Литературный обзор по процессам сорбционной очистки

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

федеральное государственное автономное образовательное учреждение 
высшего профессионального образования

 

«Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»

Димитровградский инженерно-технологический институт – филиал НИЯУ МИФИ

 

 

Кафедра радиохимии

 

 

 

 

Отчёт о практике

Тема: « Литературный обзор по процессам сорбционной очистки.»

 

 

 

Руководитель практики

Ведущий научный сотрудник РХО,

кандидат технических наук

_________________М.А.Кузин

 

Выполнила:

Студентка группы ХТ-21

_______________ Е.В. Питеркина

 

 

 

 

Димитровград, 2014г.

    Содержание

 

Введение ………………………………………………………..….….…..3  

                                                                                                      

Глава 1. НИИАР и о радиохимическое  отделение...................................4

НИИАР: Историческая справка…………………………………..….…4

Радиохимическое отделение………………………………………….…..5

 

Глава 2. Литературный обзор по процессам сорбционной очистки ......7

  Список литературы …………………………………………………….... 25                                     

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

ВВЕДЕНИЕ

 

Производственная практика проходила на базе «Радиохимического отделения» (РХО) ОАО «ГНЦ НИИАР» в лаборатории технологий замкнутого ядерного топливного цикла.

Цель работы – обзор процессов сорбционной очистки расплава соли от щелочных и щелочноземельных продуктов деления.

Для осуществления поставленной цели выполнены следующие задачи:

• получена информация из открытых источников о НИИАР и радиохимическом отделении;
• подготовлен литературный обзор по сорбционной очистке электролита на основе 3LiCl-2KCl от продуктов деления;
• подготовлен отчёта по выполненной работе.

Во время практики были проведены ознакомительные экскурсии по химической лаборатории, также была получена информация о принципах пироэлектрохимического метода переработки плотного ОЯТ реакторов на быстрых нейтронах.

По результатам проведенной работы подготовлен настоящий отчет.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Глава 1. НИИАР и радиохимическое отделение.

1.1 НИИАР: Историческая справка.

Научно–исследовательский институт атомных реакторов создан в 1956г. по инициативе академика И.В.Курчатова для инженерных и научных исследований в области атомной энергетики.

В 2008 году институт преобразован в Открытое акционерное общество "Государственный научный центр - Научно-исследовательский институт атомных реакторов" (ОАО"ГНЦ НИИАР") и вошел в состав интегрированной компании ОАО "Атомэнергопром" со 100% гоударственным капиталом.

В настоящее время НИИАР является крупнейшим в России научно-исследовательским экспериментальным комплексом гражданской атомной энергетики.

В институте действуют 6 исследовательских ядерных реакторов, крупнейший в Европе комплекс для послереакторных исследований элементов активных зон промышленных реакторов, комплекс установок для НИОКР в области ядерного топливного цикла, радиохимический комплекс и комплекс по обращению с радиоактивными отходами.

Уникальная многопрофильная экспериментальная база НИИАР позволяет осуществлять научно-производственную деятельность по основным научным направлениям ядерной энергетики:

• разработка и демонстрация в опытном производстве инновационных ядерных технологий;
• оказание наукоемких инжиниринговых услуг;
• трансфер ядерных технологий в другие отрасли, в том числе ядерную медицину, промышленность, для решения экологических проблем.

Продукция института представляет собой услуги по облучению и послереакторным исследованиям материалов и изделий атомной техники, инновационные технологии изготовления и переработки топлива для ядерных реакторов и утилизации радиоактивных отходов.

НИИАР является разработчиком и производителем большой номенклатуры радионуклидов и источников ионизирующих излучений для науки, промышленности и медицины.                                                                                                                                                  

Институт имеет собственную учебную базу для повышения квалификации персонала и активно сотрудничает с региональными вузами по подготовке кадров, как для института, так и для других организаций региона.

В институте ведутся природоохранные работы и исследования по изучению условий безопасной изоляции в глубинных геологических формациях малоактивных отходов и наземному хранению отработавшего ядерного топлива.

Производственный комплекс института включает: собственное энергетическое хозяйство, производящее электроэнергию, тепло, горячую и холодную воду; вспомогательные производства для изготовления и ремонта оборудования, осуществления транспортных услуг, в том числе и в сфере перевозок ядерных материалов и грузов специального назначения.

Площадка НИИАР имеет высокий ресурс развития.

1.2Радиохимическое  отделение.

Комплекс оборудования отделения позволяет решать широкий круг задач по исследованию перспективных материалов для иммобилизации высокоактивных отходов (ВАО).

Исследования проводятся в рамках сотрудничества с Ливерморскои национальной лабораторией (США), Институтом геологии рудных месторождений, петрографии,минералогии и геохимии Российской Академии наук, ГУП МосНПО "Радон",Нижегородским государственным университетом им. Н.И. Лобачевского.

Экспериментальные результаты позволяют разрабатывать оптимальный состав,определять условия и время долговременного безопасного хранения ВАО;оценивать выбор матриц геологического хранения актинид-лантанидной фракцииВАО, солесодержащих отходов, избыточного плутония для обеспечения надежнойизоляции долгоживущих радионуклидов.

Для решения задач отделение укомплектовано следующим оборудованием:

• Установка ИРИС                                                                   
• ИК-Фурье спектрометр
• Альфа-спектрометр на основе спектрометрического устройства SBS-78 для измерения активности и определения радионуклидного состава источников альфа-излучения
• Термоионизационныи масс-спектрометр TRITON

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Глава 2.   Литературный обзор по сорбционной очистке соли от продуктов деления. 

Пироэлектрохимическая переработка отработавшего топлива ядерных реакторов в расплавленных солях принята в ряде стран как основа будущих технологий замкнутого топливного цикла. Наиболее подходящей для этих целей считается легкоплавкая эвтектическая композиция хлоридов лития и калия состава 3LiCl-2KCl с температурой плавления около 353°С.  После переработки  в электролизере некоторого  количества облученного топлива рабочая соль становится непригодной для дальнейшего использования по ряду причин. Одной из них является загрязнение соли технологическими примесями, которые изменяют физико–химические свойства солевой композиции, прежде всего ее температуру плавления. Следующим фактором является нарастающая радиоактивность и тепловыделение накапливающихся в соли продуктов деления.

Обращение с отработавшим электролитом может идти двумя путями. Первый из них исходит из того, что электролит квалифицируется как  высокоактивные отходы (ВАО) и направляется на дальнейшую переработку с целью окончательного захоронения. Второй путь предполагает понижение уровня примесного загрязнения электролита до приемлемого, чтобы возвратить очищенную соль в технологический процесс.

Первый вариант в настоящее время реализован в Аргонской Национальной Лаборатории (Айдахо, США) в инженерном масштабе. Второй вариант  пока является предметом  пристального научного и технологического изучения.

Реализация переработки отработавшего электролита по  первому варианту основана на существовании природного минерала содалита из группы полевых шпатов. Обычно, его химическую формулу записывают как Na6[Si6Al6O24]·2NaCl. Алюмосиликатный кристаллический каркас содалита имеет большие полости (т.н. полости β-типа), соизмеримые с размерами молекул хлоридов щелочных металлов. Содалит хорошо включает в свой состав хлориды и иодиды лития, натрия, калия и некоторых одновалентных элементов, и в меньшей степени хлориды рубидия и цезия. Синтетический содалит можно получать различными путями. Однако, для практического использования очень важным оказался тот факт, что некоторые природные и синтетические цеолиты, в частности цеолит NaА (химическая формула безводного цеолита Na12[Al12Si12O48]), способны включать в свою кристаллическую структуру хлориды щелочных и щелочноземельных элементов. Цеолит NaA, как и содалит, относится к типу каркасных алюмосиликатов и  имеет в структуре большие полости двух типов: α- диаметром около 11,4 Å  и β- диаметром около 6,6 Å (рисунок 3.1).

 

 

Рисунок 2.1 – Фрагмент структуры кристалла цеолита NaA

 

Изготовление содалитовой матрицы начинается механическим смешиванием порошков отработанной соли и цеолита при температуре 500°С в течение 20 часов в так называемом V-образном миксере. При этом хлориды солевого плава окклюдируются кристаллической решеткой цеолита, чему способствует повышенная температура обработки. После остывания насыщенный солями цеолит смешивается со стеклофриттой боросиликатного стекла и переносится в электрическую печь для окончательной термообработки при 850-900°С. Во время этой обработки формируется кристаллическая структура содалита и окончательная отходная форма в виде стеклокристаллической матрицы.

Удаление в отходы всей массы отработавшего электролита имеет ряд недостатков. Во-первых, из оборота выводится большая масса ценных хлоридов, прежде всего лития и калия. Во-вторых, такой подход ведет к образованию повышенного количества твердых финальных отходов, содержащих относительно небольшое количество продуктов деления (около 1% масс.).

Для преодоления этих недостатков предлагается сначала проводить, возможно, более эффективную очистку отработавшего электролита от накопившихся примесей, а уже затем включать полученный концентрат примесей в

                                                                                           

финальную отходную форму.                                               

Для очистки электролита предлагаются различные способы. Два из них являются, по-видимому, наиболее перспективными для будущих технологических разработок.

Это, во-первых, кристаллизационная очистка зонной плавкой, основанная на различии растворимости компонента смеси в жидкой и твердой фазах. Несколько циклов зонной плавки позволят, как ожидается, добиться необходимой степени очистки электролита. Полученный в итоге солевой концентрат продуктов деления (ПД) перерабатывают далее с включением в содалитовую матрицу.

Во-вторых, это ионообменная очистка на цеолитах, наиболее подходящим из которых в настоящее время считают цеолит NaA. При контакте расплавленной отработавшей соли с порошком или гранулами цеолита происходит обмен ионов натрия цеолита на катионы металлов соли. Кроме этого, процесс захвата катионов соли идет параллельно по механизму окклюзии хлоридов в пустоты каркаса цеолита. Поскольку при этом часть катионов натрия переходит из цеолита в расплав соли, она загрязняется натрием, что неблагоприятно изменяет ее первоначальные свойства. Поэтому, предпочтительнее использовать  цеолит, в котором часть катионов натрия замещена на катионы лития. Это достигается, обычно, в результате нескольких последовательных процедур выдержки цеолита в водном растворе хлорида лития. Степень замещения натрия на литий может достигать 70% или немного выше.

Было также установлено, что если для очистки отработавшей соли использовать цеолит, предварительно “загруженный” смесью хлоридов лития и калия, то степень захвата цеолитом ионов натрия, цезия, стронция и бария увеличивалась. Этот эффект связывают с  тем, что предварительно окклюдированные хлориды лития и калия в пустотах цеолита легче обмениваются своими катионами с катионами расплавленной соли. В этом случае обмен катионов не сопровождается одновременным обменом больших и малоподвижных анионов хлора из цеолита в соль и обратно.

Рассмотрим далее несколько подробнее историю развития экспериментальных работ и теории по очистке электролитов на основе хлоридов лития и калия на цеолитах.

В работе Johnson впервые исследован процесс взаимодействия  плавленой соли LiCl-KCl с цеолитом NaA. Целью экспериментов являлась оценка эффективности концентрирования щелочных и щелочноземельных продуктов деления для фабрикации в дальнейшем отходных форм. С использованием имитаторов было установлено, что концентрация Rb+, Cs+, Sr2+ и Ba2+ в плавленой LiCl-KCl  понижается при контакте с цеолитом. Степень очистки была достаточной для возвращения соли в электролизер.