RU2112289C1 - Method for recovery of liquid radioactive wastes - Google Patents
Method for recovery of liquid radioactive wastes Download PDFInfo
- Publication number
- RU2112289C1 RU2112289C1 RU96104578A RU96104578A RU2112289C1 RU 2112289 C1 RU2112289 C1 RU 2112289C1 RU 96104578 A RU96104578 A RU 96104578A RU 96104578 A RU96104578 A RU 96104578A RU 2112289 C1 RU2112289 C1 RU 2112289C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- stage
- zeolite
- sorbent
- reverse osmosis
- treatment
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02A—TECHNOLOGIES FOR ADAPTATION TO CLIMATE CHANGE
- Y02A20/00—Water conservation; Efficient water supply; Efficient water use
- Y02A20/124—Water desalination
- Y02A20/131—Reverse-osmosis
Landscapes
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
- Separation Using Semi-Permeable Membranes (AREA)
- Water Treatment By Sorption (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области химической технологии, конкретно к атомной экологии и может быть использовано при переработке жидких радиоактивных отходов (ЖРО), образующихся при эксплуатации различных атомно-энергетических установок (АЭУ) на АЭС, транспортных средствах (атомных ледоколов, подводных лодок, плавучих АЭС). The invention relates to the field of chemical technology, specifically to atomic ecology and can be used in the processing of liquid radioactive waste (LRW) generated during the operation of various nuclear power plants (AEU) at nuclear power plants, vehicles (nuclear icebreakers, submarines, floating nuclear power plants) .
В процессе ядерно-энергетического цикла образуются различные типа ЖРО, которые затем необходимо перерабатывать с целью их последующей утилизации в компактном твердом виде. Как правило, все типы образующихся при этом ЖРО имеют строго определенный химический и радионуклидный составы, определяемые особенностями поддержания водно-химического режима при работе I контура АЭУ и составами дезактивирующих средств, используемых при дезактивации оборудования. In the process of the nuclear energy cycle, various types of LRW are formed, which then need to be processed for their subsequent disposal in compact solid form. As a rule, all types of LRW generated in this process have a strictly defined chemical and radionuclide composition, which are determined by the peculiarities of maintaining the water-chemical regime during operation of the I nuclear power plant circuit and the compositions of decontamination agents used in equipment decontamination.
В результате эксплуатации АЭУ образуются три основных типа ЖРО, относящихся к классу средне- и низкоактивных, состав которых приведен в таблице. As a result of the operation of nuclear power plants, three main types of LRW are formed, which belong to the class of medium- and low-active, the composition of which is given in the table.
Исходя из экологических требований существующих в РФ в НРБ 76/87 [1] и рекомендаций МАГАТЭ, процесс переработки ЖРО должен включать в себя их очистку до суммарного содержания активных радионуклидов меньше 10-10 Ku/л. Как правило, лимитирующими этот показатель являются радионуклиды цезия-137 и стронция-90, содержание которых в стандартных ЖРО составляет около 80%, а химическая природа такова, что они очень трудно подвергаются очистке, особенно из солевых растворов. Кроме того, исходя из санитарных требований (СПОРО-85), активность подлежащих окончательной утилизации в виде цементных блоков рассолов 150 - 240 г/л не должна превышать 1 • 10-4 Ku/л. Это требование обусловлено допустимыми уровнями облучения обслуживающего персонала хранилищ.Based on the environmental requirements existing in the Russian Federation in NRB 76/87 [1] and IAEA recommendations, the LRW processing process should include their treatment to a total content of active radionuclides of less than 10 -10 Ku / l. As a rule, this indicator is limited by cesium-137 and strontium-90 radionuclides, the content of which in standard LRW is about 80%, and the chemical nature is such that they are very difficult to purify, especially from saline solutions. In addition, based on sanitary requirements (SPORO-85), the activity of the final disposal in the form of cement blocks of brines 150 - 240 g / l should not exceed 1 • 10 -4 Ku / l. This requirement is due to permissible exposure levels for storage personnel.
В литературе описано достаточно много методов очистки ЖРО [2, 3]. A lot of methods for LRW treatment are described in the literature [2, 3].
Так как в растворах ЖРО помимо радионуклидов существуют и другие вредные химические примеси, то, как правило, при переработке используют комплексные методы, включающие различные химические операции. Since in addition to radionuclides there are other harmful chemical impurities in LRW solutions, as a rule, complex methods are used in the processing, including various chemical operations.
Наиболее близким к описываемому по технической сущности и достигаемому результату является способ переработки ЖРО, содержащих радионуклиды цезия и стронция, включающий стадии предочистки, очистки и обессоливания с помощью обратного осмоса с разделением потоков на пермеат и концентрат с последующей доочисткой пермеата на сорбентах [4]. The closest to the described by the technical essence and the achieved result is a method for processing LRW containing cesium and strontium radionuclides, which includes the stages of pre-treatment, purification and desalination using reverse osmosis with separation of flows into permeate and concentrate, followed by post-treatment of permeate on sorbents [4].
По данному способу ЖРО последовательно подвергают следующим стадиям обработки. According to this method, LRW is subsequently subjected to the following processing steps.
Сначала растворы направляют на стадию предочистки. В зависимости от степени их загрязненности взвешенными веществами, нефтепродуктами и ПАВ эта стадия включает:
очистку от взвешенных веществ и нефтепродуктов на специальных фильтрах с фильтрующим материалом, задерживающим органические вещества и нефтепродукты (поролоном, высокопористыми органическими сорбентами типа "Поролас-ТМ", активными углями);
Последующим фильтрованием ЖРО через патронные фильтроэлементы с тонкостью фильтрации 20 мкм и ультрафильтрацию.First, the solutions are sent to the pre-treatment stage. Depending on the degree of their contamination with suspended solids, oil products and surfactants, this stage includes:
purification from suspended solids and oil products on special filters with filtering material that traps organic substances and oil products (foam rubber, highly porous organic sorbents of the Porolas-TM type, activated carbons);
Subsequent filtration of LRW through cartridge filter elements with a filter fineness of 20 microns and ultrafiltration.
При низком содержании в исходных ЖРО взвешенных веществ и нефтепродуктов из этой стадии исключается процесс ультрафильтрации. Затем очищенные от посторонних примесей ЖРО поступают на основной обратноосмотический блок очистки, в котором происходит удаление солей и радионуклидов. Данный блок также снабжен патронными фильтроэлементами с тонкостью фильтрации 20 и 5 мкм. ЖРО под рабочим давлением до 5,9 МПа проходит микрофильтрацию и затем через рулонные мембранные элементы, на которых происходит обратноосмотическое разделение с получением фильтрата (пермеата) и концентрата. With a low content of suspended substances and oil products in the initial LRW, the ultrafiltration process is excluded from this stage. Then, LRW purified from extraneous impurities enter the main reverse osmosis treatment unit, in which salts and radionuclides are removed. This unit is also equipped with cartridge filter elements with a filter fineness of 20 and 5 microns. LRW under operating pressure up to 5.9 MPa undergoes microfiltration and then through roll membrane elements, on which reverse osmosis takes place to obtain a filtrate (permeate) and concentrate.
В процессе очистки на обратноосмотическом модуле обессоленный до содержания < 10 мг/л пермеат отводится с блока на дальнейшую доочистку, а концентрат поступает в промежуточную емкость. During the cleaning process on the reverse osmosis module, the permeate desalted to a content of <10 mg / L is removed from the unit for further purification, and the concentrate enters the intermediate tank.
Объем образующегося концентрата, который подлежит дальнейшей утилизации определяется физико-химическим составом и концентрацией растворенных солей. Для ЖРО, содержащих в основном соединения натрия (таблица, растворы I и II), содержание солей в концентрате будет на уровне 60 - 65 г/дм3.The volume of the resulting concentrate, which is subject to further disposal, is determined by the physicochemical composition and concentration of dissolved salts. For LRW containing mainly sodium compounds (table, solutions I and II), the salt content in the concentrate will be at the level of 60 - 65 g / dm 3 .
Как правило, образующиеся концентраты затем подвергают дальнейшей переработке (концентрированию) для их утилизации в твердом виде. Их можно доупарить до содержания солей ~ 200 - 250 г/л и затем перевести в нерастворимое состояние методом цементирования, либо упарить досуха с помещением сухих солей в специальные контейнеры для длительного хранения. Исходя из радиохимического состава ЖРО все используемые методы захоронения должны обеспечивать надежную изоляцию твердых блоков в течение ~ 300 лет (10 периодов полураспада наиболее долгоживущих из присутствующих радионуклидов цезия и стронция). Пермеат поступает с обратноосмотического блока на сорбционную доочистку с помощью традиционных органических ионитов - сильнокислотных катионитов типа КУ-2-8 чс и сильноосновных анионитов типа АВ-17-8 як, где очищается до содержания < 10-10 Ku/л.Typically, the resulting concentrates are then subjected to further processing (concentration) for their disposal in solid form. They can be evaporated to a salt content of ~ 200 - 250 g / l and then transferred to an insoluble state by cementing, or evaporated to dryness with dry salts in special containers for long-term storage. Based on the radiochemical composition of LRW, all used disposal methods should ensure reliable isolation of solid blocks for ~ 300 years (10 half-lives of the most long-lived cesium and strontium radionuclides present). Permeate is supplied from the reverse osmosis unit to sorption purification using traditional organic ion exchangers - strongly acidic cation exchangers of the KU-2-8 hs type and strongly basic anion exchangers of the AB-17-8 yak type, where it is purified to a content of <10 -10 Ku / l.
Данный способ обеспечивает основную задачу переработки - очистку сбросной воды от всех токсичных примесей до санитарных норм. This method provides the main task of processing - purification of waste water from all toxic impurities to sanitary standards.
Недостатком данного способа является то, что радионуклиды цезия, ввиду их химической природы лимитируют процессы очистки на обратноосмотических мембранах, вынуждая проводить практически полное обессоливание растворов, что, в свою очередь, приводит к повышению энергозатрат на переработку и снижению его объемной производительности. The disadvantage of this method is that cesium radionuclides, due to their chemical nature, limit the purification processes on reverse osmosis membranes, forcing almost complete desalination of solutions, which, in turn, leads to an increase in energy consumption for processing and a decrease in its volumetric productivity.
Задачей изобретения является повышение эффективности переработки путем снижения энергозатрат и повышения производительности; повышение экологической безопасности процесса переработки ЖРО за счет сокращения цикла утилизации радионуклидов цезия. The objective of the invention is to increase the efficiency of processing by reducing energy consumption and increasing productivity; improving the environmental safety of the LRW processing by reducing the cycle of utilization of cesium radionuclides.
Поставленная задача достигается описываемым способом переработки ЖРО, содержащих радионуклиды цезия и стронция, включающим стадии предочистки, очистки и обессоливания с помощью обратного осмоса с разделением потоков на пермеат и концентрат, в котором дополнительно ЖРО подвергают очистке путем их пропускания через селективный неорганический сорбент на основе ферроцианидов переходных металлов (меди, никеля, кобальта) и пористого неорганического носителя или после стадии предочистки или после обратного осмоса, одноступенчатого при солесодержании ЖРО < 1 г/л или двухступенчатого при солесодержании ЖРО > 1 г/л, на потоке концентрата с последующей доочисткой пермеата на сорбентах, выбранных их ряда: синтетический цеолит типа "A", шабазит гексагональной структуры или природный цеолит моноклинной структуры, в качестве которого используют модифицированый цеолит марки "Селекс-КМ". The problem is achieved by the described method of processing LRW containing cesium and strontium radionuclides, including the stages of pretreatment, purification and desalination using reverse osmosis with separation of flows into permeate and concentrate, in which LRW is further purified by passing them through a selective inorganic sorbent based on transitional ferrocyanides metals (copper, nickel, cobalt) and a porous inorganic carrier either after the pretreatment stage or after reverse osmosis, single-stage at if the LRW content is <1 g / l or two-stage when the LRW content is saline> 1 g / l, on the concentrate stream, followed by purification of permeate on sorbents selected from their series: synthetic zeolite type “A”, hexagonal structure chabazite or natural monoclinic zeolite, as which use a modified Zelex-KM zeolite.
Отличительным признаком способа является то, что жидкие радиоактивные отходы дополнительно подвергают очистке путем их пропускания через селективный неорганический сорбент. A distinctive feature of the method is that liquid radioactive waste is additionally subjected to purification by passing it through a selective inorganic sorbent.
Еще одним отличием способа является то, что в качестве селективного неорганического сорбента используют композиционный ферроцианидный сорбент на основе ферроцианидов переходных металлов (меди, никеля, кобальта) и пористого неорганического носителя. Another difference of the method is that a composite ferrocyanide sorbent based on transition metal ferrocyanides (copper, nickel, cobalt) and a porous inorganic carrier is used as a selective inorganic sorbent.
Отличием способа является также то, что очистке подвергаются жидкие радиоактивные отходы после стадии предочистки или после обратного осмоса на потоке концентрата. The difference of the method is also that liquid radioactive waste is subjected to purification after the pre-treatment stage or after reverse osmosis on the concentrate stream.
Другие отличия способа заключаются в том, что на стадии доочистки пермеат пропускают через неорганический сорбент, выбранный из ряда: синтетический цеолит типа "A", шабазит гексагональной структуры или природный цеолит моноклинной структуры, в качестве которого используют модифицированный цеолит марки "Селекс-КМ", а также в том, что при переработке растворов, имеющих солесодержание < 1 г/л используют одноступенчатую обратноосмотическую обработку, а при переработке растворов с солесодержанием > 1 г/л - двухступенчатую. Other differences of the method are that, at the stage of post-treatment, permeate is passed through an inorganic sorbent selected from the series: synthetic zeolite type “A”, chabazite hexagonal structure or natural zeolite monoclinic structure, which is used as a modified zeolite brand "Selex-KM" and also in the fact that when processing solutions with a salinity of <1 g / l, a single-stage reverse osmosis treatment is used, and when processing solutions with a salinity of> 1 g / l, a two-stage.
Сущность изобретения обусловлена нижеследующими закономерностями. The invention is due to the following laws.
Несмотря на селективные свойства обратноосмотических мембран, они не достаточны для обеспечения необходимых показателей очистки именно по отношению к радионуклидам цезия. Поэтому несмотря на то, что блок обратного осмоса практически полностью обессоливает ЖРО, на что необходимо затратить достаточно много энергии, цезий все равно попадает в пермеат и для его окончательной очистки требуется использовать ионообменные смолы. При использовании на стадии предочистки селективного к радионуклидам цезия ферроцианидного сорбента (способного извлекать цезий на 99,5% при любом солесодержании ЖРО) практически весь цезий поглощается данным сорбентом до стадии обратного осмоса. В этом случае обратноосмотический модуль может функционировать в режиме меньшего обессоливания, а значит с большей производительностью. В конечном итоге процесс сорбционной доочистки также упрощается, так как необходимое количество сорбентов для доочистки сокращается в 5 - 10 раз. Тем самым в конечном итоге сокращается и подлежащее утилизации количество твердых отходов. Проведение процесса очистки концентрата после стадии обратного осмоса также приводит к решению поставленной задачи, так как уникальные селективные свойства ферроцианидных сорбентов позволяют извлекать цезий и из сильносолевых растворов практически с той же степенью, что также позволяет повысить производительность обратноосмотической установки и сократить количество твердых отходов. Извлечение радионуклидов на этой стадии является предпочтительным в случае переработки сложных по составу ЖРО типа III, когда ферроцианидные сорбенты и при их использовании после доочистки будут извлекать только радионуклиды цезия (т.е. проявлять те же свойства, что и при сорбции из рассолов). При очистке ЖРО типа I или II предпочтительным является использование ферроцианидных сорбентов перед обратным осмосом, так как в этом случае они будут извлекать помимо цезия и радионуклиды стронция, церия и другие изотопы. Despite the selective properties of reverse osmosis membranes, they are not sufficient to provide the necessary cleaning indicators in relation to cesium radionuclides. Therefore, despite the fact that the reverse osmosis unit almost completely desalinates LRW, which requires a lot of energy to be consumed, cesium still enters the permeate and ion-exchange resins are required for its final purification. When a ferrocyanide sorbent (capable of extracting cesium by 99.5% at any salt content of LRW) is used at the pretreatment stage of a cesium selective radionuclide, almost all cesium is absorbed by this sorbent to the stage of reverse osmosis. In this case, the reverse osmosis module can operate in a mode of less desalination, which means with greater productivity. Ultimately, the process of sorption post-treatment is also simplified, since the required number of sorbents for post-treatment is reduced by 5-10 times. This ultimately reduces the amount of solid waste to be disposed of. The purification of the concentrate after the reverse osmosis stage also leads to the solution of the problem, since the unique selective properties of ferrocyanide sorbents make it possible to extract cesium from strongly saline solutions to the same extent, which also improves the performance of the reverse osmosis plant and reduces the amount of solid waste. The extraction of radionuclides at this stage is preferable in the case of processing complex LRWs of type III, when ferrocyanide sorbents and when used after purification will extract only cesium radionuclides (i.e., exhibit the same properties as during sorption from brines). When cleaning LRW of type I or II, it is preferable to use ferrocyanide sorbents before reverse osmosis, since in this case they will also extract strontium, cerium and other isotopes in addition to cesium and radionuclides.
Эффективность описываемого способа иллюстрируется примерами. The effectiveness of the described method is illustrated by examples.
Пример 1. Проводят очистку ЖРО по способу- прототипу. ЖРО типа III, содержащие 200 мг/л нефтепродуктов, загрязненные взвешенными веществами и нефтепродуктами (НП) подают в блок предварительной очистки. Сначала их пропускают через фильтр с "плавающей" поролоновой загрузкой, затем фильтруют через патронные фильтроэлементы с тонкостью фильтрации 20 мкм. Example 1. Purify LRW according to the prototype method. LRW type III, containing 200 mg / l of petroleum products contaminated with suspended solids and petroleum products (NP) is fed to the pre-treatment unit. First, they are passed through a filter with a "floating" foam filling, then they are filtered through cartridge filter elements with a filter fineness of 20 microns.
При этом происходит очистка от НП на 97%, от взвешенных веществ ~95%. Фильтрацию ведут при рабочем давлении 0,2 - 0,3 МПа. Далее ЖРО фильтруют под давлением 0,04 МПа через ультрафильтрационный модуль, где происходит полная очистка от взвешенных веществ, НП и ПАВ. На данных стадиях достигается очистка от радионуклидов с коэффициентом 3 - 4. At the same time, NP is cleaned by 97%, of suspended solids ~ 95%. Filtration is carried out at a working pressure of 0.2 - 0.3 MPa. Next, the LRW is filtered under a pressure of 0.04 MPa through an ultrafiltration module, where complete purification from suspended solids, NP and surfactants takes place. At these stages, purification from radionuclides is achieved with a coefficient of 3-4.
Затем ЖРО при температуре 15oC подают на обратноосмотический блок, снабженный двумя рулонными обратноосмотическими элементами SWHR 30-8040 и патронными фильтрами 20 и 5 мкм. Фильтрацию ведут при рабочем давлении до 5,9 МПа путем последовательного пропускания ЖРО через два элемента.Then LRW at a temperature of 15 o C serves on the reverse osmosis unit, equipped with two roll reverse osmosis elements SWHR 30-8040 and cartridge filters 20 and 5 microns. Filtration is carried out at a working pressure of up to 5.9 MPa by successively passing LRW through two elements.
Задерживающая способность используемых мембран марки "FT-30 Filmtec" фирмы Доу Кемикл Компани (США) по ионам натрия, цезия, хлора составляет не менее 99,3%, а по ионам кальция, магния, стронция, тяжелым металлам, ПАВ - не менее 99,9%. The retention capacity of the used FT-30 Filmtec membranes from Dow Chemical Company (USA) for sodium, cesium, chlorine ions is at least 99.3%, and for calcium, magnesium, strontium ions, heavy metals, surfactants - at least 99 ,9%.
После второго модуля обессоленные растворы поступают на окончательную доочистку на ионообменных смолах КУ-2-8 чс и АВ-17-8 чс в количестве по 0,3 м3 каждого.After the second module, the desalted solutions enter the final purification using ion exchange resins KU-2-8 hours and AB-17-8 hours in an amount of 0.3 m 3 each.
Концентраты с солесодержанием 80 - 100 г/л собирают в специальную емкость для последующей переработки. Очищенные растворы до солесодержания < 1 мг/л и суммарной активности < 10-10Ku/л (коэффициент очистки < 105) могут быть сброшены в открытые водоемы.Concentrates with a salinity of 80 - 100 g / l are collected in a special container for subsequent processing. Purified solutions to salinity <1 mg / l and total activity <10 -10 Ku / l (purification coefficient <10 5 ) can be discharged into open water bodies.
Процесс очистки проводят при автоматическом контроле с помощью спектрометров. При этом достигаются следующие основные показатели процесса: производительность обратноосмотических модулей - 0,2 м3/ч; степень очистки > 105; конечное солесодержание < 1 мг/л; объем очищенных в непрерывном режиме ЖРО - 200 м3.The cleaning process is carried out under automatic control using spectrometers. In this case, the following key process indicators are achieved: the performance of reverse osmosis modules - 0.2 m 3 / h; degree of purification> 10 5 ; final salinity <1 mg / l; the volume of LRW treated in continuous operation is 200 m 3 .
Пример 2. Проводят очистку ЖРО типа III по примеру 1, за исключением того, что перед обратноосмотическим блоком ЖРО фильтруют через сорбционную колонну, заполненную композиционным ферроцианидным сорбентом марки НЖА на основе ферроцианида никеля в количестве 30 л. Example 2. The LRW of type III is cleaned as in Example 1, except that before the reverse osmosis block, the LRW is filtered through a sorption column filled with a composite NZhA grade ferrocyanide sorbent based on nickel ferrocyanide in an amount of 30 l.
После обратноосмотической обработки пермеат фильтруют через 30 л неорганического цеолита типа A марки ЦМП. After reverse osmosis treatment, the permeate is filtered through 30 l of inorganic zeolite type A grade TsMP.
Процесс обратноосмотической обработки проводят при производительности модулей 0,3 м3/ч. При этом конечное солесодержание в очищенном пермеате будет ~ 10 мг/л.The process of reverse osmosis treatment is carried out at a module capacity of 0.3 m 3 / h. In this case, the final salt content in the purified permeate will be ~ 10 mg / L.
Степень очистки от радионуклидов > 105.The degree of purification from radionuclides> 10 5 .
Объем очищенных в непрерывном режиме вод составляет 400 м3.The volume of water treated continuously is 400 m 3 .
Пример 3. Проводят очистку по примеру 2, за исключением того, что на стадии сорбционной доочистки используют цеолит IE-95, относящийся к группе цеолитов шабазитовой структуры. Example 3. Purify according to example 2, except that at the stage of sorption post-treatment use zeolite IE-95, belonging to the group of zeolites of chabazite structure.
При этом производительность модулей составляет 0,3 м3/ч; концентрация солей - 10 мг/л; степень очистки от радионуклидов > 105; объем очищенных в непрерывном режиме вод составляет 420 м3.Moreover, the performance of the modules is 0.3 m 3 / h; salt concentration - 10 mg / l; the degree of purification from radionuclides> 10 5 ; the volume of water treated continuously is 420 m 3 .
Пример 4. Проводят очистку по примеру 1, за исключением того, что на стадии сорбционной доочистки используют цеолит моноклинной структуры - модифицированный клиноптилолит в Na-форме марки "Селекс-КМ". Example 4. Purification is carried out according to example 1, except that at the stage of sorption post-treatment, a monoclinic zeolite is used — a modified clinoptilolite in the Na form of the Selex-KM brand.
При этом все показатели очистки соответствуют примеру 3. Moreover, all cleaning indicators correspond to example 3.
Пример 5. Проводят очистку по примерам 1 - 4 в следующем режиме. После проведения одного цикла очистки проводят промывку обратноосмотического модуля 50 - 70% спиртовым раствором, затем 40% раствором формальдегида. После чего цикл очистки повторяют вновь в тех же режимах. При этом в режиме способа прототипа объем очищенного до норм ЖРО снижается до 90 м3, т.е. более чем в два раза. Для процессов с включением на стадии предочистки сорбции на НЖА все показатели остались без изменения.Example 5. Purge according to examples 1 to 4 in the following mode. After one cleaning cycle, the reverse osmosis module is washed with a 50-70% alcohol solution, then with a 40% formaldehyde solution. Then the cleaning cycle is repeated again in the same modes. Moreover, in the mode of the prototype method, the volume of LRW purified to norms is reduced to 90 m 3 , i.e. more than doubled. For processes with the inclusion of sorption on NLA at the pretreatment stage, all indicators remained unchanged.
Пример 6. Проводят очистку растворов типа I по примеру 4, за исключением того, что используют одноступенчатый обратный осмос, а на стадии предочистки стадии ультрафильтрации и сорбции нефтепродуктов исключаются. В качестве КФС используют сорбент марки КЖА на основе ферроцианида кобальта. Example 6. The type I solutions of Example 4 are purified, except that single-stage reverse osmosis is used, and the stages of ultrafiltration and sorption of oil products are excluded at the pre-treatment stage. As KFS, a sorbent of the KZHA brand based on cobalt ferrocyanide is used.
Производительность обратноосмотического модуля составляет 0,3 м3/ч; конечное солесодержание в очищенном пермеате < 1 мг/л; степень очистки от радионуклидов > 105; объем очищенных в непрерывном режиме вод составляет 600 м3.The performance of the reverse osmosis module is 0.3 m 3 / h; final salinity in purified permeate <1 mg / l; the degree of purification from radionuclides> 10 5 ; the volume of water treated continuously is 600 m 3 .
Пример 7. Проводят очистку растворов типа II по примеру 2, за исключением того, что в качестве КФС используют сорбент марки МЖА на основе ферроцианида меди. Example 7. Purify solutions of type II according to example 2, except that as the CFS use a sorbent brand MFA based on copper ferrocyanide.
Производительность процесса составляет 0,34 м3/ч; конечное солесодержание в очищенном пермеате - 5 мг/л; степень очистки от радионуклидов > 105; объем очищенных в непрерывном режиме вод составляет 400 м3.The productivity of the process is 0.34 m 3 / h; final salinity in purified permeate - 5 mg / l; the degree of purification from radionuclides> 10 5 ; the volume of water treated continuously is 400 m 3 .
Пример 8. Проводят очистку ЖРО типа III по примеру 2, за исключением того, что через КФС марки НЖА (Селекс-ЦФН) пропускают концентрат после обратного осмоса. В этом случае используют колонку с 10 л сорбента. Example 8. Purify LRW of type III according to example 2, except that the concentrate after reverse osmosis is passed through KFS of the NZhA brand (Selex-CFN). In this case, a column with 10 l of sorbent is used.
Процесс обратноосмотической очистки проводят при производительности модулей 0,25 м3/ч. При этом конечное содержание радионуклидов в очищенном до солесодержания 6 мг/л растворе будет < 10-10 Ku/л.The process of reverse osmosis cleaning is carried out at a module capacity of 0.25 m 3 / h. In this case, the final radionuclide content in the solution purified to salinity of 6 mg / L will be <10 -10 Ku / L.
Объем непрерывно очищенных вод по данному примеру составит 400 м3.The volume of continuously purified water in this example is 400 m 3 .
Таким образом, предложенный способ позволяет осуществить процесс комплексной очистке ЖРО с помощью обратного осмоса от всех токсичных примесей, в том числе и радионуклидов с меньшими энергозатратами и большей производительностью. Кроме того, он позволяет повысить экологическую безопасность процесса утилизации ЖРО, так как практически все радионуклиды цезия, составляющие около 70% удельной активности ЖРО, переводятся в компактную твердую форму. Thus, the proposed method allows the process of complex treatment of LRW using reverse osmosis from all toxic impurities, including radionuclides with lower energy consumption and greater productivity. In addition, it makes it possible to increase the environmental safety of the LRW disposal process, since almost all cesium radionuclides, which make up about 70% of the specific activity of LRW, are converted into a compact solid form.
Степень концентрирования этих радионуклидов по данному способу составляет ~ 5 - 8 тысяч, что в 300 - 400 раз превышает аналогичные показатели всех других известных способов концентрирования радионуклидов. The degree of concentration of these radionuclides by this method is ~ 5 - 8 thousand, which is 300 - 400 times higher than similar indicators of all other known methods of concentration of radionuclides.
Источники информации. Sources of information.
1. Нормы радиационной безопасности НРБ-76/87. - М.: Энергоиздат 1987, с 17 - 35. 1. Norms of radiation safety NRB-76/87. - M .: Energoizdat 1987, from 17 - 35.
2. Очистка низкоактивных сточных вод АЭС от радионуклидов селективными неорганическими сорбентами. Тез. докл. Всесоюзного семинара "Химия и технология неорганических сорбентов" Душанбе, 1986, ТГХ, с 54. 2. Purification of low-level wastewater of nuclear power plants from radionuclides by selective inorganic sorbents. Thes. doc. All-Union Seminar "Chemistry and Technology of Inorganic Sorbents" Dushanbe, 1986, TGH, p. 54.
3. Егоров Е.В. и Макарова С.В. Ионный обмен в радиохимии. - М.: Атомиздат, 1971, с 18 - 139. 3. Egorov EV and Makarova S.V. Ion exchange in radiochemistry. - M .: Atomizdat, 1971, from 18 - 139.
4. Никифоров А.С., Куличенко В.В. и Жихарев М.И. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. М.: Атомиздат 1985, с 15 - 260 (прототип). 4. Nikiforov A.S., Kulichenko V.V. and Zhikharev M.I. Neutralization of liquid radioactive waste. M .: Atomizdat 1985, from 15 - 260 (prototype).
Claims (6)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU96104578A RU2112289C1 (en) | 1996-03-12 | 1996-03-12 | Method for recovery of liquid radioactive wastes |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU96104578A RU2112289C1 (en) | 1996-03-12 | 1996-03-12 | Method for recovery of liquid radioactive wastes |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2112289C1 true RU2112289C1 (en) | 1998-05-27 |
| RU96104578A RU96104578A (en) | 1998-06-10 |
Family
ID=20177827
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU96104578A RU2112289C1 (en) | 1996-03-12 | 1996-03-12 | Method for recovery of liquid radioactive wastes |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2112289C1 (en) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2019156596A3 (en) * | 2018-02-06 | 2019-12-19 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Method for reprocessing low-mineralized medium- and low-level liquid radioactive waste |
| RU2776583C1 (en) * | 2021-11-04 | 2022-07-22 | Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук (ИБРАЭ РАН) | Method for concentration of inorganic liquid radioactive waste |
| EP4047619A4 (en) * | 2019-11-27 | 2022-12-07 | Victor Remez Alonso | Method for processing liquid tritium-containing radioactive waste |
| GB2583276B (en) * | 2018-01-03 | 2023-03-29 | Univ Tsinghua | Method and system for concentrating and solidifying radionuclides in radioactive waste liquid |
-
1996
- 1996-03-12 RU RU96104578A patent/RU2112289C1/en active
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Никифоров А.С., Куличенко В.В., Жихарев М.И. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. - М.: Атомиздат, 1985, с.15 - 20. * |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB2583276B (en) * | 2018-01-03 | 2023-03-29 | Univ Tsinghua | Method and system for concentrating and solidifying radionuclides in radioactive waste liquid |
| WO2019156596A3 (en) * | 2018-02-06 | 2019-12-19 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Method for reprocessing low-mineralized medium- and low-level liquid radioactive waste |
| EP4047619A4 (en) * | 2019-11-27 | 2022-12-07 | Victor Remez Alonso | Method for processing liquid tritium-containing radioactive waste |
| RU2776583C1 (en) * | 2021-11-04 | 2022-07-22 | Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук (ИБРАЭ РАН) | Method for concentration of inorganic liquid radioactive waste |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Zhang et al. | Decontamination of radioactive wastewater: State of the art and challenges forward | |
| Rana et al. | Radioactive decontamination of water by membrane processes—a review | |
| US5366634A (en) | Waste treatment process for removal of contaminants from aqueous, mixed-waste solutions using sequential chemical treatment and crossflow microfiltration, followed by dewatering | |
| Zakrzewska-Trznadel et al. | Membrane processes in nuclear technology-application for liquid radioactive waste treatment | |
| CN104900286A (en) | System for processing radioactive waste water to reach natural background radioactivity level and application | |
| US7708890B2 (en) | Method of rendering a radioactive and aqueous heat transfer liquid in a nuclear reactor to a reduced radwaste quantitative state and returning the remaining waste water volumes to an environmental release point for liquid effluents | |
| CN110349689B (en) | Radioactive waste liquid treatment device for nuclear power station | |
| GB2583276A (en) | Method and system for concentrating and solidifying nuclides in radioactive liquid waste | |
| US7645387B2 (en) | Method of utilizing ion exchange resin and reverse osmosis to reduce environmental discharges and improve effluent quality to permit recycle of aqueous or radwaste fluid | |
| RU2342720C1 (en) | Method of treating liquid radioactive wastes | |
| CN110349690A (en) | Radioactive liquid waste processing method and processing device | |
| RU2112289C1 (en) | Method for recovery of liquid radioactive wastes | |
| RU2686074C1 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes | |
| CN110379532B (en) | Method and device for treating radioactive waste liquid | |
| RU2101235C1 (en) | Method and installation for system reprocessing of liquid radioactive wastes | |
| RU2118945C1 (en) | Integrated processing of liquid radioactive wastes | |
| Epimakhov et al. | Reverse-osmosis filtration based water treatment and special water purification for nuclear power systems | |
| Miśkiewicz et al. | Application of biosorbents in hybrid ultrafiltration/sorption processes to remove radionuclides from low-level radioactive waste | |
| RU2817393C9 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes | |
| RU2817393C1 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes | |
| RU2276110C1 (en) | Method of production of the desalted water and the water of the high purity for the nuclear power plants of the research centers | |
| RU2273066C1 (en) | Method for recovering liquid radioactive wastes | |
| RU2172032C1 (en) | Method for cleaning low-activity liquid radioactive wastes from radionuclides | |
| RU2144708C1 (en) | Method for decontaminating low- mineralized and low-active liquid wastes under field conditions | |
| Zakrzewska-Trznadel et al. | Liquid low-level radioactive waste treatment by membrane processes |