; М1-5-манометры; Э-эжектор; СД-стабилизатор давления воды; СК-спецканализация.

В2,7,25-регулирующие вентиля, В8-10, 15-17, 28-пробоотборники; В3-6, 11-14, 18-24, 26, 27, 29, 30-краны.

Вертикальный отстойник.

Рис. 3. Вертикальный отстойник.

Узел дозирования

Рис. 4. Узел дозирования

Механический фильтр

Рис. 5. Механический фильтр

Баки сбора

Рис. 6. Баки сбора

Основными загрязнителями в поступающих на МСП радиоактивных стоков являются a -радионуклиды и 137 Cs, 134 Cs. Для их удаления применен метод осаждения-коагуляции с использованием ферроцианидов тяжелых металлов. Он основан на том, что некоторые кристаллические осадки, особенно в свежеосажденном состоянии обладают сорбционными свойствами к определенному иону и радионуклиду. При их образовании происходит удаление из раствора взвесей и коллоидов. Свежеобразованный осадок ферроцианида сорбирует 80-99,9% 137 Cs, 134 Cs в широком диапазоне рН. Одновременно из раствора удаляются взвеси, коллоиды и ассоциированные с ними РЗЭ, 95 Zr/ 95 Nb, Pu, Am, U с коэффициентом очистки 5-100 раз. 90 Sr извлекается не более, чем на 15%. Эффективность процесса зависит от дозы реагентов. Сточные воды, очищенные от радионуклидов, могут оказаться загрязненными токсичными солями никеля или ферроцианида. Для предотвращения последнего, процесс осаждения проводится при избытке двухвалентного железа, которое затем окисляется кислородом воздуха и удаляется при фильтрации на специальной каталитической загрузке. Одновременно достигается резкое повышение эффективности очистки, поскольку при образовании гидроксида трехвалентного железа происходит контактная коагуляция с дополнительным извлечением a -активных радионуклидов, солей тяжелых металлов и улавливание мелкой взвеси ферроцианидов, оставшихся в растворе.

В ряде случаев, основным загрязняющим радионуклидом является 90 Sr. Очистка раствор от 90 Sr производится методом ионообменного умягчения. Степень очистки достигает при одной ступени умягчения 50-100 раз.

Поскольку в жидких радиоактивных стоках могут присутствовать токсичные ионы NO 3- и радионуклиды в анионной форме, то для их извлечения предусмотрена доочистка ЖРО на сильноосновном анионите в Cl - -форме.

Для сокращения объема вторичных отходов регенерация катионита и анионита проводится последовательно одним и тем же 10% раствором хлоридом натрия.

Проверка новых технических и технологических решений производилась при очистке реальных радиоактивных стоков МСП.

Были опробованы различные дозы и сочетания реагентов.

Всего было проведено два цикла очистки-регенерации с различным составом реагентов. Переработано 9200 л и 10000 л ЖРО. После начала проскока солей жесткости, проводилась регенерация ионитных фильтров.

Таблица 1 . Результаты опытов на пилотной установке.

Точка отбора

å a , Бк/л

241 А m , Бк/л

90 Sr , Бк/л

137 Cs , Бк/л

134 Cs, Бк/л

60 Co, Бк/ л

54 Mn , Бк/л

Исходный р-р 1

751

348

192,4

555

9,6

10,4

Н. о.

Мех. фильтр.

Н. о.

Н.о.

-

£ 5,9

£ 5,9

£ 6,7

Н. о.

Умягчение

-

-

Н. о.

5,9

£ 3,4

£ 4,1

-

Исходный р-р 2

81,4

47

-

1702

15

8,5

Н. о.

Мех. Фильтр.

Н. о.

Н. о.

-

9,6

£ 5,6

£ 6,3

Н. о.

Умягчение

-

-

Н. о.

17

£ 5,6

£ 6,3

-

Шлам

9250

4440

255

29230

481

278

41

Регенерат

-

Н. о.

4440

63

£ 10

74

£ 10

Н. о.- не обнаружен; Мех. Фильтр.- раствор после механического фильтра; Умягчение – раствор после умягчения.

Результаты работы отражены в таблице 1. a -излучающие радионуклиды были представлены в основном 241 Am. Практически во всех пробах содержание a -излучающих радионуклидов находится ниже предела их обнаружения и напротив, в шламе содержится значительное количество 241 Am, что свидетельствует о высокой степени очистки. В регенерате a -излучатели не обнаружены, следовательно практически все они выводятся на стадии коагуляции.

Очистка от 137 Cs, на протяжении всей работы была стабильной. Коэффициент очистки был в пределах 100-300. Остаточное содержание 137 Cs равное 4,4-10,2 Бк/л удовлетворяет требованиям НРБ – 99. Высокая концентрация 137 Cs в шламе и его отсутствие в регенерате характеризует хорошую селективность метода ферроцианидного осаждения.

Во всех пробах содержание 90 Sr была ниже предела измерений. Однако содержание 90 Sr в регенерате было относительно высоким.

В данном опыте не ставилась цель - минимизация объема вторичных отходов. Поэтому все регенераты и промывные воды собирались вместе. При этом суммарный коэффициент концентрирования оказался равен 60.

По результатам работы был сделан вывод о высокой эффективности разработанной схемы по очистке от различных радионуклидов, о возможности и целесообразности использования уменьшенных доз реагентов и о целесообразности раздельной очистки стоков содержащих и не содержащих 90 Sr .

Часть 2.

(c) 2010 НПК "Медиана - фильтр"
Все права защищены.