200971. lajstromszámú szabadalom • Kombinált szeparációs eljárás atomerőművi hulladékoldatok inaktív sótartalmának csökkentésére
HU 200971 B jak. Az 1. ábra mutatja WER-440 típusú atomreaktorok hulladékoldat kezelésének jelenlegi legkorszerűbb blokksémáját. AZ és Za. ábrák ugyanezen blokksémát, kiegészítve a találmány szerinti szeparációs műveletek megvalósításának kombinációs változataival. A VVER-440 típusú, de minimális változással más típusú (WER-1000) reaktorok jelenleg legkorszerűbbnek tekinthető, és gyakorlatban is alkalmazott - a 185.105 és 193.209 sz. magyar szabadalmakon alapuló - kidolgozási technológiájának blokksémáját az 1. ábra mutatja. Az 1 gyűjtőtartályba Aj, Az, A3 radioaktív folyékony hulladékoldat vezetékeken át gyűlik a hulladékoldat. A tartály megtelése után homogenizálva annak tartalmát, az elemzési adatokból számítható a B4 lecsapósor vezetéken hozzáadandó permanganát mennyisége (az oldatban lévő oxálsav és vagy citromsav, hidrazin stb., illetve ezek sóinak, valamint egyéb oxidálható anyagok, pl. komplexen eloxidálására, a sav (HNO3) mennyisége, amelyet a 81 sav vezetéken adagolunk. Ugyanebben a tartályban végezhető a B3 levegővezetéken a levegőbefűvatás a keletkező CO2 kifúvatására és az Mn-oxidhidrond leválasztására. Ugyanide adagolhatjuk B2 lúgvezetéken át a bórsav oldhatóságának stabilizálásra a lúg mennyiségét is. A 2 szűrőből Ci összekötővezetéken a csapadék a 4 radioaktív tartályba kerül, ugyanide jut a G kezelt hulladék oldat vezetéken át feltöltött 3 bepárló sókoncentrátuma a C2 összekötővezetéken át, ez a 300-500 g/dm3 sótartalmú koncentrátum, általában egy éves pihentetés után (a rövid felezésfi idejű izotópok lebomlásáig) az 5 cementezőbe kerül, ahol az F cemenetezési adalék vezetéken bejuttatott adalékanyagok (általában cement és egyéb adalékanyagok) hatására beágyazva (hordóban megszilárdult cementtömbök) formájában E cemenetezett hulladékvezetéken át speciális temetőbe kerül. Ennél az eljárásnál tehát nemcsak az eredetileg bennlévő sótartalom teljes mennyisége kerül a radioizotópokkal együtt eltemetésre, hanem kémiai kezeléshez és a bórsav oldhatóságának stabilizálásához szükséges lúg mennyisége is. A találmány szerinti eljárás lényege az (2. ábra), hogy az Ai, A2, A3 radioaktív folyékony hulladékoldat vezetékeken át az 1 gyűjtőtartályban gyűjtött hulladékoldatot, önmagában ismert szeparációs műveletek kombinálásával legalább két, de célszerűen három termékáramra bontjuk: 1. az első úgynevezett radioaktív termékáram tartalmazza a radioaktivitás (kivéve a trídum) döntő hányadát az inaktív sótömeg tört részével egyetemben, míg a 2. a második termékáram az inaktív sótartalom nagyobb hányadát képviseli, célszerűen ezt is két ágra bontva: a nitrátos termékáram főleg alkáli-(nátrium-, kálium-)nitrátokat tartalmaz és radioaktív tisztasága olyan, hogy ipari hulladékként kezelhető; ugyanakkor bórsavas termékáramra az a jellemző, hogy kémiai tisztasága olyan, hogy ipari hulladékként kezelhető; ugyanakkor bórsavas termékáramra az a jellemző, hogy kémiai tisztasága olyan mértékű, hogy primerköri felhasználásra a folyamatba visszavezethető (alkáli-nitrát-tartalma kisebb mint 0,11%). ' A találmány szerinti eljárás a következő felismeréseken alapszik: 1. ) A hulladékoldatban lévő radioaktivitás döntő hányada olyan formákhoz - makro és kolloid részecskék, két és többértékű ionok - kapcsolódik (Cr, Mn, Co, Fe, Sr, Zr, Nb, Ce, Ru, Sb részecskéi és ionjai), amelyek bizonyos szeparációs műveletekkel, mint lecsapás, szűrés, mikroszűrés, fordított ozmózis, ioncsere stb., jói elkülöníthetők a hulladékoldat inaktív sótartalmának döntő hányadát képviselő alkáli-nitrátoktól és a bórsavtól, sőt hatékony lecsapás nélkül a membránok élettartamát döntően befolyásoló lebegőanyag- és kolloidmentesítés nem is biztosítható. 2. ) az inaktív sótartalom döntő hányadát képviselő alkáli-nitrátok és bórsav egymástól igen szelektíven elválasztható a 8 fordított ozmózissal és/vagy 9/a-b kristályosítással; 3. ) a 8 bórsav-nitrát elválasztó nitrátos termékáram jól tisztítható a radioaktivitás maradványaitól, egyrészt a két- és többértékű irmok maradványaitól ioncserével, célszerűen komplexképző ioncserével, másrészt a radioaktivitást hordozó céziumtól (i34+i37Cs), a nagy szekektivitást képviselő, 11 Cs+ ioncserélővel, amely töltött oszlopban hordozón, célszerűen AfeOs-on lévő szervetlen ioncserélő, mint a hexaciano-ferrát, K2Me/Fe(CN6) ahol Me-Co+ +, Zn+ +, Ni+ + és Cu+ +. 4. ) A fentebb felsorolt szeparációs műveletek nagyon jól illeszkednek a jelenleg alkalmazott legkorszerűbb atomerőművi hulladékoldat-feldolgozási technológiához (185.105 és 193.209 szabadalmak), amennyiben az említett eljárás:- nagymértékben egyszerűsíti az összetételviszonyokat, így lehetőséget ad a fordított ozmózis, mint oldott komponensek közötti szeparációs művelet alkalmazására;- az Mn-oxihidroxidos csapadékképzés, egyrészt mint koprecipitáló anyag, elősegíti a jelen eljárás szerint adagolt lecsapószerek hatékony és gyors leválását, másrészt az oldatban jelenlévő lebegő részecskék és kolloidok (SÍO2, korróziós termékek, KMn04 alacsonyabb oxidációs fokú bőm lástermékei stb.) tökéletes leválasztása révén megvédi a fordított ozmózis membránokat az eltömődéstől;- olyan pH- és redoxviszonyokat teremt, amelyben a kobalt, vas, króm stb. ionjai magasabb oxidációs állapotú ionjai stabilisak és rosszul oldódó hidroxid csapadék formájában leválnak. Vizsgálataink azt mutatták, hogy eljárásunkat egyaránt alkalmazhatjuk az eredeti, maximális néhány g/dm3 szárazanyagtartalmú hulladékoldatokra, vagy annak betöményített elősűrítményeire is; a besűrítésnek praktikus határa 50 g/dm3 sótartalomnál van, amelynél az oldat saját ozmózis nyomása a membránok teljesítményét már annyira lerontja, hogy alkalmazásuk gazdaságtalanná válik. Az adott pH viszonyok (pH *» 8) között hatékony lecsapószereknek találtuk az Fe -, az A1 - és a Co3 -sókat, amelyek a megfelelő hidroxidok formájában hidrolizálnak, illetve BaSOá és K2Me/Fe(CN)6/ (ahol Me = Ni++, Cu++, Co+ +, Zn+ +) csapadékok képzését, amely utób4 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 65 3
