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


Часть 2. Экспериментальные установки.

В продолжение работ по доочистке сбросных вод МСП была создана экспериментальная установка, с использованием сорбционного фильтра с селективным углеволокнистым сорбентом ДВО РАН, имеющим объем загрузки 10 л и производительностью до 2 м3/ч (Рис. 9).

В состав установки входили:

1. Резервуар.

2. Насос (с датчиком защиты по сухому ходу).

3. Механический предфильтр.

4. Щит управления.

5. Фильтр-контейнер с биологической защитой.

6. Водосчетчик.

Вода из резервуара подавалась с помощью насоса 2 на предфильтр 3, а затем через щит управления на фильтр-контейнер 5. В предфильтре использовался картридж с размером пор 5 мкм. Его необходимость была вызвана наличием в резервуаре 9 большого количества взвесей, приводивших к забиванию и росту сопротивления сорбционного фильтра в предыдущей работе. Устройство биологической защиты было обусловлено наличием значительных уровней гамма-излучения при работе с фильтрами меньшего объема. Очищенный фильтрат сбрасывался в ливневую канализацию. Сорбционный аппарат выполнен в виде фильтр-контейнера (Рис. 9).

Экспериментальная установка доочистки радиоактивных стоков

Рис. 9. Экспериментальная установка доочистки радиоактивных стоков.

Всего на 2 фильтрах было переработано 2300 м3 стоков с исходной концентрацией 137 Cs- 35-67 Бк /л. Каждый фильтр очистил примерно по 30 - 50 000 Vк. Концентрация 137 Cs на выходе из установки составляла менее 7,8 Бк/л, что является пределом обнаружения использовавшегося прибора. Уровень g -активности на поверхности фильтра составил 0,7 мкЗв/ч.

По результатам проведенных работ выдано и принято к проектированию ГСПИ техническое задание на создание в рамках реконструкции МСП узла доочистки ЖРО от 137 Cs [4].

Экспериментальная установка реагентно-сорбционной очистки.

На основании работ, выполненных на пилотной установке реагентно-сорбционной комплексной очистки радиоактивных сточных вод, разработана усовершенствованная аппаратурно-технологическая схема установки с использованием современного оборудования, которое обеспечивает полностью автоматизированную работу с получением минимального объема отходов.

Существующее и испытанное нами новейшее технологическое оборудование позволило создать полностью автоматизированную установку (Рис. 8) минимальных габаритов производительностью быть порядка 2-3 м3/ч, т.е. 50-70 м3 в сутки.

Рис. 8. Схема экспериментальной установки очистки ЖРО на МСП.

Емкости: Е1,Е2- для реагентов; Е3,Е4- смесители; Е5- хлопьеобразования; Е6- очищенного раствора; Е7- солерастворитель;

Фильтры: Ф1- механический; Ф2- противоточный ионообменный с катионитом –К и анионитом –А;

Насосы: Н1- питающий; Н2,Н3- дозаторы; Н4- промывной; Н5- солевой; Н6- откачивающий;

Сч1, Сч2- импульсные счетчики; Сч3, Сч4- ротаметры промывной воды и регенерирующего раствора;

М- манометры; По- пробоотборники; К1-К11- пневмоклапаны; В1-В15- запорная арматура.

В качестве растворов, подвергающихся очистке, были использованы радиоактивные стоки, поступающие на Московскую станцию переработки от ФГУП ВНИИНМ, РНЦ «Курчатовский институт» и завода «Медрадиопрепарат». Их состав приведен на рисунках 13 и 14. Видно, что он очень сильно меняется – на 2 – 3 порядка. Установка должна обеспечивать эффективную очистку наиболее загрязненных стоков.

Из существующих приемных емкостей объемом 500 м3 (Е1), где происходит их усреднение и отстаивание с удалением взвешенных веществ, ЖРО с помощью насоса Н1 подавались на узел коагуляции. Подача реагентов осуществлялась насосами-дозаторами Н2 и Н3 в напорный трубопровод, где последовательно происходило их смешение с исходным раствором в промежуточных смесительных емкостях Е3 и Е4. Насосы-дозаторы работали в режиме пропорционального дозирования. При прохождении каждого 1 литра ЖРО через счетчик Сч1, он дает импульсный сигнал на насосы дозаторы и они вводят в поток заданный объем реагента.

В вертикальном отстойнике Е4 (Р16) происходит образование и коагуляция осадка ферроцианидов при котором из раствора извлекаются 137 Cs , a -активные радионуклиды, а также до 30% 90 Sr .

Поскольку в предлагаемой технологии сернокислое железо дозируется в избытке, после коагуляции в растворе наряду с микровзвесью ферроцианидов присутствует некоторое количество двухвалентного железа, то для его полного окисления предусмотрена обработка стоков воздухом перед подачей на фильтр.

После вертикального отстойника Е4 осветленная вода самотеком поступала на фильтр с каталитической загрузкой Ф1, а затем, при необходимости, на фильтр Ф2 послойно загруженный катионитом и анионитом. Очищенная вода собиралась в баке Е6.

Механический фильтр Ф1 (Рис. 9) диаметром 600 мм и высотой 2200 мм автоматически выводился на промывку при пропускании через него 30 м3 раствора. Все операции по регенерации фильтра выполнялись по программе с блока автоматического управления путем включения насоса Н4 и управляемых клапанов К1 – К3. Промывные воды сбрасывались в трап спецканализации и направлялись в голову процесса в приемные резервуары Р11, Р12. Подача в них ферроцианидной пульпы, имеющей большой запас по сорбционной емкости, обеспечивала дополнительное предварительное извлечение радионуклидов в этих емкостях. Шлам из емкостей периодически отправляется в МосНПО «Радон».

Механический фильтр

Рис. 9. Механический фильтр

Ионообменный фильтр

Рис. 10. Ионообменный фильтр

Блок управления

Рис. 11. Блок управления

Солерастворитель

Рис. 12. Солерастворитель

Характер поступления a - активных радионуклидов на МСП в 2003 г

Рис. 13 Характер поступления a - активных радионуклидов на МСП в 2003 г.

Характер поступления b -активных радионуклидов на МСП в 2003 г.

Рис. 14. Характер поступления b -активных радионуклидов на МСП в 2003 г.

Ионообменный фильтр (Рис. 10) оригинальной конструкции с послойно размещенными катионитом, анионитом и слоем специального плавающего инертного материала включался в работу при наличии в исходных ЖРО избыточного количества 90 Sr. Он регенерировался 8-12% раствором NaCl в режиме противотока после пропуска заданного объема ЖРО, который соответствовал началу проскока солей жесткости. Все операции по регенерации фильтра выполнялись по программе с блока автоматического управления путем включения насосов Н4 и Н5 и управляемых клапанов К4 – К11 (Рис. 11). Регенерационный раствор соли готовится в солерастворителе (Рис. 12), снабженном системой автоматического растворения соли и поддержания ее концентрации.

Воды взрыхления, промывные воды и слабозасоленные регенераты сбрасываются в голову процесса. Концентрированный регенерат сбрасывался в штатные баки сбора МСП для дальнейшей отправки на захоронение в МосНПО «Радон».

Установка находится в экспериментальной эксплуатации с апреля 2002 г. За время эксперимента переработано более 10 000 м3 ЖРО, состав за 2003 г которых приведен на рисунках 15 и 16. Несмотря на столь существенные колебания содержания основных радионуклидов в исходном растворе, в очищенной воде за все указанное время их содержание составляет 137 Cs - 3-7 Бк/л, 90 Sr £ 2-5Бк/л. Содержание 239 Pu и 241 Am в основном находится на уровне 0,6-5 Бк/л, но иногда приближается к предельным 10 УВ, равным 5,6 Бк/л. При пропускании данных растворов через ультрафильтрационную мембрану или ионообменный фильтр активность дополнительно снижается в 2-10 раз.

Производительность установки составила 2-3 м3/ч. При переработке последних 2000 м3 она была повышена до 4-5 м3/ч без ухудшения качества очистки стоков. Содержание 137 Cs в сбросном растворе по сравнению с действующей схемой МСП снизилось в несколько раз. При этом объем вывозимых отходов сократился в 3 раза. На способ очистки ЖРО получен патент на изобретение [5].

По результатам разработки и эксплуатации пилотной и экспериментальных установок выдано и принято к проектированию техническое задание на создание в рамках реконструкции МСП узла очистки ЖРО. Эта установка обеспечит работоспособность МСП при выводе из эксплуатации ее основного оборудования на весь период реконструкции.

Выводы.

Изучена работа Московской станции переработки ЖРО. Показано, что для повышения качества очистки сточных вод и снижения объема вторичных отходов необходимо проведение ее реконструкции.

Проведены лабораторные исследования различных процессов очистки ЖРО. Показано, что при сложном радионуклидном составе отходов, эффективная очистка стоков обеспечивается только комбинацией из нескольких методов. Экспериментально подобрано оптимальное сочетание таких методов.

Разработана принципиально новая аппаратурно-технологическая схема очистки ЖРО, включающая осаждение-коагуляцию с использованием ферроцианидов, фильтрацию на каталитической загрузке и ионный обмен на катионите и анионите, реализуемые в наиболее современном автоматизированном оборудовании.

Созданы пилотные установки для исследования процессов селективной сорбции, ультрафильтрации и реагентно-сорбционной очисти ЖРО производительностью 200-500 л/ч. Испытания показали их высокую эффективность.

Создана экспериментальная установка производительностью до 2 м3/ч для доочистки стоков МСП от 137 Cs. Доочищено 2300 м3 сточных вод до минимально определяемого содержания 137 Cs.

Создана экспериментальная установка производительностью 2-3 м3/ч для реагентно-сорбционной очистки ЖРО. При переработке более 8 000 м3 радиоактивных стоков показано, что несмотря на резкие колебания содержания основных радионуклидов в исходном растворе, в очищенной воде за все указанное время их содержание составило 137 Cs -3-7 Бк/л, å a -0,5-1,0 Бк/л, 90 Sr £ 2-5Бк/л. При этом объем вывозимых отходов сократился в 3 раза.

Разработанные технические решения заложены в проект проведения реконструкции МСП, как обеспечивающие ее работоспособность при выводе из эксплуатации ее основного оборудования на весь период реконструкции.

Литература.

1. Трофимов Д.И. и др., Опыт семилетней эксплуатации Московской станции по очистке и концентрированию радиоактивных стоков и некоторые данные по очистке малоактивных сбросных вод в присутствие моющих веществ, p . 449-475 IAEA , Vienna , 1965.

2. Никифоров А.С., Куличенко В.В., Жихарев М.И., Обезвреживание жидких радиоактивных отходов, М., энергоатомиздат,1983, 183 с.

3 Мартынов Б.В. и др. Опыт эксплуатации и основные технологические показатели обезвреживания жидких радиоактивных отходов на МСП, Management of low and intermediate level radioactive wastes , V 1, p 427-443, IAEA , Vienna , 1989.

4. Рябчиков Б.Е., Ларионов С.Ю., Исследование очистки жидких радиоактивных отходов селективными сорбентами на пилотных и полупромышленных установках, Вопросы атомной науки и техники, выпуск 2(60), , Москва, ВНИИНМ, 2002 г. с. 168-176.

5. Рябчиков Б.Е., Сибирев А.В., Ларионов С.Ю., Туголуков В.В., Гелис В.М., Способ очистки жидких радиоактивных отходов // Патент РФ, № 2254627 от 14.07.03, опубл. 20.06.05.

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