Способы обработки жидких радиоактивных отходов

     Скорость  витания капли тем выше, чем больше ее размер. С ростом давления скорость витания капли уменьшается, поэтому выпарные аппараты в схемах обработки РАО работают при низком давлении (около 0,5 МПа).

     В целях снижения влияния капельного уноса на чистоту дистиллята обычно применяют промывку его частью полученного дистиллята. При этом пар барботирует через слой дистиллята (слой флегмы), оставляя в этом слое большую часть активных примесей. Зачастую используют двухступенчатую промывку пара флегмой, что обеспечивает более высокую степень очистки РАО. Большим преимуществом обработки ЖРО методом дистилляции является то обстоятельство, что объем вторичных жидких РАО, требующих захоронения, минимален. Однако следует отметить, что в процессе дистилляции содержащиеся в перерабатываемых ЖРО радионуклиды йода, а также радиоактивные пары благородных металлов улетучиваются вместе с паром. Кроме того, дистилляция ЖРО, содержащих поверхностно-активные вещества, малоэффективна вследствие вспенивания и попадания высокоактивной пены в дистилляте.

В целом же метод дистилляции весьма эффективен; он обеспечивает высокий коэффициент очистки ЖРО. Выпарные аппараты включены в схемы обработки

     ЖРО практически всех АЭС. По сравнению с другими аппаратами, применяемыми для обработки радиоактивных вод, выпарной аппарат имеет самый высокий коэффициент очистки—порядка по отношению к концентрату. Так как кратность упаривания в выпарных аппаратах равна 20—40,  истинный коэффициент очистки составляет — по отношению к исходной воде. Хуже очищается вода от коллоидных примесей: коэффициент очистки для масел, например, не превышает .

          Выпарной аппарат состоит из греющей камеры и сепаратора. Греющая камера предназначена для испарения ЖРО, а сепаратор — для очистки пара от капель концентрата (кубового остатка). Греющая камера представляет собой кожухотрубный теплообменник. В качестве теплоносителя используется пар из коллектора собственных нужд АЭС с давлением до 0,8 МПа, который подается в межтрубное пространство через патрубок.

     Жидкие  радиоактивные отходы подаются в нижнюю часть греющей камеры, поднимаются по трубам, нагреваются и испаряются. Пароводяная смесь через патрубок переходит в сепаратор. В сепараторе происходит разделение воды и пара. Вода по перепускной трубе возвращается в греющую камеру, а вторичный пар очищается и через патрубок выходит из выпарного аппарата.

     Очистка вторичного пара от капель концентрата происходит в процессе объемной сепарации и последовательного прохождения им жалюзийной ловушки, барботажной тарелки  и слоя насадки из колец Рашига.

     Объёмная  сепарация и жалюзийная ловушка выполняют начальную осушку пара. На барботажной тарелке происходит промывка пара посредством барботажа его через непрерывно обновляющийся слой воды. Окончательная осушка пара осуществляется в слое колец Рашига. Конденсат этого пара называют флегмой. Нижняя часть слоя колец Рашига заполнена слоем флегмы, проходя через который

     Пар очищается от мелких капель концентрата. Флегма подается через перфорированную трубу, промывает поднимающийся пар, скапливается в слое насадки, а из слоя насадки перетекает через гидрозатвор на барботажную тарелку. С увеличением уровня флегмы в слое насадки улучшается эффект промывки, но снижается производительность выпарного аппарата. С барботажной тарелки флегма сливается в нижнюю часть сепаратора и смешивается с кубовым остатком. Кубовый остаток удаляется из выпарного аппарата через патрубок, опущенный до греющей камеры в целях удаления из аппарата шлама.

     Выпарные аппараты рассчитаны на давление греющего пара 0,3 — 0,8 МПа, имеют площадь поверхности греющей камеры 15—280 и обеспечивают производительность по выпариваемым ЖРО 0,5 — 10 .

     Зачастую выпарные установки выполняются многокорпусными. Многокорпусные выпарные установки состоят из нескольких соединенных последовательно выпарных аппаратов, так что вторичный пар предыдущего аппарата является греющим паром последующего. Частично выпаренная в первом аппарате вода перетекает из него в последующие (продувка аппаратов), причем в каждом аппарате испаряется примерно одинаковое количество исходной воды. Оптимальное число корпусов выпарной установки — три.

     Общее количество дистиллята, вырабатываемое трехкорпусной выпарной установкой,

     Qобщ = G0(q1+q2+q3),

     где G0 — расход греющего пара, подаваемого в первый выпарной аппарат ;

     q1 — q3 — количество дистиллята, которое вырабатывается соответственно в первом — третьем выпарных аппаратах при подаче в первый аппарат 1 т греющего пара. Для энергоблоков нового поколения с реактором ВВЭР-640 разработана конструкция выпарного аппарата, в которой расширитель, испаритель и конденсатосборник реализованы в одном корпусе.

     Характерной особенностью данного выпарного аппарата является наличие двух узлов: узла подвода продувочной воды и разделения компонентов пароводяной смеси и узла промывки и распределения вторичного пара. Первый узел обеспечивает тангенциальный ввод продувочной воды в состоянии насыщения через специальные патрубки. Фактически в аппарат подается пароводяная смесь, которая поступает в кольцевой канал, где происходят дополнительное частичное само-испарение воды и разделение компонентов пароводяной смеси за счет эффекта центробежной сепарации. Образующийся вторичный пар направляется в сепаратор, а вода стекает по стенкам корпуса аппарата в кольцевой короб, являющийся камерой сбора, и далее попадает в камеру распределения.

     Узел  промывки и распределения вторичного пара включает в себя погружной дырчатый лист и испарительную секцию. Подвод теплоты к испарительной секции осуществляется за счёт конденсации греющего пара.

     Принятое  конструктивное решение гарантирует высокую степень саморегулирования и существенное ограничение диапазона удельных паровых нагрузок,  что обеспечивает равномерное распределение генерируемого пара и минимальный унос в паровое пространство капельной влаги.

     Наряду  с дистиллятом конечным продуктом выпарной установки является жидкий кубовый остаток. В целях его дальнейшей переработки применяется дополнительное выпаривание (упаривание) в специальной установке.

     Установка глубокого выращивания ЖРО предназначена для переработки жидких солевых концентратов (кубовых остатков), образующихся при выпаривании радиоактивных вод на установках спецводоочисток энергоблоков АЭС. Кубовый остаток перед подачей на выпаривание должен быть выдержан в промежуточной ёмкости хранения до такого состояния, чтобы в нем отсутствовали радионуклиды йода-131 и инертные газы. Границы поддержания температуры солевого концентрата: нижняя — не менее 115 С; верхняя — не более 130 С.

Глубокое  выпаривание исходного раствора происходит в прямоточном испарителе, обогреваемом паром. Корпус прямоточного испарителя выполнен в виде U-образной трубы. Раствор подается насосом на вход испарителя. Общая длина испарительного канала составляет 35 м. Греющий пар подводится непосредственно в корпус испарителя. Испаритель имеет экономайзерный участок для предварительного подогрева исходного раствора перед входом его в греющую камеру. Подогрев проводится за счет теплоты конденсата греющего пара, проходящего по межтрубному пространству экономайзерного участка.

     Система циклон — сепаратор предназначена для разделения смеси на пар и солевой продукт с выходом солевого продукта самотеком через нижний штуцер и удалением пара в четыре теплообменника-конденсатора для его конденсации. При этом дистиллят из нижней части теплообменников отводится в спецканализацию, а неконденсирующиеся газовые сдувки направляются в систему газоочистки.

     В целях исключения охлаждения вытекающего из нижнего патрубка циклона  солевого продукта и забивания им патрубка наружная поверхность последнего снабжена паровой рубашкой. Один циклон рассчитан на работу четырех испарителей.

     В результате выпаривания кубового остатка получается смесь, которая разделяется в системе циклон — сепаратор на пар и концентрат с высоким содержанием солей. Солевой концентрат направляется в контейнер, где после остывания затвердевает с образованием твердого солевого продукта. Процесс затвердевания протекает за счет связывания оставшейся в концентрате воды (10 — 30% по массе) в кристаллогидраты с образованием солевого монолита. Контейнер с солевым продуктом герметизируется и направляется в хранилище твердых отходов,

     Кроме переработки радиоактивного кубового остатка в твердый солевой продукт установка глубокого выпаривания может использоваться для выделения из кубового остатка кристаллической буры, из растворов борной кислоты чистой кристаллической борной кислоты, переработки щелочных стоков, образующихся при эксплуатационных промывках парогенераторов со стороны второго контура. При необходимости солевой продукт, получаемый после переработки кубового остатка, может подвергаться битумированию, цементированию или остекловыванию.

     Для временного хранения (до 15 лет) солевого радиоактивного продукта, получаемого после переработки ЖРО на установке глубокого выпаривания, применяют специальные контейнеры, которые хранятся в железобетонных емкостях хранилища твердых радиоактивных отходов на промплощадке АЭС. Технические характеристики контейнера приведены в Приложениях.

 

Контейнер сверху снабжен быстросъемной герметизирующей пробкой; снаружи поверхность его имеет защитное кремнийорганическое покрытие.

 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 

                                         

 

     Ионный  обмен

 

     Сущность  ионного обмена заключается в извлечении из водных растворов различных ионов посредством обмена их на другие ионы, входящие в состав фильтрующих материалов ионитов.

     Обработка воды методом ионного обмена заключается в пропуске ее через слой ионитов, загруженных в насыпной фильтр или намытых тонким слоем в намывном фильтре. Удаление из воды радионуклидов способом ионного обмена основано на том, что многие радионуклиды находятся в виде ионов или коллоидов, которые при контакте с ионитом также сортируются фильтрующим материалом. Адсорбция радиоколлоидов на ионообменных смолах носит физический характер; емкость смол по отношению к коллоидам намного ниже, чем к ионам.

     На  полноту поглощения радионуклидов ионитами большое влияние оказывает содержание в воде макроколичеств неактивных элементов, являющихся химическими аналогами радионуклидов. Такими элементами, например, для цезия являются натрий и калий, для стронция — магний и кальций. При насыщении ионита по неактивному элементу, например по солям жесткости, в фильтрате появляется Sr. Поэтому в практике обработки вод АЭС при очистке относительно засоленных потоков и в тех случаях, когда требуется глубокая очистка от радионуклидов, применяется двухступенчатая схема ионной обработки.

     Радионуклиды, находящиеся в воде в катионной форме (Sr, Cs), сортируются преимущественно катионитом, а находящиеся в анионной форме — анионитом. Цирконий, образующий в воде коллоид, сорбируется как катионитом, так и анионитом. При этом коэффициент очистки для него намного ниже, чем для остальных радионуклидов.

     Радионуклиды, образующие устойчивые коллоиды, например: Со, практически не извлекаются ионообменными смолами из нейтральных водных растворов, хотя из кислых дезактивационных растворов, в которых кобальт находится в форме катионов, он извлекается достаточно полно.

Коэффициент очистки увеличивается примерно в 10 раз при использовании ионитов в смешанном слое (равномерно перемешанные катионит и анионит), поэтому последние ступени установок оборудуются фильтрами со смешанной загрузкой.(см. Приложение таблица). Двухвалентный радионуклид Sr сорбируется катионитом в 100 раз лучше, чем одновалентный Cs. Аналогичная зависимость наблюдается при сорбции катионитов кальция и натрия.

     Коэффициент очистки воды от радионуклидов зависит от рН раствора, и, как правило, он выше при приближении рН к 7. Дальнейшее повышение рН приводит к снижению Коч так как некоторые радионуклиды осколочного происхождения переходят в коллоиды и проскакивают через слой ионитов.