RU2169958C2

RU2169958C2 - Method for decontaminating salt wastes from radioactive components

Info

Publication number: RU2169958C2
Application number: RU99103770A
Authority: RU
Inventors: В.З. Пойлов; Р.Х. Курмаев; Ю.А. Ряпосов; Л.В. Мельников; Н.К. Жуланов; М.В. Тимаков
Original assignee: Открытое акционерное общество "Соликамский магниевый завод"
Priority date: 1999-02-23
Filing date: 1999-02-23
Publication date: 2001-06-27

Abstract

FIELD: chemical treatment of rare-earth elements; chemicals plants. SUBSTANCE: method involves thermal sublimation of non-radioactive components by spraying and/or mixing up the melt at 480-550C, introduction of sodium carbonate in molten radioactive waste, dissolution of wastes, and chemical deposition of radioactive components on barium sulfate sediment. Such procedure reduces volume of non-radioactive ballast in wastes. Among other things, proposed method will make it possible to recover aluminum and iron chlorides. EFFECT: reduced time and cost. 3 cl, 1 tbl, 8 ex

Description

Изобретение относится к химической технологии редкоземельных элементов и может использоваться при обезвреживании солевых отходов от радиоактивных компонентов с целью снижения объемов нерадиоактивного балласта в отходах, подлежащих захоронению. The invention relates to the chemical technology of rare-earth elements and can be used in the disposal of salt waste from radioactive components in order to reduce the amount of non-radioactive ballast in waste to be disposed of.

Известен способ обезвреживания солевых отходов от радиоактивных компонентов производства редкоземельных элементов, в частности плава солевого оросительного фильтра, образующегося при переработке лопаритового концентрата, от радиоактивного тория /1/. Способ заключается в растворении солевых радиоактивных отходов в воде с последующим химическим осаждением на осадках сульфата бария гидроксида тория, фильтрацией нерастворимых осадков гидроксидов алюминия, железа, магния, тория и захоронением осадков в спецхранилищах. Недостатком способа являются большие объемы образующихся и загрязненных радиоактивными компонентами осадков гидроксида алюминия, железа, магния, что приводит к увеличению затрат на фильтрацию, увеличению объемов спецхранилищ или снижению сроков их заполнения (работы). A known method of neutralizing salt waste from radioactive components of the production of rare earth elements, in particular the melt of the salt irrigation filter formed during the processing of loparite concentrate, from radioactive thorium / 1 /. The method consists in dissolving saline radioactive waste in water, followed by chemical precipitation of thorium hydroxide on barium sulfate, filtering insoluble precipitates of aluminum, iron, magnesium, thorium hydroxides and burial of sediments in special storage facilities. The disadvantage of this method is the large volumes of precipitated and radioactive components of precipitation of aluminum hydroxide, iron, magnesium, which leads to an increase in filtration costs, increase the volume of special storage facilities or reduce the time of their filling (work).

Известен также способ обезвреживания солевых отходов от радиоактивных компонентов путем продувки через радиоактивный расплав солевого оросительного фильтра при повышенных температурах водяного пара с последующим растворением радиоактивных отходов в воде и химическим осаждением радиоактивного тория на осадке сульфата бария /2/. Недостатком способа парового гидролиза является низкая степень превращения примесных хлоридов железа, алюминия и магния в оксиды, что на последующих стадиях химического осаждения приводит к увеличению длительности и энергоемкости операций отделения радиоактивного осадка от жидкой фазы. There is also known a method of neutralizing salt waste from radioactive components by purging through a radioactive melt a salt irrigation filter at elevated steam temperatures, followed by dissolving the radioactive waste in water and chemically precipitating radioactive thorium on a precipitate of barium sulfate / 2 /. The disadvantage of the method of steam hydrolysis is the low degree of conversion of impurity chlorides of iron, aluminum and magnesium to oxides, which in the subsequent stages of chemical deposition leads to an increase in the duration and energy intensity of the operations of separating the radioactive deposit from the liquid phase.

Целью изобретения является снижение объемов нерадиоактивного балласта в отходах, подлежащих захоронению, и снижение затрат на обезвреживание отходов. The aim of the invention is to reduce the amount of non-radioactive ballast in the waste to be disposed of, and reduce the cost of disposal of waste.

Указанная цель достигается тем, что в способе обезвреживания солевых отходов от радиоактивных компонентов, включающем растворение отходов и химическое осаждение радиоактивных компонентов, перед операцией растворения отходов проводят термическую возгонку нерадиоактивных хлоридов металлов с последующим введением карбоната натрия в расплав радиоактивных отходов. Причем, термическую возгонку проводят путем распыления и/или перемешивания расплава отходов при 480-550^oC, а карбонат натрия вводят в расплав радиоактивных отходов в стехиометрическом соотношении к хлоридам алюминия, железа и магния, содержащимся в термически обработанном расплаве.This goal is achieved by the fact that in the method of neutralizing salt waste from radioactive components, including dissolving the waste and chemical precipitation of the radioactive components, before the operation of dissolving the waste, non-radioactive metal chloride is thermally sublimated, followed by the introduction of sodium carbonate into the melt of the radioactive waste. Moreover, thermal sublimation is carried out by spraying and / or mixing the waste melt at 480-550 ^o C, and sodium carbonate is introduced into the radioactive waste melt in a stoichiometric ratio to aluminum, iron and magnesium chlorides contained in the heat-treated melt.

Использование операции возгонки хлоридов алюминия и железа позволяет выделить из радиоактивных отходов нерадиоактивные компоненты AlCl₃, FeCl₃, FeCl₂, что значительно снижает объем отходов, подлежащих захоронению. Введение после возгонки карбоната натрия в расплав радиоактивных отходов позволяет снизить затраты на проведение операции фильтрации осадка от водного раствора. Использование операции распыления расплава и/или перемешивания при возгонке позволяет интенсифицировать процесс возгонки. При этом скорость процесса возгонки при 480-550^oC имеет наибольшие значения, а при температурах ниже 480^oC или выше 550^oC резко уменьшается, что приводит к снижению степени выделения легколетучих компонентов из радиоактивного расплава. Величина стехиометрического соотношения карбоната натрия к хлоридам алюминия, железа и магния в расплаве отходов выбрана исходя из условий обеспечения полноты протекания реакции восстановления хлоридов до оксидов указанных соединений. При избыточном количестве карбоната натрия будет наблюдаться нерациональный перерасход Na₂CO₃, а при недостаточном количестве Na₂CO₃ будет происходить неполное превращение хлоридов алюминия, железа и магния в солевом расплаве в оксиды, что приведет к замедлению процесса фильтрации осадка Mg(OH)₂ и увеличению затрат на обезвреживание.Using the operation of sublimation of aluminum and iron chlorides makes it possible to isolate non-radioactive components AlCl ₃ , FeCl ₃ , FeCl ₂ from radioactive waste, which significantly reduces the amount of waste to be disposed of. The introduction after sublimation of sodium carbonate into the melt of radioactive waste can reduce the cost of the operation of filtering the precipitate from the aqueous solution. Using the operation of spraying the melt and / or stirring during sublimation allows to intensify the sublimation process. The speed of the sublimation process at 480-550 ^o C has the highest values, and at temperatures below 480 ^o C or above 550 ^o C it decreases sharply, which leads to a decrease in the degree of release of volatile components from the radioactive melt. The stoichiometric ratio of sodium carbonate to aluminum, iron and magnesium chlorides in the waste melt is selected based on the conditions for ensuring the completeness of the reaction of the reduction of chlorides to oxides of these compounds. With an excessive amount of sodium carbonate, an irrational overconsumption of Na ₂ CO ₃ will be observed, and with an insufficient amount of Na ₂ CO ₃ , incomplete conversion of aluminum, iron, and magnesium chlorides in the molten salt to oxides will occur, which will slow down the filtering process of the Mg (OH) ₂ precipitate and increase the cost of disposal.

Способ обезвреживания солевых отходов производства редкоземельных элементов осуществляют согласно описанию в примерах N 1, 4-5 (см. таблицу). The method of disposal of salt waste from the production of rare earth elements is carried out as described in examples N 1, 4-5 (see table).

Пример 1. Подлежащий обезвреживанию радиоактивный отработанный плав солевого оросительного фильтра (СОФ), полученный при хлорировании лопаритового концентрата на Соликамском магниевом заводе, содержит (%): AlCl₃ - 15,0; FeCl₃ - 15,0; MgCl₂ - 4,05; KCl - 47,25; NaCl - 13,5; ThCl₄ - 2,5. Для обезреживания 200 г плава СОФ подвергают термической обработке при перемешивании при 500^oC в течение 20 мин. Образующиеся при этом возгоны хлоридов алюминия и железа охлаждают до 170^oC и конденсируют. В термически обработанный солевой расплав далее при перемешивании и 500^oC добавляют 60 г карбоната натрия в соотношении Na₂CO₃/плав=1:2,5. Расплав перемешивают в течение 20 мин и затем выливают в воду. Далее по известной технологии проводят осаждение радиоактивного тория на осадке сульфата бария. Для этого, в водную суспензию раствора плава СОФ подают Ca(ОН)₂ до величины pH 8,5, затем раствор подкисляют серной кислотой, вводят раствор хлорида бария. Суспензию далее нагревают до 90^oC в течение 1 ч, нейтрализуют Ca(ОН)₂ до величины pH 8 и далее фильтруют. Образующийся сульфатно-гидратный кек удаляют в спецхранилище. Получаемый при этом радиоактивный осадок имеет небольшой объем, меньший в 2,39 раза по сравнению с объемом осадка, полученного по прототипу, и минимальное время фильтрации осадка - 1,9 мин.Example 1. The radioactive waste melt of the salt irrigation filter (SOF) to be neutralized, obtained by chlorination of loparite concentrate at the Solikamsk Magnesium Plant, contains (%): AlCl ₃ - 15.0; FeCl ₃ - 15.0; MgCl ₂ - 4.05; KCl - 47.25; NaCl - 13.5; ThCl ₄ - 2.5. To neutralize 200 g of melt SOF is subjected to heat treatment with stirring at 500 ^o C for 20 minutes The resulting sublimates of aluminum and iron chlorides are cooled to 170 ^° C and condensed. Then, with stirring and 500 ^° C., 60 g of sodium carbonate are added to the heat-treated salt melt in the ratio Na ₂ CO ₃ / melt = 1: 2.5. The melt is stirred for 20 minutes and then poured into water. Then, by known technology, radioactive thorium is deposited on a precipitate of barium sulfate. For this, Ca (OH) _{2 is} fed into the aqueous suspension of the SOF melt solution to a pH value of 8.5, then the solution is acidified with sulfuric acid and a solution of barium chloride is introduced. The suspension is then heated to 90 ^° C. for 1 hour, neutralized with Ca (OH) ₂ to a pH of 8, and then filtered. The resulting sulfate-hydrate cake is removed in a special storage. The resulting radioactive sediment has a small volume, less 2.39 times compared with the volume of sediment obtained by the prototype, and the minimum filtering time of the sediment is 1.9 minutes

Пример 2. Обезвреживание радиоактивного плава СОФ проводят согласно прототипу, без возгонки летучих хлоридов и без введения в плав СОФ карбоната натрия. Плав СОФ растворяют в воде, проводят осаждение радиоактивного тория на осадке сульфата бария, образующийся сульфатно-гидратный осадок фильтруют и удаляют в спецхранилище. Получаемый при этом радиоактивный осадок имеет наибольший объем и наибольшее время фильтрации осадка. Example 2. The neutralization of radioactive melt SOF is carried out according to the prototype, without sublimation of volatile chlorides and without introducing into the melt SOF sodium carbonate. The SOF melt is dissolved in water, radioactive thorium is deposited on a barium sulfate precipitate, the resulting sulfate-hydrate precipitate is filtered and removed in a special storage. The resulting radioactive sediment has the largest volume and the largest sediment filtration time.

Примеры 3-6. Обезвреживание радиоактивного плава СОФ проводят по примеру 1 с тем отличием, что температуру возгонки плава СОФ поддерживают различной (от 450 до 600^oC).Examples 3-6. The neutralization of radioactive melt SOF is carried out according to example 1 with the difference that the sublimation temperature of the melt SOF is maintained different (from 450 to 600 ^o C).

Примеры 7-8. Обезвреживание радиоактивного плава СОФ проводят по примеру 1 с тем отличием, что поддерживают нестехиометрическое соотношение карбоната натрия и хлоридов алюминия, железа и магния. Examples 7-8. The neutralization of the radioactive melt SOF is carried out according to example 1 with the difference that they maintain a non-stoichiometric ratio of sodium carbonate and aluminum, iron and magnesium chlorides.

Из анализа данных таблицы следует, что наименьший объем радиоактивного осадка и минимальное время фильтрации осадка поддерживается при обезвреживании осадка по заявляемому способу (примеры 1, 4-5). Использование предложенного способа позволит также утилизировать хлориды алюминия и железа. From the analysis of the data of the table it follows that the smallest amount of radioactive sediment and the minimum filtering time of the precipitate is maintained during the neutralization of the precipitate by the present method (examples 1, 4-5). Using the proposed method will also allow to utilize aluminum and iron chlorides.

Список источников
1 Кудрявский Ю.П. Комплексная переработка и обезвреживание отходов процесса хлорирования ильменитовых и лопаритовых концентратов: Дис. докт. техн. наук /Екатеринбург, 1996/.List of sources
1 Kudryavsky Yu.P. Complex processing and disposal of wastes of the chlorination process of ilmenite and loparite concentrates: Dis. Doct. tech. Sciences / Ekaterinburg, 1996 /.

2 Абрамов Д.С. и др. Исследование процесса очистки хлоридных расплавов РЗЭ //Цветная металлургия, 1980, N 1, с. 69-72. 2 Abramov D.S. et al. Study of the cleaning process of REE chloride melts // Non-ferrous metallurgy, 1980, N 1, p. 69-72.

Claims

1. A method of neutralizing salt waste from radioactive components, including dissolving the waste and chemical precipitation of the radioactive components, characterized in that before the operation of dissolving the waste, a non-radioactive metal chloride is thermally sublimated followed by the introduction of sodium carbonate into the molten radioactive waste.

2. The method according to claim 1, characterized in that the thermal sublimation is carried out by spraying and / or mixing the waste melt at 480-550 ° C.

3. The method according to claim 1, characterized in that the sodium carbonate is introduced into the melt of radioactive waste in a stoichiometric ratio to aluminum, iron and magnesium chlorides contained in the heat-treated melt.