György Pátzay, Emil Csonka , János Otterbein, Ferenc Feil, Gábor Patek, József Dobor:

Radioaktív cézium izotópok szelektív elválasztása atomerőművi bepárlási koncentrátumokból


Absztrakt

A Paksi Atomerőműben a keletkező radioaktív hulladékoldatokat összegyűjtik és nátronlúg hozzáadása mellett bepárlással mintegy kétszázadnyi térfogatra sűrítik. Az így keletkezett erősen lúgos radioaktív sűrítmény összes sótartalama ~400 g/l. Jelenleg mintegy 6500 m3 sűrítményt tárolnak az erőmű tartályaiban. A sűrítmény cementezés előtti további térfogat csökkentésére dolgoztuk ki a folyékony radioaktív hulladék feldolgozó technológiát (FHFT). Ennek során a radioaktív cézium, kobalt és más izotópokat szelektíven elválasztjuk és ezek kerülnek cementezésre és temetésre a Nemzeti Radioaktív Hulladék Tárolóban. Így a104-106 Bq/l aktivitás koncentrációjú 10-9-10-12 mol/dm3 kémiai koncentrációjú radioaktív izotópokat kis térfogatba tömörítve kapjuk meg. A visszamaradt inaktív csapadék közönséges vegyi hulladékként kerül ki az erőműből, az inaktív anyalúg pedig felhígítva a Dunába kerül. A radioaktív cézium izotópok szelektív elválasztására három szorbenst, a finn CsTreat, a magyar CsFix és az orosz Termoxid-35 vizsgáltuk. Megállapítottuk, hogy a paksi radioaktív sűrítmények radioaktív cézium izotópjainak szelektív elválasztására a finn és magyar szorbens közel azonos minőségben alkalmazható, míg az orosz Termoxid-35 erre a feladatra nem alkalmas. A CsTreat és a CsFix cézium ioncserélő kapacitása függ a szorbens oszlopba töltésének módjától és szemben a magyar szorbenssel a CsTreat kapacitása függ az oldat kálium tartalmától is. A céziumszelektív ioncserélő oszlopok kapacitása sorba kapcsolt 2-3 oszlop esetén magasabb volt és a szorbenst tartalmazó fémoszlop be és kiömlő nyílásain található fémszűrő hálók méretét is növelni kellett 0,032mm-ről 0,18 mm-re.

Kulcsszavak: bepárlási maradék, szelektív cézium ioncsere, áttörési kapacitás, eloszlási koefficiens

Abstract

In the Hungarian PWR-type (4 blocks of VVER-440/213) nuclear power plant of Paks the radioactive waste waters are collected in common tanks. Up to the present, the low salinity solutions were evaporated (by adding sodium-hydroxide) till 400 g/dm3 salt content (pH~12-13) and stored for burial. Currently there is about 6500 m3 concentrated evaporator bottom residue in the tanks of the NPP. A Liquid Wastewater Treatment Technology (LWT) was developed to treat this wastewater before solidification and burial. The aim of this technology is selectíve separation of cesium and cobalt isotopes into small volume, then the remaining inactive chemicals could be treated as chemical waste. The radioactive liquids contain these radioactive isotopes with 104-106 Bq/L activity concentrations. The long-life radionuclides are present in very low concentration (10-9-10-12 mol/dm3) as ions, suspended, colloid particles and in complex (EDTA, oxalate, citrate) forms. In this treatment technology, two cesiumselective ion exchanger applied, the CsTreat and the CsFix.changer for the selective separation of radiocesium isotopes (134Cs, 137Cs). A third Russian selective sorbent Termoxid-35 was also tested. CsTreat and Csfix have near the same Cs ion exchange capacity, sorbent Termoxid-35 was not effective for these residues. Capacity of CsTreat and CsFix depends on the sorbent charging technique into column and for CsTreat on the potassium content. Ion exchange properties of sorbent CsFix were independent of potassium concentration. Columns were more effective in serial coupling (2-3 columns). The screen size for inlet and outlet should be increased from 0.032mm to0.18mm to avoid plugging. Further research is required to increase the slope of breakthrough curves.

Kulcsszavak: Evaporator bottom residue, selective cesium ion exchange, breakthrough capacity, distribution coefficient

A teljes cikk megtekintése