RU2101235C1 - Method and installation for system reprocessing of liquid radioactive wastes - Google Patents
Method and installation for system reprocessing of liquid radioactive wastes Download PDFInfo
- Publication number
- RU2101235C1 RU2101235C1 RU97104384A RU97104384A RU2101235C1 RU 2101235 C1 RU2101235 C1 RU 2101235C1 RU 97104384 A RU97104384 A RU 97104384A RU 97104384 A RU97104384 A RU 97104384A RU 2101235 C1 RU2101235 C1 RU 2101235C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- treatment
- sorption
- radioactive waste
- concentration
- sorbent
- Prior art date
Links
Images
Landscapes
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
- Water Treatment By Sorption (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится 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 ледоколах, подводных лодках (АПЛ), плавучих АЭС). The invention relates to atomic ecology and can be used in the processing of liquid radioactive waste (LRW) generated during the operation of various nuclear power plants (NPPs) at nuclear power plants, vehicles (nuclear icebreakers, submarines (nuclear powered submarines), floating nuclear power plants).
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 и отраженных в НРБ-96 [1] и рекомендаций МАГАТЭ процесс переработки ЖРО должен включать в себя их очистку до суммарного содержания β активных радионуклидов меньше 10-9 Кu/л. Как правило, лимитирующими этот показатель являются радионуклиды цезия-137 и стронция-90, активность которых в стандартных ЖРО составляет около 80% от суммарной, а химическая природа такова, что они очень трудно извлекаются из солевых растворов. Кроме того, исходя из санитарных требований (СПОРО-85) активность подлежащих окончательной утилизации твердых радиоактивных отходов (ТРО), как правило, не должна превышать 10-(3-4) Кu/к. Это требование обусловлено допустимыми уровнями облучения обслуживающего персонала хранилищ.Based on environmental requirements existing in the Russian Federation and reflected in NRB-96 [1] and the IAEA recommendations, the LRW processing should include their treatment to a total content of β active radionuclides of less than 10 -9 Ku / l. As a rule, this indicator is limited by cesium-137 and strontium-90 radionuclides, whose activity in standard LRW is about 80% of the total, and the chemical nature is such that they are very difficult to extract from saline solutions. In addition, based on sanitary requirements (SPORO-85), the activity of the final disposal of solid radioactive waste (SRW), as a rule, should not exceed 10 - (3-4) Ku / k. This requirement is due to permissible exposure levels for storage personnel.
Поэтому комплексные методы переработки ЖРО включают в себя предочистку от некоторых химических примесей, мешающих дальнейшим процессам обессоливания и очистки от радионуклидов, последующие обессоливание и очистку ЖРО от радионуклидов различными методами и сорбционную доочистку обессоленных растворов до допустимых сбросных норм [2, 3]
Наиболее близким к описываемому способу комплексной переработки жидких радиоактивных отходов от радионуклидов является способ, включающий стадии предочистки, обессоливания и концентрирования, с разделением потоков на фильтрат с солесодержанием менее 0,5 г/дм3 и рассол с последующим его концентрированием до получения солей и с последующей доочисткой фильтрата путем его пропускания через колонны с сорбентом и утилизацией солей и отработанных сорбентов помещением их в изолирующий защитный контейнер для хранения [4]
По данному способу ЖРО последовательно подвергают следующим стадиям обработки. Сначала растворы направляют на стадию предочистки. В зависимости от степени их загрязненности взвешенными веществами, нефтепродуктами (НП) и поверхностно-активных веществ (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); последующее фильтрование ЖРО через патронные фильтроэлементы с тонкостью фильтрации 20 мкм и ультрафильтрационные мембраны.Therefore, complex methods for processing LRW include pre-treatment of certain chemical impurities that interfere with further desalination and purification of radionuclides, subsequent desalination and purification of LRW from radionuclides by various methods, and sorption after-treatment of desalinated solutions to allowable discharge norms [2, 3]
Closest to the described method for the integrated processing of liquid radioactive waste from radionuclides is a method comprising the stages of pre-treatment, desalination and concentration, with the separation of the streams into a filtrate with a salt content of less than 0.5 g / dm 3 and brine with its subsequent concentration to obtain salts and followed tertiary treatment of the filtrate by passing it through columns with a sorbent and the disposal of salts and spent sorbents by placing them in an insulating protective container for storage [4]
According to this method, LRW is subsequently subjected to the following processing steps. First, the solutions are sent to the pre-treatment stage. Depending on the degree of their pollution by suspended substances, oil products (NP) and surface-active substances (surfactants), this stage includes: purification of suspended substances and oil products on special filters with filtering material that traps organic substances and oil products (foam rubber, highly porous organic sorbents of the type "Porolas-TM", activated carbons); subsequent filtration of LRW through cartridge filter elements with a filter fineness of 20 microns and ultrafiltration membranes.
При низком содержании в исходных ЖРО взвешенных веществ и нефтепродуктов из этой стадии исключается процесс ультрафильтрации, а применяют только сорбционную предочистку от следов НП и ПАВ. На стадии предочистки могут быть использованы осадительные методы для удаления различных примесей, солей жесткости, ПАВ, железа, оксалатов, которые в дальнейшем будут мешать процессам концентрирования солей различными методами. Затем предварительно очищенные растворы подают на стадию обессоливания. Такой стадией является выпарка, которая может быть реализована как в высокотемпературном режиме, так и при вакуумировании. Возможно использование других альтернативных способов первичного обессоливания и концентрирования, например обратного осмоса, электродиализа или их комбинации с получением рассола с концентрацией солей 20-80 г/дм3 и обессоленного фильтрата с солесодержанием меньше 0,5 г/дм3. Затем полученные на первой стадии концентрирования рассолы подвергают упарке "досуха" с получением кристаллогидратов солей. На конечной стадии эти соли могут быть путем термообработки досушены до сухих солей. Образующиеся на стадиях концентрирования обессоленные фильтраты дополнительно подвергают сорбционной доочистке с помощью ионообменных смол с получением на выходе чистого раствора, который подлежит сливу в канализацию. Полученные по данному способу ТРО (соли и отработанные сорбенты) подвергают утилизации путем цементирования, для чего предусмотрена специальная достаточно сложная установка. Процесс цементирования включает смешение солей и предварительно выгруженных и измельченных сорбентов с природными цеолитами, затем их смешивают с заранее приготовленной цементной массой и заливают образовавшуюся смесь в железные бочки или железобетонные контейнеры. После выдержки смеси для образования цементного камня ТРО направляют на хранение в специальные хранилища.With a low content of suspended substances and oil products in the initial LRW, the ultrafiltration process is excluded from this stage, and only sorption pretreatment from traces of NP and surfactant is used. At the pretreatment stage, precipitation methods can be used to remove various impurities, hardness salts, surfactants, iron, oxalates, which will further interfere with salt concentration processes by various methods. Then the pre-purified solutions are fed to the desalination step. Such a stage is evaporation, which can be implemented both in high temperature mode and in vacuum. You can use other alternative methods of primary desalination and concentration, for example reverse osmosis, electrodialysis, or a combination thereof to obtain a brine with a salt concentration of 20-80 g / DM 3 and a desalted filtrate with a salt content of less than 0.5 g / DM 3 . Then, the brines obtained in the first concentration stage are evaporated to dryness to obtain crystalline hydrates of salts. At the final stage, these salts can be dried by heat treatment to dry salts. The desalted filtrates formed at the concentration stages are additionally subjected to sorption purification using ion-exchange resins to obtain a pure solution at the outlet, which must be drained into the sewer. SRW obtained by this method (salts and spent sorbents) is disposed of by cementing, for which a special rather complicated installation is provided. The cementing process involves mixing salts and pre-unloaded and ground sorbents with natural zeolites, then they are mixed with a pre-prepared cement mass and the resulting mixture is poured into iron barrels or reinforced concrete containers. After the mixture is aged for the formation of a cement stone, the SRW is sent for storage to special storages.
При переработке ЖРО по данному способу степень концентрирования радионуклидов в твердой фазе, являющаяся одним из основных экономических показателей всего процесса переработки, будет обратно пропорциональна содержанию в исходных ЖРО солей. When processing LRW according to this method, the degree of concentration of radionuclides in the solid phase, which is one of the main economic indicators of the entire processing process, will be inversely proportional to the content of salts in the initial LRW.
Основным недостатком данного способа является то, что он является многостадийным и приводит к образованию большого количества ТРО. Так, при переработке типичных ЖРО с солесодержанием около 5 г/дм3 степень концентрирования радионуклидов в конечном захораниваемом продукте-контейнере с цементной массой по известному способу не превышает 70-80.The main disadvantage of this method is that it is multi-stage and leads to the formation of a large number of SRW. Thus, in the processing of typical LRW with a salt content of about 5 g / dm 3, the degree of concentration of radionuclides in the final buried product-container with cement mass according to the known method does not exceed 70-80.
Наиболее близкой к описываемой установке для комплексной переработки жидких радиоактивных отходов является установка, содержащая последовательно расположенные и соединенные между собой приемные емкости, блоки предочистки (обессоливания и концентрирования), колонны сорбционной доочистки фильтрата и блок утилизации отработанных сорбентов и солей, снабженный защитным контейнером для хранения твердых радиоактивных отходов [4]
ЖРО в данной установке последовательно подвергают следующим стадиям обработки, которую осуществляют в комбинированном устройстве, состоящем из двух отдельных установок (установки по очистке ЖРО и установки цементирования отработанных сорбентов, рассолов и пульп): предочистке с помощью блоков фильтрации, микрофильтрации или ультрафильтрации; обессоливания и первичного концентрирования с помощью блоков выпарки, обратного осмоса, электродиализа, или их комбинации; концентрирования с получением солей с помощью блоков выпарки досуха; доочистки с помощью сорбционного блока; утилизации отработанных сорбентов, солей и пульп с помощью установки цементирования с получением в качестве захораниваемого ТРО цементного продукта.Closest to the described installation for the integrated processing of liquid radioactive waste is an installation containing successively arranged and interconnected receiving tanks, pre-treatment units (desalination and concentration), sorption filtration treatment columns of the filtrate and a waste sorbent and salt recovery unit equipped with a protective container for storing solid radioactive waste [4]
LRW in this installation is subsequently subjected to the following processing steps, which is carried out in a combined device consisting of two separate plants (LRW treatment unit and cementing unit for spent sorbents, brines and pulps): pre-treatment using filtration, microfiltration or ultrafiltration units; desalination and primary concentration using blocks of evaporation, reverse osmosis, electrodialysis, or a combination thereof; concentration to obtain salts using blocks evaporation to dryness; tertiary treatment using a sorption block; utilization of spent sorbents, salts and pulps using a cementing unit to obtain a cement product as a buried SRW.
Недостатком известного устройства является его сложность и большое количество образующихся при его эксплуатации ТРО. A disadvantage of the known device is its complexity and the large number of SRW generated during its operation.
Задачей изобретения является разработка способа и установки, позволяющей достигнуть высокой степени концентрирования радионуклидов в утилизируемом конечном продукте твердом отходе, а значит и снижения количества захораниваемых твердых отходов, а также повышения экологической безопасности процесса переработки ЖРО за счет сокращения цикла переработки и утилизации радионуклидов. The objective of the invention is to develop a method and installation that allows to achieve a high degree of concentration of radionuclides in the final solid waste product to be disposed of, and thus reduce the amount of solid waste disposed of, as well as increase the environmental safety of the LRW processing process by reducing the cycle of processing and disposal of radionuclides.
Поставленная задача решается описываемым способом комплексной переработки жидких радиоактивных отходов, включающим стадии предочистки обессоливания и концентрирования, с разделением потоков на фильтрат с солесодержанием менее 0,5 г/дм3 и рассол с последующим его концентрированием до получения солей и с последующей доочисткой фильтрата путем его пропускания через колонны с сорбентами, осушением отработанных сорбентов и утилизации солей и отработанных сорбентов путем их помещения в изолирующий защитный контейнер для хранения, причем перед получением солей проводят удаление радионуклидов из жидких радиоактивных отходов с помощью селективного неорганического сорбента, перед утилизацией отработанные сорбенты в колонне осушают, а саму утилизацию ведут путем помещения колонн вместе с осушенными сорбентами вертикально в контейнер.The problem is solved by the described method of complex processing of liquid radioactive waste, including the stages of pre-treatment of desalination and concentration, with the separation of streams into the filtrate with a salt content of less than 0.5 g / dm 3 and brine, followed by its concentration to obtain salts and with subsequent purification of the filtrate by passing it through columns with sorbents, drainage of spent sorbents and disposal of salts and spent sorbents by placing them in an insulating protective container for storage, and Before salts are obtained, radionuclides are removed from liquid radioactive waste using a selective inorganic sorbent, before disposal, the spent sorbents in the column are drained, and disposal is carried out by placing the columns together with the dried sorbents vertically in a container.
При этом предпочтительно проводить удаление радионуклидов с помощью селективного неорганического сорбента на основе ферроцианидов переходных металлов меди или никеля, и пористого неорганического носителя, в качестве которого предпочтительно использовать сорбенты марки НЖА или МЖА, а стадии обессоливания и концентрирования вести путем дистилляции или в две стадии с использованием на первой электромембранного или обратноосмотического обессоливания, а на второй дистилляционного концентрирования с получением соли и фильтрата и его сорбционной доочистки путем пропускания через колонны с сорбентом. При этом в качестве сорбента предпочтительно использовать неорганические сорбенты на основе ферроцианидов переходных металлов меди или никеля и пористого неорганического носителя и/или природных или синтетических цеолитов кубической, моноклинной или гексагональной структуры и органические катиониты и аниониты, а осушку отработанных сорбентов в колонне вести до содержания влаги в них меньше 5 мас. It is preferable to carry out the removal of radionuclides using a selective inorganic sorbent based on ferrocyanides of transition metals of copper or nickel, and a porous inorganic carrier, which is preferable to use sorbents of the NZhA or MZhA brand, and the desalination and concentration stages are carried out by distillation or in two stages using on the first electro-membrane or reverse osmosis desalination, and on the second distillation concentration to obtain salt and filtrate and its rbtsionnoy post-treatment by passing through the column with the sorbent. In this case, it is preferable to use inorganic sorbents based on transitional ferrocyanides of copper or nickel and a porous inorganic carrier and / or natural or synthetic zeolites of a cubic, monoclinic or hexagonal structure and organic cation exchangers and anion exchangers, and drain the spent sorbents in the column to moisture content less than 5 wt.
Удаление радионуклидов перед получением солей предпочтительно проводить в следующих альтернативных вариантах: на стадии предочистки перед обессоливанием жидких радиоактивных отходов; путем очистки концентрата 20-80 г/дм3 со стадий электромембранного или обратноосмотического обессоливания; путем очистки концентрата со стадии дистилляционного концентрирования.The removal of radionuclides before salt production is preferably carried out in the following alternative options: at the pretreatment stage before desalting liquid radioactive waste; by purification of the concentrate 20-80 g / dm 3 from the stages of electro-membrane or reverse osmosis desalination; by purifying the concentrate from the distillation concentration step.
Отличительным признаком способа является то, что перед получением солей проводят удаление радионуклидов из жидких радиоактивных отходов с помощью селективного неорганического сорбента, перед утилизацией отработанные сорбенты в колонне осушают, а саму утилизацию ведут путем помещения колонн вместе с осушенными сорбентами вертикально в контейнер для хранения. A distinctive feature of the method is that before receiving the salts, radionuclides are removed from liquid radioactive waste using a selective inorganic sorbent, the spent sorbents in the column are drained before disposal, and the disposal itself is carried out by placing the columns together with the dried sorbents vertically in a storage container.
Другое отличие способа заключается в том, что осушку сорбентов ведут до содержания влаги в них меньше 5 мас. Another difference of the method lies in the fact that the sorbents are dried to a moisture content of less than 5 wt.
Еще одни отличия способа состоят в том, что удаление радионуклидов проводят с помощью селективного неорганического сорбента на основе ферроцианидов переходных металлов меди или никеля и пористого неорганического носителя, а в качестве такого сорбента используют сорбент марки НЖА или МЖА. Another difference of the method is that the removal of radionuclides is carried out using a selective inorganic sorbent based on transition metal ferrocyanides of copper or nickel and a porous inorganic carrier, and an sorbent of the NZhA or MZhA brand is used as such sorbent.
Кроме того, отличия способа заключаются в том, что удаление радионуклидов ведут на стадии предочистки перед обессоливанием жидких радиоактивных отходов или путем очистки концентрата 20-80 г/дм со стадий электромембранного или обратноосмотического обессоливания или путем очистки концентрата со стадии дистилляционного концентрирования. Кроме того, отличительные признаки способа состоят в том, что обессоливание и концентрирование ЖРО ведут путем дистилляции или в две стадии с использованием вначале электромембранного или обратноосмотического обессоливания, а затем дистилляционного концентрирования до получения солей. In addition, the differences of the method are that the removal of radionuclides is carried out at the pre-treatment stage before desalting the liquid radioactive waste or by purifying the concentrate 20-80 g / dm from the stages of electro-membrane or reverse osmosis desalting or by purifying the concentrate from the stage of distillation concentration. In addition, the distinguishing features of the method are that the desalination and concentration of LRW is carried out by distillation or in two stages using first electro-membrane or reverse osmosis desalination, and then distillation concentration to obtain salts.
Еще одно отличие способа заключается в том, что обратноосмотическое или электромембранное обессоливание ведут до получения концентрата 20-80 г/дм3, при этом фильтраты со стадий обессоливания объединяют с фильтратом со стадии дистилляционного концентрирования и направляют на сорбционную доочистку.Another difference of the method lies in the fact that reverse osmosis or electro-membrane desalination is carried out to obtain a concentrate of 20-80 g / dm 3 , while the filtrates from the desalination stages are combined with the filtrate from the distillation concentration stage and sent to sorption purification.
Отличиями способа являются также то, что на стадии доочистки фильтрата использую сорбенты, выбранные из группы: цеолитов кубической структуры типа "А", шабазитов гексагональной структуры или цеолитов моноклинной структуры типа модифицированного цеолита "Селекс-КМ" и/или ионообменных смол. The differences of the method are also that at the stage of purification of the filtrate I use sorbents selected from the group: zeolites of the cubic structure of type “A”, chabazites of the hexagonal structure or zeolites of the monoclinic structure of the type of modified zeolite “Selex-KM” and / or ion-exchange resins.
Поставленная задача решается также описываемой установкой для комплексной переработки жидких радиоактивных отходов, содержащей последовательно расположенные и соединенные между собой приемные емкости, блок предочистки, содержащий колонну сорбционной очистки жидких радиоактивных отходов, помещенную вместе с колоннами сорбционной доочистки фильтрата в защитный контейнер, снабженный верхними съемными крышками и подводящими и отводящими патрубками, блоки обессоливания и концентрирования и блок утилизации отработанных сорбентов и солей, снабженный защитным контейнером для хранения твердых радиоактивных отходов, причем блок утилизации отработанных сорбентов представляет собой устройство, состоящее из узла для осушения сорбентов в колонне, перегрузочного транспортного контейнера для выемки колонн из защитного контейнера, их доставки и установки в защитный контейнер для хранения твердых радиоактивных отходов. The problem is also solved by the described installation for the integrated processing of liquid radioactive waste, containing successively arranged and interconnected receiving containers, a pre-treatment unit containing a column for sorption treatment of liquid radioactive waste, placed together with columns for sorption post-treatment of the filtrate in a protective container equipped with upper removable covers and inlet and outlet pipes, desalination and concentration blocks and a block for the utilization of spent sorbents and with a leu equipped with a protective container for storing solid radioactive waste, wherein the spent sorbent disposal unit is a device consisting of a unit for drying the sorbents in a column, a reloading transport container for removing the columns from the protective container, their delivery and installation in a protective container for storing solid radioactive waste.
Колонна сорбционной очистки жидких радиоактивных отходов установлена в защитном контейнере таким образом, что ее выход соединен или с входом в блок обессоливания, или с входом в блок концентрирования. При этом в защитный контейнер предпочтительно устанавливают 4-8 колонн сорбционной очистки жидких радиоактивных отходов и доочистки фильтрата, а сам защитный контейнер предпочтительно представляет собой модуль с цилиндрическими отверстиями, над которыми расположены съемные крышки с прижимными болтами, снабженный подводящими и отводящими патрубками. Колонны сорбционной очистки жидких радиоактивных отходов и сорбционной доочистки фильтрата выполнены в виде герметичной цилиндрической обечайки с загруженным сорбентом, снабженной верхним и нижним распределительным устройствами и центральной трубой для ввода или вывода раствора и подводящими и отводящими патрубками, расположенными на одном уровне и снабженными разъемным уплотнительным узлом с прокладками, на котором они помещены в защитный контейнер под его съемными крышками в подвешенном состоянии на его подводящих и отводящих патрубках. Кроме того, перегрузочный транспортный контейнер в блоке утилизации снабжен механизмом дистанционного захвата с фиксатором для выемки сорбционной обечайки из защитного контейнера, ее доставки и установки в защитный контейнер для хранения твердых радиоактивных отходов, выполненный в виде железобетонного куба с размерам L х В х Н 1,52 х 1,52 х 1,4 м с объемом 300-900 дм3 и снабженный съемной крышкой.The sorption purification column of liquid radioactive waste is installed in a protective container so that its outlet is connected either to the entrance to the desalination unit or to the entrance to the concentration unit. In this case, 4-8 columns of sorption purification of liquid radioactive waste and post-treatment of the filtrate are preferably installed in the protective container, and the protective container itself is preferably a module with cylindrical openings, over which removable covers with pressure bolts are located, equipped with inlet and outlet pipes. Columns of sorption treatment of liquid radioactive waste and sorption purification of the filtrate are made in the form of a sealed cylindrical shell with a loaded sorbent, equipped with upper and lower distribution devices and a central pipe for solution inlet or outlet and inlet and outlet pipes located at the same level and equipped with a detachable sealing unit with gaskets on which they are placed in a protective container under its removable lids in suspension on its inlet and outlet tubes. In addition, the transfer container in the disposal unit is equipped with a remote capture mechanism with a lock for removing the sorption shell from the protective container, its delivery and installation in a protective container for storing solid radioactive waste, made in the form of a reinforced concrete cube with dimensions L x B x
Отличительным признаком установки является то, что она дополнительно содержит колонну сорбционной очистки жидких радиоактивных отходов, помещенную вместе с колоннами сорбционной доочистки фильтрата в защитный контейнер, снабженный верхними съемными крышками и подводящими и отводящими патрубками, а блок утилизации отработанных сорбентов представляет собой устройство, состоящее из узла для осушения сорбентов в колонне, перегрузочного транспортного контейнера для выемки колонн из защитного контейнера, их доставки и установки в защитный контейнер для хранения твердых радиоактивных отходов. A distinctive feature of the installation is that it additionally contains a column for sorption purification of liquid radioactive waste, placed together with columns for sorption purification of the filtrate in a protective container equipped with upper removable covers and inlet and outlet pipes, and the unit for the utilization of spent sorbents is a device consisting of a unit for draining sorbents in a column, a reloading transport container for removing columns from a protective container, their delivery and installation in protective first container for storing solid radioactive waste.
Еще одно отличие установки состоит в том, что защитный контейнер выполнен в виде модуля с цилиндрическими отверстиями, в которых помещены колонны сорбционной очистки жидких радиоактивных отходов и доочистки фильтрата. Another difference of the installation is that the protective container is made in the form of a module with cylindrical holes in which columns of sorption treatment of liquid radioactive waste and post-treatment of the filtrate are placed.
Другое отличие установки заключается в том, что колонна сорбционной очистки жидких радиоактивных отходов установлена в защитном контейнере таким образом, что ее выход соединен или с входом в блок обессоливания или с входом в блок концентрирования. Another difference of the installation is that the sorption treatment column for liquid radioactive waste is installed in a protective container so that its outlet is connected either to the entrance to the desalination unit or to the entrance to the concentration unit.
Кроме того, отличительный признак установки состоит в том, что колонны сорбционной очистки жидких радиоактивных отходов и доочистки фильтрата выполнены в виде герметичной цилиндрической обечайки с загруженным сорбентом, снабженной верхним и нижним распределительным устройствами и центральной трубой для ввода или вывода раствора и подводящими и отводящими патрубками, расположенными на одном уровне и снабженными разъемным уплотнительным узлом с прокладками. In addition, a distinctive feature of the installation is that the columns for the sorption treatment of liquid radioactive waste and the aftertreatment of the filtrate are made in the form of a sealed cylindrical shell with a loaded sorbent, equipped with upper and lower distribution devices and a central pipe for solution inlet or outlet and inlet and outlet pipes, located at the same level and equipped with a detachable sealing unit with gaskets.
Другими отличиями установки является то, что колонны сорбционной очистки жидких радиоактивных отходов и доочистки фильтрата помещены в защитный контейнер в количестве 4-8 штук в подвешенном состоянии на отводящем и подводящем патрубках защитного контейнера под его верхними съемными крышками, снабженными прижимными болтами, с помощью разъемного уплотнительного узла, снабженного прокладками, а сам защитный контейнер предпочтительно представляет собой железобетонный модуль с цилиндрическими отверстиями. Other differences of the installation are that the columns for the sorption treatment of liquid radioactive waste and the after-treatment of the filtrate are placed in a protective container in an amount of 4-8 pieces in suspension on the outlet and inlet pipes of the protective container under its upper removable covers, equipped with pressure bolts, using a split sealing node provided with gaskets, and the protective container itself is preferably a reinforced concrete module with cylindrical holes.
Еще одно отличие установки состоит в том, что перегрузочный транспортный контейнер для выемки сорбционной обечайки снабжен механизмом дистанционного захвата с фиксатором. Another difference of the installation is that the reloading transport container for removing the sorption shell is equipped with a remote capture mechanism with a latch.
Другое отличие установки заключаются в том, что для утилизации отработанных сорбентов и солей используют железобетонный контейнер, выполненный в виде куба с размерам L х В х Н 1,52 х 1,52 х 1,4 м с объемом 300-900 дм3 и снабженный съемной крышкой.Another difference of the installation is that for the disposal of spent sorbents and salts using a reinforced concrete container made in the form of a cube with dimensions L x B x H 1.52 x 1.52 x 1.4 m with a volume of 300-900 dm 3 and equipped removable cover.
Предлагаемая установка, схема которой изображена на фиг. 1, состоит из следующих основных узлов: 1 приемные емкости (их установлено две штуки для раздельной приемки растворов, имеющих различное солесодержание, 2 блоки предочистки (механической очистки, очистки от НП и ПАВ, сорбционной предочистки от радионуклидов), 3 блок обессоливания (обратноосмотическое, электромембранное или дистилляционное обессоливание), 4 блок дистилляционного концентрирования с получением солей, 5 сорбционный блок доочистки, 6 блок утилизации отработанных сорбентов и солей. 7 защитный контейнер для хранения ТРО. The proposed installation, a diagram of which is shown in FIG. 1, consists of the following main nodes: 1 receiving tanks (two pieces are installed for separate receiving solutions with different salt contents, 2 pre-treatment units (mechanical cleaning, cleaning from NP and surfactants, sorption pre-treatment from radionuclides), 3 desalination unit (reverse osmosis, electromembrane or distillation desalination), 4 distillation concentration unit with obtaining salts, 5 sorption treatment unit, 6 unit for the utilization of spent sorbents and salts. 7 protective container for SRW storage.
Установка работает следующим образом. Исходные ЖРО с солесодержанием 0,1-20 г/л подают в приемные емкости 1. Из этих емкостей растворы насосами подают на блок 2 предочистки, который снабжен различными узлами для очистки растворов от механических примесей, ПАВ, НП. В зависимости от их содержания растворы подают последовательно через те или иные узлы данного блока. Затем для удаления радионуклидов цезия, кобальта и стронция исходные ЖРО на стадии предочистки пропускают через колонну с ферроцианидным сорбентом, помещенную в сорбционный блок. Схематичное устройство сорбционного блока с четырьмя колоннами изображено на фиг. 2. Installation works as follows. The initial LRW with a salinity of 0.1-20 g / l is fed into the
Блок-схема колонны, установленной в контейнере, изображена на фиг. 3. Она состоит из следующих основных частей: 1 съемная защитная крышка контейнера, 2 защитный прямоугольный контейнер, 3 сорбционная обечайка с сорбентом, 4 верхнее и нижнее распределительные устройства, 5 центральная труба, 6 подводящий и отводящий патрубки контейнера, 7 подводящий и отводящий патрубки обечайки, 8 разъемный уплотнительный узел, снабженный прокладками. A block diagram of a column mounted in a container is shown in FIG. 3. It consists of the following main parts: 1 removable container protective cover, 2 rectangular protective container, 3 sorption shell with sorbent, 4 upper and lower distribution devices, 5 central pipe, 6 container inlet and outlet pipes, 7 shell inlet and outlet pipes , 8 split gasket assembly.
Сорбционный блок дополнительно имеет внешние прижимные болты 9, установленные в съемной крышке контейнера, которые служат для обеспечения более надежного уплотнения прокладок в узле 8. The sorption unit additionally has
Установка по переработке ЖРО может иметь несколько вариантов исполнения. В одном из них, модульном, сорбционный блок установлен во внешнем защитно-транспортном контейнере таким образом, что по бокам расположены баки с исходными и очищенными растворами, являющиеся одновременно и биологической защитой от радиоактивного излучения. На фиг. 2 изображен именно такой принцип установки сорбционных колонн в защитный контейнер и сорбционного блока во внешнем защитно-транспортном контейнере. Сорбционный блок представляет собой прямоугольный контейнер, снабженный защитой от облучения (железобетонной, металлической, в том числе и свинцовой). Как правило, данный блок представляет собой прямоугольный железобетонный контейнер, во внутренней части которого находятся четыре-восемь цилиндрических отверстий для установки сорбционных обечаек. Сверху, над обечайками, блок имеет четыре-восемь съемных крышек для обеспечения радиационной безопасности обслуживающего персонала. На одной из внешних панелей блока выведены в общий узел все подводящие и отводящие патрубки, снабженные регулирующими устройствами. Во внутренней верхней цилиндрической части блока выведены подводящие и отводящие патрубки, на которых с помощью разъемного уплотнительного узла, снабженного прокладками помещены в подвешенном состоянии колонны. LRW processing plant may have several options. In one of them, a modular, the sorption block is installed in an external protective and transport container in such a way that the tanks with the source and purified solutions are located on the sides, which are also biological protection from radioactive radiation. In FIG. 2 depicts just such a principle of installing sorption columns in a protective container and a sorption block in an external protective transport container. The sorption block is a rectangular container equipped with radiation protection (reinforced concrete, metal, including lead). As a rule, this block is a rectangular reinforced concrete container, in the inner part of which there are four to eight cylindrical holes for installing sorption shells. Above, above the shells, the unit has four to eight removable covers to ensure radiation safety for maintenance personnel. On one of the external panels of the unit, all inlet and outlet pipes equipped with control devices are displayed in a common unit. In the upper upper cylindrical part of the block, inlet and outlet pipes are withdrawn, on which the columns are suspended in a suspended state by means of a detachable sealing assembly provided with gaskets.
Функциональное устройство и схема циркуляции растворов в данном блоке приведена на фиг. 3. A functional device and a circuit for circulating solutions in this block are shown in FIG. 3.
Исходный раствор для очистки от механических взвесей и нефтепродуктов поступает в предварительно собранный сорбционный блок с предварительно установленными в нем всеми колоннами предочистки и сорбционной доочистки. Входящие и выходящие растворы распределяются следующим образом. Все входящие растворы через подводящий патрубок защитного контейнера и уплотнительный узел 8 поступают в подводящий патрубок обечайки и затем попадают на верхнее распределительное устройство обечайки 4. С помощью этого устройства растворы равномерно распределяются по всей ширине колонки и фильтруются сверху вниз через слой сорбента, расположенного в сорбционной обечайке 3. Очищенный раствор (фильтрат) собирается с помощью нижнего распределительного устройства 4 и через центральную трубу 5 подается в обратном порядке сначала через отводящий патрубок обечайки 7, затем через уплотнительный узел 8 в отводящий патрубок защитного контейнера 6. Проходя таким образом последовательно на стадии предочистки ЖРО через две колонны, загруженные кварцевым песком и сорбентом типа "Поролас-ТМ" для поглощения нефтепродуктов, а затем через две колонны, загруженные ферроцианидным и цеолитным сорбентами, они практически полностью (на 99%) очищаются от механических примесей, нефтепродуктов и радионуклидов цезия и стронция. Очищенные таким образом растворы поступают в промежуточную емкость, и оттуда насосами их подают на блок обессоливания и концентрирования. Полученные на этих блоках фильтраты направляют на колонны сорбционной доочистки, также установленные в этом же сорбционном блоке. Для получения полностью очищенной от всех вредных химических примесей и радионуклидов воды растворы дополнительно могут быть направлены на финишную очистку. Эту очистку проводят с помощью колонн с активированным углем и микрофильтрационными элементами. Эти две колонны также устанавливают в сорбционном блоке. После такой доочистки растворы не содержат вредных химических примесей и радионуклидов, и их направляют на слив в хозяйственную канализацию. The initial solution for cleaning from mechanical suspensions and oil products enters the pre-assembled sorption unit with all pre-treatment and sorption after-treatment columns pre-installed in it. Inlet and outlet solutions are distributed as follows. All incoming solutions through the inlet pipe of the protective container and the sealing
В случае необходимости данный сорбционный блок может функционировать в режиме фильтрации снизу вверх. В этом случае после прохождения через подводящий патрубок обечайки 7 растворы через центральную трубу поступают на нижнее распределительное устройство 4 и затем снизу вверх фильтруются через слой сорбента. Затем через разъемный уплотнительный узел 8 растворы поступают в отводящий патрубок защитного контейнера и затем на следующие стадии очистки. If necessary, this sorption unit can operate in a filtering mode from the bottom up. In this case, after passing through the inlet pipe of the
Через сорбционный блок пропускают растворы со скоростью 10-20 К.О./ч (объемов раствора, равных объему сорбента). Solutions are passed through the sorption block at a rate of 10-20 K.O./h (solution volumes equal to the volume of the sorbent).
После выработки ресурса сорбента производят его замену вместе с сорбционной обечайкой с помощью устройства, входящего в состав блока утилизации 6 (фиг. 1) в следующей последовательности. Прекращают подачу исходного раствора, затем проводят осушение сорбента непосредственно в сорбционной обечайке путем ее подключения к вакуум-насосу или продувки горячим азотом. Затем с помощью ручного приспособления снимают верхнюю защитную крышку с контейнера, с помощью специального механического приспособления, снабженного механизмом дистанционного захвата с фиксатором, втягивают обечайку вместе с активным сорбентом внутрь защитного транспортируемого контейнера и транспортируют на захоронение в специальный железобетонный защитный контейнер 7 (фиг. 1). After the exhaustion of the resource of the sorbent, it is replaced together with the sorption shell using the device included in the disposal unit 6 (Fig. 1) in the following sequence. The feed solution is stopped, then the sorbent is drained directly in the sorption shell by connecting it to a vacuum pump or purging it with hot nitrogen. Then, using a manual device, the upper protective cover is removed from the container, using a special mechanical device equipped with a remote locking mechanism with a lock, the shell along with the active sorbent is pulled into the transportable protective container and transported for burial in a special reinforced concrete protective container 7 (Fig. 1) .
На освободившееся место с помощью разъемного уплотнительного узла ставят новую сорбционную обечайку со свежим сорбентом. Таким образом, после установки сорбционная обечайка находится внутри защитного контейнера в подвешенном состоянии на двух уплотнительных узлах, являющихся одновременно и точками опоры. За счет этого и под действием собственного веса происходит надежное уплотнение всей системы, препятствующее протеканию радиоактивного раствора. With the help of a detachable sealing assembly, a new sorption shell with a fresh sorbent is put on the vacated space. Thus, after installation, the sorption shell is suspended inside the protective container on two sealing units, which are also the fulcrum. Due to this, and under the influence of its own weight, a reliable compaction of the entire system occurs, which prevents the flow of the radioactive solution.
Такое устройство сорбционного узла позволяет обеспечить требуемые нормами радиационной безопасности (СПОРО-85) условия работы обслуживающего персонала во время очистки ЖРО и при замене отработанного сорбента, исключив радиационноопасные операции по его перегрузке и обеспечив возможность его компактного и безопасного захоронения. Such a device of the sorption unit makes it possible to provide the operating conditions required by the radiation safety standards (SPORO-85) for the personnel during LRW cleaning and when replacing the spent sorbent, eliminating radiation hazardous operations for its overload and ensuring the possibility of its compact and safe disposal.
Пример 1. Проводят комплексную очистку жидких радиоактивных отходов следующего состава: общее солесодержание 2 г/л; взвеси 100 мг/л; нефтепродукты 10 мг/л; жесткость 35 мг/л; Cl 0,8 г/л; ПАВ-6 мг/л; трилон "В" 14 мг/л; pH 8,5; Sr 2,1 х 10-6 Кu/л; Cs (134+137)1 х 10-5 Кu/л, остальные радионуклиды 2,5 х 10-6 Кu/л.Example 1. Conduct a comprehensive cleaning of liquid radioactive waste of the following composition: total salinity of 2 g / l; suspend 100 mg / l; petroleum products 10 mg / l; hardness 35 mg / l; Cl 0.8 g / l; Surfactant-6 mg / l; Trilon "B" 14 mg / l; pH 8.5; Sr 2.1 x 10 -6 Ku / l; Cs (134 + 137) 1 x 10 -5 Ku / l, the remaining radionuclides 2.5 x 10 -6 Ku / l.
Очистку ведут в следующей последовательности. Cleaning is carried out in the following sequence.
На первой стадии исходный раствор направляют на стадии предочистки (для удаления механических примесей и нефтепродуктов). Эти операции проводят путем его пропускания через фильтр механической очистки, загруженный кварцевым песком или модифицированным клиноптилолитным сорбентом марки "СЕЛЕКС-КМ", и сорбционный фильтр, загруженный сорбентом для удаления нефтепродуктов- "ПОРОЛАС-ТМ". Эти фильтры помещены в сорбционный блок, аналогичный изображенному на фиг. 2. Данный блок представляет собой прямоугольный железобетонный контейнер, во внутренней части которого находятся восемь цилиндрических отверстий для установки сорбционных обечаек. Сверху блок имеет восемь съемных крышек для обеспечения радиационной безопасности. На одной из внешних панелей блока выведены в общий регулирующий узел все подводящие и отводящие патрубки, снабженные регулирующими устройствами. В верхних частях цилиндрических отверстий блока выведены подводящие и отводящие патрубки, снабженные прокладками. После этих стадий ЖРО со скоростью 10 К.О./ч (объемов раствора, равных объему сорбентов) пропускают через композиционный ферроцианидный сорбент на основе ферроцианида переходного металла (КФС) марки НЖА, который загружен в обечайку, также помещенную в сорбционный блок. Очищенный от основного количества механических примесей, нефтепродуктов и радионуклидов цезия и кобальта раствор направляют на электродиализное обессоливание на электродиализаторе с проточными дилюатными и рассольными камерами. In the first stage, the initial solution is sent to the pre-treatment stage (to remove mechanical impurities and oil products). These operations are carried out by passing it through a mechanical cleaning filter loaded with quartz sand or a modified clinoptilolite sorbent of the SELEKS-KM brand and a sorption filter loaded with a sorbent for removing petroleum products - POROLAS-TM. These filters are placed in a sorption unit similar to that shown in FIG. 2. This block is a rectangular reinforced concrete container, in the inner part of which there are eight cylindrical holes for installing sorption shells. On top of the unit has eight removable covers to ensure radiation safety. On one of the external panels of the unit, all inlet and outlet pipes equipped with control devices are displayed in a common control unit. In the upper parts of the cylindrical openings of the unit, inlet and outlet pipes are provided with gaskets. After these stages, LRW at a rate of 10 K.O./h (solution volumes equal to the volume of sorbents) is passed through a composite ferrocyanide sorbent based on transition metal ferrocyanide (CFS) of the NZhA brand, which is loaded into the shell also placed in the sorption block. Purified from the main amount of mechanical impurities, oil products and radionuclides of cesium and cobalt, the solution is sent to electrodialysis desalination on an electrodialyzer with flowing diluted and brine chambers.
В процессе работы в электродиализаторе ионы солей, в том числе и радиоактивных, переносятся из дилюатных камер в рассольные, в результате чего обеспечивается необходимая степень очистки дилюата от солей. Электродиализатор работает в следующем электрическом режиме: напряжение 200 В; ток 3 А. In the process of working in the electrodialyzer, salt ions, including radioactive ions, are transferred from diluent chambers to brine, as a result of which the necessary degree of purification of the diluent from salts is ensured. The electrodialyzer operates in the following electrical mode: voltage 200 V; current 3 A.
Обессоленный до солесодержания 0,15 г/л фильтрат из дилюатных камер электродиализатора обессоливания опять подают на сорбционный блок для доочистки путем их пропускания через обечайки, заполненные синтетическим цеолитом типа "А" марки ЦМП и модифицированным цеолитом моноклинной структуры марки "СЕЛЕКС-КМ". Обечайки с сорбентами в защитном контейнере расположены таким образом, что в его наружной части находятся обечайки с сорбентами для доочистки фильтрата, которые служат радиационной защитой для более "активных" со стадий предочистки, расположенных в его внутренней части. Затем растворы направляют на финишное кондиционирование и доочистку, которые проводят путем их пропускания через фильтры с активным углем и микрофильтрационными элементами с размером пор 5-10 мкм. Эти операции необходимы для получения растворов, удовлетворяющих сбросным нормам по всем токсичным химическим примесям. Таким образом, в сорбционном блоке, состоящем из 8 сорбционных обечаек: четырех на стадиях предочистки и четырех на стадии доочистки, происходит очистка от радионуклидов и вредных химических примесей. В очищенном растворе содержание b-активных радионуклидов составляет < 10-10 Ku/л, что соответствует сбросным нормам по НРБ-96.Desalted to a salinity of 0.15 g / l, the filtrate from the dilution chambers of the desalination electrodialyzer is again fed to the sorption block for purification by passing through shells filled with synthetic zeolite type A of the TsMP brand and modified zeolite of the monoclinic structure of the brand SELEX-KM. The shells with sorbents in the protective container are arranged in such a way that in their outer part there are shells with sorbents for the post-treatment of the filtrate, which serve as radiation protection for the more “active” from the pre-treatment stages located in its inner part. Then the solutions are sent to final conditioning and post-treatment, which is carried out by passing them through active carbon filters and microfiltration elements with a pore size of 5-10 microns. These operations are necessary to obtain solutions that satisfy the waste standards for all toxic chemical impurities. Thus, in the sorption block, which consists of 8 sorption shells: four at the pre-treatment stages and four at the post-treatment stage, radionuclides and harmful chemical impurities are purified. The content of b-active radionuclides in the purified solution is <10 -10 Ku / l, which corresponds to the discharge standards according to NRB-96.
Раствор из рассольных камер с концентрацией 20 г/л направляют на стадию конечного концентрирования, которую проводят в выпарном концентраторе с получением солей. Гомогенную смесь сухих солей затаривают в первичную водонепроницаемую упаковку (металлическую или пластмассовую бочку), а затем затаривают в контейнер для долговременного хранения ТРО, в качестве которого используют железобетонный выполненный в виде куба с размером L х В х Н 1,52 х 1,52 х 1,4 м и вместимостью 900 куб.дм. The solution from brine chambers with a concentration of 20 g / l is sent to the final concentration stage, which is carried out in an evaporator concentrator to obtain salts. A homogeneous mixture of dry salts is packaged in a primary waterproof package (metal or plastic barrel), and then packaged in a container for long-term storage of SRW, which is used as a reinforced concrete made in the form of a cube with a size of L x B x H 1.52 x 1.52 x 1.4 m and a capacity of 900 cubic dm.
Отработанные сорбенты с блоков сорбционной предочистки и доочистки после достижения ими удельной активности 10-(2-4) Кu/кг также подвергают захоронению в таком же железобетонном контейнере, но имеющем более толстые защитные стенки и внутренний объем 300 куб.дм. Захоронение ведут без выгрузки сорбентов после их осушки путем замены самой сорбционной обечайки с помощью вышеописанных специальных приспособлений.The spent sorbents from the sorption pre-treatment and post-treatment units after they reach a specific activity of 10 - (2-4) Ku / kg are also subjected to disposal in the same reinforced concrete container, but with thicker protective walls and an internal volume of 300 cubic dm. Burial is carried out without unloading the sorbents after they are dried by replacing the sorption shell itself using the above-described special devices.
Затем на освободившееся место ставят новую сорбционную обечайку со свежим сорбентом. После установки сорбционная обечайка находится внутри защитного контейнера в подвешенном состоянии на двух уплотнительных узлах, являющихся одновременно и точками опоры. Then, a new sorption shell with a fresh sorbent is put on the vacated space. After installation, the sorption shell is suspended inside the protective container on two sealing units, which are also the fulcrum.
Таким образом, все радионуклиды, содержащиеся в исходном растворе, попадают в конечном итоге только в твердую неорганическую фазу,неорганические сорбенты или сухие соли. Thus, all radionuclides contained in the initial solution end up only in the solid inorganic phase, inorganic sorbents or dry salts.
Пример 2. Проводят очистку растворов типа III, имеющих солесодержание 12 г/л; жесткость 30 мг-экв/л; нефтепродуктов (НП) 200 мг/л; взвешенных веществ 100 мг/л; содержание остальных примесей и радионуклидов на уровне примера 1. Очистку ведут на установке, содержащей сорбционный блок в количестве 5 колонн, в следующей последовательности. Example 2. Purify solutions of type III having a salinity of 12 g / l; hardness 30 mEq / l; petroleum products (NP) 200 mg / l; suspended solids 100 mg / l; the content of the remaining impurities and radionuclides at the level of example 1. Cleaning is carried out on the installation containing the sorption block in the amount of 5 columns, in the following sequence.
Сначала ЖРО пропускают через фильтр с "плавующей" поролоновой загрузкой, затем фильтруют через патронные фильтроэлементы с тонкостью фильтрации 20 мкм. При этом происходит очистка от НП на 95% от взвешенных веществ на 95% Фильтрацию ведут при рабочем давлении 0,2-0,3 МПа. Далее ЖРО фильтруют под давлением 0,04 МПа через колонну с микропористым полимерным сорбентом марки "Поролас-ТМ". Все фильтры помещены в сорбционный блок, аналогичный изображенному на фиг. 2, где происходит полная очистка от взвешенных веществ, НП и ПАВ. На данных стадиях достигается очистка от радионуклидов с коэффициентом 3-4. Затем ЖРО подают на обратноосмотический блок обессоливания, 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. First, LRW is passed through a filter with a "floating" foam filling, then it is filtered through cartridge filter elements with a filter fineness of 20 μm. In this case, NP is cleaned by 95% of suspended solids by 95%. Filtration is carried out at a working pressure of 0.2-0.3 MPa. Next, LRW is filtered under a pressure of 0.04 MPa through a column with a microporous polymer sorbent brand Porolas-TM. All filters are placed in a sorption unit similar to that shown in FIG. 2, where there is a complete cleaning of suspended solids, NP and surfactants. At these stages, purification from radionuclides with a coefficient of 3-4 is achieved. Then LRW is fed to the reverse osmosis desalination unit, equipped with two roll reverse osmosis elements SWHR 30-8040 and
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%
Концентраты со стадии обратного осмоса с солесодержанием 80 г/л собирают в специальную емкость, из которой направляют на сорбционную очистку от радионуклидов цезия. Для этого их пропускают через колонну с КФС марки МЖА, также помещенную в сорбционный блок. После этой стадии концентраты, не содержащие радионуклидов цезия, направляют на дистилляционное концентрирование с получением кристаллогидратов солей и конденсата. Концентрирование ведут в выпарном аппарате прямоточного типа с теплообменниками типа труба в трубе, снабженном конденсатором для конденсации вторичного пара. Кристаллогидраты солей, выходящие из аппарата-концентратора, имеют удельную активность 2 х 10-4 Кu/л, а конденсат вторичного парo- солесодержание < 2 мг/л и удельную активность < 10-9 Кu/л. После сушки сухие соли утилизируют по примеру 1. Конденсат после выпарки объединяют с обессоленными до солесодержания < 10 мг/л растворами после обратного осмоса (пермеатами) и подвергают доочистке путем их пропускания через цеолит моноклинной структуры- модифицированный клиноптилолит марки "Селекс-КМ" и активный уголь марки СКТ. Эти сорбенты загружены в сорбционные обечайки также помещенные в сорбционный блок. После доочистки растворы содержат < 10-10 Кu/л b-активных радионуклидов и могут быть сброшены в открытые водоемы.The retention capacity of the used FT-30 Filmtec membranes of the 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 %
Concentrates from the reverse osmosis stage with a salinity of 80 g / l are collected in a special container from which they are sent for sorption purification from cesium radionuclides. To do this, they are passed through a column with CFS MZHA brand, also placed in a sorption block. After this stage, concentrates not containing cesium radionuclides are sent to distillation concentration to obtain crystalline hydrates of salts and condensate. Concentration is carried out in a once-through type evaporator with pipe-type heat exchangers in a pipe equipped with a condenser for condensation of the secondary steam. Salt crystalline hydrates exiting the concentrator have a specific activity of 2 x 10 -4 Ku / l, and a secondary steam condensate has a salt-content of <2 mg / l and a specific activity of <10 -9 Ku / l. After drying, the dry salts are disposed of as in Example 1. The condensate after evaporation is combined with desalted solutions <10 mg / L after reverse osmosis (permeates) and subjected to post-treatment by passing them through a monoclinic zeolite — modified Selex-KM clinoptilolite and active SKT brand coal. These sorbents are loaded into sorption shells also placed in the sorption block. After purification, the solutions contain <10 -10 Ku / l of b-active radionuclides and can be discharged into open water bodies.
Утилизацию сорбентов ведут также, как это описано в примере 1. Utilization of sorbents is also carried out as described in example 1.
Пример 3. Проводят очистку ЖРО по примеру 1, за исключением того, что для переработки используют смесь растворов I и II, содержащих 50 мг/л ионов аммония и рН-10. Остальные компоненты раствора соответствуют приведенным в примере 1. На стадии доочистки фильтраты с солесодержанием 0,1 г/л последовательно пропускают сначала через модифицированный клиноптилолит марки "Селекс-КМ", а затем через синтетический цеолит шабазитовой структуры марки JE-95. Захоронение отходов (солей и отработанных сорбентов) осуществляют по примеру 1. Example 3. Purify LRW according to example 1, except that for processing using a mixture of solutions I and II containing 50 mg / l of ammonium ions and pH-10. The remaining components of the solution correspond to those in Example 1. At the post-treatment stage, the filtrates with a salinity of 0.1 g / l are sequentially passed first through a modified clinoptilolite of the Selex-KM brand and then through a synthetic zeolite of chabazite structure of the JE-95 brand. The disposal of waste (salts and spent sorbents) is carried out according to example 1.
Пример 4. Проводят переработку ЖРО, представляющих собой смесь растворов I и II состава, приведенного в примере 3, дистилляционным способом. Перед упаркой растворы подвергают механической фильтрации и очистки от следов нефтепродуктов и ПАВ, для чего используют фазовый сепаратор и две колонны сорбционной предочистки. Example 4. Spent processing of LRW, which is a mixture of solutions of I and II of the composition shown in example 3, by distillation. Before evaporation, the solutions are subjected to mechanical filtration and purification from traces of oil products and surfactants, for which a phase separator and two sorption pre-treatment columns are used.
Выпарку ЖРО проводят греющим паром с Р 0,4 МПа в выпарном аппарате с естественной циркуляцией упариваемого раствора и вынесенной греющей камерой с поверхностью теплообмена 80 м при атмосферном давлении. Получаемый после упарки кубовый остаток имеет солесодержание около 200 г/дм3 и удельную активность 1,5 х 10 Кu/k. Его направляют сначала на сорбционную очистку для удаления радионуклидов цезия с помощью сорбента НЖА, который находится в сорбционном блоке. Затем очищенный раствор направляют на кристаллизацию с получением солей, которые ведут аналогично описанному в примере 2.Evaporation of LRW is carried out with heating steam with P 0.4 MPa in an evaporator with natural circulation of the evaporated solution and a remote heating chamber with a heat exchange surface of 80 m at atmospheric pressure. The still residue obtained after evaporation has a salinity of about 200 g / dm 3 and a specific activity of 1.5 x 10 Ku / k. First, it is sent for sorption purification to remove cesium radionuclides using an NLA sorbent, which is located in the sorption block. Then the purified solution is directed to crystallization to obtain salts, which are similar to those described in example 2.
Конденсат вторичного пара имеет удельную активность < 10-9 Кu/л и его направляют на доочистку. Доочистку проводят путем пропускания конденсата через цеолиты ЦМП и "СЕЛЕКС-КМ" или через органические сорбенты марок КУ-2-8 ЧС и АВ-17-ЯК. Данные сорбенты загружают в колонны в виде смеси при объемном соотношении 1:1. После доочистки сбросные растворы имеют активность < 10-10 Кu/л. Захоронение отходов (солей и отработанных сорбентов) осуществляют по примеру 1.The condensate of the secondary vapor has a specific activity of <10 -9 Ku / l and it is sent for further purification. Post-treatment is carried out by passing condensate through zeolites TsMP and "SELEX-KM" or through organic sorbents of the grades KU-2-8 ChS and AV-17-YAK. These sorbents are loaded into the columns as a mixture at a volume ratio of 1: 1. After tertiary treatment, the effluent solutions have an activity of <10 -10 Ku / l. The disposal of waste (salts and spent sorbents) is carried out according to example 1.
В этом примере используют сорбционный блок, изображенный на фиг. 2, включающий четыре колонны с сорбентами (две на стадии предочистки и две на стадии доочистки). In this example, the sorption block shown in FIG. 2, including four columns with sorbents (two at the pre-treatment stage and two at the post-treatment stage).
Во всех вышеприведенных примерах достигается степень концентрирования радионуклидов в ТРО 210-250, что примерно в три раза превышает аналогичные показатели способа-прототипа. Это достигается за счет более значительного концентрирования радионуклидов цезия и кобальта, имеющих наиболее жесткий спектр g-излучения, на сорбентах, чем при обычном концентрировании выпарным методом с получением солей и специальному методу захоронения отработанных сорбентов непосредственно в колонне. Более 90% всей радиоактивности по описываемому способу концентрируются в твердой фазе селективных неорганических сорбентов, которые после осушения сами представляют твердую неорганическую матрицу, пригодную для захоронения ТРО. In all the above examples, the degree of concentration of radionuclides in SRW 210-250 is achieved, which is approximately three times higher than the similar parameters of the prototype method. This is achieved due to a more significant concentration of cesium and cobalt radionuclides, which have the most stringent g-radiation spectrum, on sorbents than in the usual concentration by evaporation method to obtain salts and a special method of disposal of spent sorbents directly in the column. More than 90% of all radioactivity according to the described method is concentrated in the solid phase of selective inorganic sorbents, which after drying themselves represent a solid inorganic matrix suitable for the disposal of SRW.
Благодаря этому в описываемом способе с помощью описываемого устройства также значительно снижается общее количество захораниваемых ТРО. Все эти факторы в совокупности приводят к сокращению цикла переработки и повышению экологической надежности всего процесса переработки ЖРО. Due to this, in the described method using the described device also significantly reduces the total number of SRW buried. All these factors together lead to a reduction in the processing cycle and an increase in the environmental reliability of the entire LRW processing process.
Claims (17)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU97104384A RU2101235C1 (en) | 1997-03-27 | 1997-03-27 | Method and installation for system reprocessing of liquid radioactive wastes |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU97104384A RU2101235C1 (en) | 1997-03-27 | 1997-03-27 | Method and installation for system reprocessing of liquid radioactive wastes |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2101235C1 true RU2101235C1 (en) | 1998-01-10 |
| RU97104384A RU97104384A (en) | 1998-09-20 |
Family
ID=20191012
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU97104384A RU2101235C1 (en) | 1997-03-27 | 1997-03-27 | Method and installation for system reprocessing of liquid radioactive wastes |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2101235C1 (en) |
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2566350C1 (en) * | 2014-09-15 | 2015-10-27 | Общество с ограниченной ответственностью "Научно-Производственное предприятие "Эксорб" | Method of erection of structure from building blocks and/or building boards and method of manufacture of building block or board |
| WO2016043618A1 (en) * | 2014-09-15 | 2016-03-24 | Общество с ограниченной ответственностью "Научно-Производственное предприятие "Эксорб" | Method for erecting a structure from building blocks and/or slabs |
| RU168418U1 (en) * | 2016-08-08 | 2017-02-02 | Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственное предприятие "Эксорб" | Device for cleaning solutions from radionuclides |
| RU2681626C1 (en) * | 2017-12-28 | 2019-03-11 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Дальневосточный федеральный университет" (ДВФУ) | Liquid radioactive wastes processing device |
| CN109754888A (en) * | 2019-01-16 | 2019-05-14 | 中国辐射防护研究院 | A method of radioactivity waste oil is handled using spent sorbents in nuclear power station |
| CN114804279A (en) * | 2022-05-24 | 2022-07-29 | 华中科技大学 | Device for removing heavy metal in wastewater |
| RU2809345C1 (en) * | 2023-04-24 | 2023-12-11 | Акционерное общество "Научно-исследовательский и конструкторский институт монтажной технологии - Атомстрой" (АО "НИКИМТ-Атомстрой") | Method for processing liquid radioactive waste |
-
1997
- 1997-03-27 RU RU97104384A patent/RU2101235C1/en not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| 1. Нормы радиационной безопасности НРБ - 96. - М.: Энергоиздат, 1996, с.17 - 35. 2. Егоров Е.В., Макарова С.В. - Ионный обмен в радиохимии. - М.: Атомиздат, 1971, с.18 - 139. 3. Кузнецов Ю.В. Щебетковский В.Н., Трусов А.Г. Основы очистки воды от радиоактивных загрязнений. - М.: Атомиздат, 1974, с.17 - 126. 4. Никифоров А.С., Куличенкео В.В., Жихарев М.И. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. М.: Атомиздат, 1985, с.15 - 260. * |
Cited By (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2566350C1 (en) * | 2014-09-15 | 2015-10-27 | Общество с ограниченной ответственностью "Научно-Производственное предприятие "Эксорб" | Method of erection of structure from building blocks and/or building boards and method of manufacture of building block or board |
| WO2016043618A1 (en) * | 2014-09-15 | 2016-03-24 | Общество с ограниченной ответственностью "Научно-Производственное предприятие "Эксорб" | Method for erecting a structure from building blocks and/or slabs |
| CN107077897A (en) * | 2014-09-15 | 2017-08-18 | 埃特索尔博有限公司 | Use building building block and/or the method for sheet material construction structure |
| EA031648B1 (en) * | 2014-09-15 | 2019-02-28 | Общество с ограниченной ответственностью "Научно-Производственное предприятие "Эксорб" | Method for erecting a structure from building blocks and/or slabs |
| RU168418U1 (en) * | 2016-08-08 | 2017-02-02 | Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственное предприятие "Эксорб" | Device for cleaning solutions from radionuclides |
| RU2681626C1 (en) * | 2017-12-28 | 2019-03-11 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Дальневосточный федеральный университет" (ДВФУ) | Liquid radioactive wastes processing device |
| CN109754888A (en) * | 2019-01-16 | 2019-05-14 | 中国辐射防护研究院 | A method of radioactivity waste oil is handled using spent sorbents in nuclear power station |
| CN114804279A (en) * | 2022-05-24 | 2022-07-29 | 华中科技大学 | Device for removing heavy metal in wastewater |
| RU2809345C1 (en) * | 2023-04-24 | 2023-12-11 | Акционерное общество "Научно-исследовательский и конструкторский институт монтажной технологии - Атомстрой" (АО "НИКИМТ-Атомстрой") | Method for processing liquid radioactive waste |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Zakrzewska-Trznadel et al. | Membrane processes in nuclear technology-application for liquid radioactive waste treatment | |
| US5366634A (en) | Waste treatment process for removal of contaminants from aqueous, mixed-waste solutions using sequential chemical treatment and crossflow microfiltration, followed by dewatering | |
| KR102058277B1 (en) | Liquid radioactive waste treatment and recovery method thereof | |
| US4770783A (en) | Method of processing waste from a nuclear power plant, said waste comprising ion-exchange resin containing radioactive metals | |
| US5585531A (en) | Method for processing liquid radioactive waste | |
| RU2467419C1 (en) | Method of cleaning still residues of liquid radioactive wastes from radioactive cobalt and caesium | |
| CN110349689B (en) | Radioactive waste liquid treatment device for nuclear power station | |
| RU2101235C1 (en) | Method and installation for system reprocessing of liquid radioactive wastes | |
| US5055237A (en) | Method of compacting low-level radioactive waste utilizing freezing and electrodialyzing concentration processes | |
| KR100675769B1 (en) | Process of Radioactive Liquid Waste | |
| RU2686074C1 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes | |
| JP2013202513A (en) | Device for condensing water including radioactive material using zeolite membrane | |
| RU2118945C1 (en) | Integrated processing of liquid radioactive wastes | |
| RU2101072C1 (en) | Sorption unit for cleaning liquid radioactive wastes | |
| Epimakhov et al. | Reverse-osmosis filtration based water treatment and special water purification for nuclear power systems | |
| RU2112289C1 (en) | Method for recovery of liquid radioactive wastes | |
| RU97104384A (en) | METHOD FOR COMPLEX PROCESSING OF LIQUID RADIOACTIVE WASTE AND INSTALLATION FOR ITS IMPLEMENTATION | |
| RU2172032C1 (en) | Method for cleaning low-activity liquid radioactive wastes from radionuclides | |
| RU60256U1 (en) | LIQUID RADIOACTIVE WASTE PROCESSING PLANT | |
| RU147659U1 (en) | INSTALLATION OF LIQUID RADIOACTIVE WASTE CLEANING | |
| CN217627980U (en) | Radioactive high-salt wastewater treatment equipment | |
| RU2391727C1 (en) | Procedure for neutralisation of low mineralised low-activity waste under field conditions | |
| RU2724925C1 (en) | Method of purifying liquid radioactive wastes, contaminated with oil products, corrosion products and slurries | |
| RU2817393C9 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes | |
| Shatalov et al. | Tests of membrane-sorption decontamination of the reservoir cascade of the Techa River |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20080328 |
|
| NF4A | Reinstatement of patent |
Effective date: 20110127 |
|
| QB4A | License on use of patent |
Free format text: LICENCE Effective date: 20110127 |
|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20140328 |