RU2118856C1 - method and apparatus for removing strontium and cesium radionuclides from solutions - Google Patents
method and apparatus for removing strontium and cesium radionuclides from solutions Download PDFInfo
- Publication number
- RU2118856C1 RU2118856C1 RU97107273/25A RU97107273A RU2118856C1 RU 2118856 C1 RU2118856 C1 RU 2118856C1 RU 97107273/25 A RU97107273/25 A RU 97107273/25A RU 97107273 A RU97107273 A RU 97107273A RU 2118856 C1 RU2118856 C1 RU 2118856C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- cesium
- strontium
- radionuclides
- solution
- sorbent
- Prior art date
Links
Images
Abstract
Description
Изобретение относится к сорбционным способам и устройствам для очистки растворов, преимущественно низкоактивных жидких радиоактивных отходов (ЖРО), от долгоживущих изотопов стронция и цезия, и может быть использовано для очистки как засоленных, так и малозасоленных растворов. The invention relates to sorption methods and devices for cleaning solutions, mainly low-level liquid radioactive waste (LRW), from long-lived isotopes of strontium and cesium, and can be used to clean both saline and low-saline solutions.
Образующиеся в результате эксплуатации и ремонта ядерных энергетических установок жидкие радиоактивные отходы подразделяются на контурные ЖРО, дезактивационные ЖРО и ЖРО бассейнов выдержки отработанного ядерного топлива. По химическому составу контурные ЖРО и ЖРО бассейнов выдержки отработанного ядерного топлива относят к малозасоленным (солесодержание до 20 мг/л раствора), а дезактивационные ЖРО - к засоленным раствором (солесодержание выше 20 мг/л). Liquid radioactive waste resulting from the operation and repair of nuclear power plants is subdivided into contour LRW, decontamination LRW and LRW of spent nuclear fuel storage pools. According to the chemical composition, the contour LRW and LRW of spent nuclear fuel holding pools are classified as low saline (salinity up to 20 mg / L solution), and decontamination LRW - saline solution (salinity above 20 mg / L).
Высокая радиоактивность изотопов стронция и цезия, в большинстве случаев вносящих определяющий вклад в суммарную удельную активность ЖРО и загрязненных природных вод, требует эффективных методов их очистки от указанных радионуклидов. The high radioactivity of strontium and cesium isotopes, which in most cases make a decisive contribution to the total specific activity of LRW and polluted natural waters, requires effective methods for their purification from these radionuclides.
Для дезактивации загрязненных растворов широко применяются методы сорбции и ионного обмена. Ассортимент используемых для этих целей синтетических и природных неорганических сорбентов и ионообменных смол довольно широк. Например, к ним относят выпускаемые в промышленном или опытно-промышленном масштабе модифицированные алюмосиликатные природные сорбенты (клиноптилолит, шабазит и т.д.); синтетические цеолиты типа A, X; оксигидратные сорбенты на основе оксидов марганца, титана, циркония; соли поливалентных и многоосновных кислот - фосфаты титана и циркония (ФТ и ФЦ); силикагельферроцианидные сорбенты на основе ферроцианидов никеля, меди и цинка (ФС-1, ФС-2, ФС-3, соответственно); углеродные сорбенты БАУ, СК-1; ионообменные смолы КУ-2х8, КУ-1, АНКБ-2, сурьмяно-кремниевые катиониты (СКК-3) и другие (Милютин В.В., Гелис В.М., Пензин Р.А. Сорбционно-селективные характеристики неорганических сорбентов и ионообменных смол по отношению к цезию и стронцию. - Радиохимия, N 3, 1993, с. 76-81). To decontaminate contaminated solutions, sorption and ion exchange methods are widely used. The range of synthetic and natural inorganic sorbents and ion-exchange resins used for these purposes is quite wide. For example, these include modified aluminosilicate natural sorbents produced on an industrial or pilot scale (clinoptilolite, chabazite, etc.); synthetic zeolites of type A, X; oxyhydrate sorbents based on oxides of manganese, titanium, zirconium; salts of polyvalent and polybasic acids - titanium and zirconium phosphates (FT and FC); silica gel ferrocyanide sorbents based on nickel, copper and zinc ferrocyanides (FS-1, FS-2, FS-3, respectively); carbon sorbents BAU, SK-1; ion exchange resins KU-2x8, KU-1, ANKB-2, antimony-silicon cation exchangers (SKK-3) and others (Milyutin V.V., Gelis V.M., Penzin R.A. Sorption-selective characteristics of inorganic sorbents and ion-exchange resins with respect to cesium and strontium. - Radiochemistry, N 3, 1993, S. 76-81).
Коэффициенты распределения радионуклидов между жидкой и твердой фазой для селективных сорбентов на много порядков выше, чем для ионообменных смол, в связи с чем использование селективных сорбентов для извлечения радиоактивных изотопов стронция и цезия является перспективным. The distribution coefficients of radionuclides between the liquid and solid phases for selective sorbents are many orders of magnitude higher than for ion-exchange resins, and therefore the use of selective sorbents for the extraction of radioactive isotopes of strontium and cesium is promising.
В настоящее время известны эффективные сорбенты, селективно извлекающие из радиоактивных растворов одновременно стронций и цезий, в частности сорбент на основе клиноптилолита с нанесенным на него слоем гидроксида титана (Воронков А. В. , Бетенеков Н.Д., Пранчук С.В. Сорбция цезия и стронция из слабоактивных пресных вод. - Радиохимия, т. 37, вып. 2, 1995, с. 182-186). At present, effective sorbents are known that selectively extract strontium and cesium from radioactive solutions, in particular, sorbent based on clinoptilolite with a layer of titanium hydroxide deposited on it (Voronkov A.V., Betenekov N.D., Pranchuk S.V. Cesium sorption and strontium from weakly active fresh waters .-- Radiochemistry, vol. 37, issue 2, 1995, pp. 182-186).
Путем направленного модифицирования природных сорбентов получены сорбенты, позволяющие селективно извлекать только радионуклиды цезия-137 или стронция-90 (Лунева Н. К. , Ратько А.И., Петушок И.А. - Радиохимия, т. 36, вып. 4, 1994, с. 337-339). By targeted modification of natural sorbents, sorbents were obtained that selectively extract only radionuclides of cesium-137 or strontium-90 (Luneva N.K., Ratko A.I., Petushok I.A. - Radiochemistry, vol. 36, issue 4, 1994 , p. 337-339).
Известен способ обработки жидкостей, содержащих радиоактивные изотопы марганца, хрома, кобальта, железа, стронция и/или цезия (а.з. Япония, N 63-349999, опубл. 13.07.88 г.). Радиоактивные ионы удаляются из жидкости с исходной суммарной активностью 10-2 Ки/л пропусканием жидкости сначала через активированный уголь, а затем приведением ее в контакт с хелатообразующей ионообменной смолой, в результате чего из жидкости удаляются радиоактивные изотопы.A known method of processing liquids containing radioactive isotopes of manganese, chromium, cobalt, iron, strontium and / or cesium (AS Japan, N 63-349999, publ. 13.07.88,). Radioactive ions are removed from the liquid with an initial total activity of 10 -2 Ci / l by first passing the liquid through activated carbon, and then bringing it into contact with a chelating ion-exchange resin, as a result of which radioactive isotopes are removed from the liquid.
Однако данный способ не позволяет достичь высоких коэффициентов очистки жидкостей от радионуклидов при высоких скоростях ее протекания и тем самым делает невозможным очистку жидкостей с большой удельной активностью в одну стадию. However, this method does not allow to achieve high coefficients of purification of liquids from radionuclides at high rates of its flow, and thereby makes it impossible to purify liquids with high specific activity in one stage.
Кроме того, в процессе очистки фильтр, содержащий хелатообразующую ионообменную смолу, суммарно извлекающую перечисленные радиоактивные изотопы, приобретает высокую активность и имеет высокую мощность дозы излучения на своей поверхности, что затрудняет технологические операции и требует обеспечения радиационной безопасности для обслуживающего персонала и окружающей среды. In addition, during the cleaning process, a filter containing a chelating ion-exchange resin that collectively extracts the listed radioactive isotopes acquires high activity and has a high radiation dose rate on its surface, which complicates technological operations and requires radiation safety for maintenance personnel and the environment.
В качестве прототипа выбран способ очистки низкоактивных химически жестких водных растворов от радионуклидов стронция и/или цезия (з. ЕПВ N 0243557, опубл. 04.11.87 г.). Согласно изобретению очищаемую воду сначала пропускают через выполненную в виде колонки фильтрующую камеру, содержащую органическую катионообменную смолу в форме щелочного металла (предпочтительно в Na-форме), при этом из раствора извлекаются ионы кальция, магния и другие, обуславливающие жесткость, и одновременно извлекается значительное количество ионов стронция-90 и цезия-137. Затем поток раствора, прошедший первую фильтрующую камеру, пропускают через выполненную в виде колонки вторую фильтрующую камеру, содержащую цеолиты (эрионит, шабазит, филлипсит, цеолит типа А или их смесь), извлекая оставшееся количество радионуклидов стронция и цезия. As a prototype, a method was selected for cleaning low-level chemically hard aqueous solutions of radionuclides of strontium and / or cesium (c. EPO N 0243557, publ. 04.11.87). According to the invention, the water to be purified is first passed through a column-shaped filter chamber containing an organic cation exchange resin in the form of an alkali metal (preferably in the Na form), and calcium, magnesium and other hardness ions are extracted from the solution, and a significant amount is simultaneously extracted strontium-90 and cesium-137 ions. Then, the solution stream passing through the first filter chamber is passed through a second filter chamber made in the form of a column containing zeolites (erionite, chabazite, phillipsite, type A zeolite or a mixture thereof), recovering the remaining amount of strontium and cesium radionuclides.
Способ очистки химически жестких растворов от радионуклидов стронция и/или цезия реализуется в устройстве, включающем выполненные в виде колонок фильтрующие камеры, первая из которых по ходу процесса содержит органическую катионообменную смолу в форме щелочного металла (предпочтительно, в Na-форме), а вторая фильтрующая камера, содержит эрионит, шабазит, филлипсит, цеолит типа А или их смесь, а также средства для пропускания раствора сначала через первую, а затем через вторую фильтрующие камеры. Устройство включает также средства для тестирования раствора на содержание кальция в растворе после прохождения первой камеры и для рециклирования потока через катионообменую загрузку в случае, если содержание ионов кальция в растворе будет значительным. Устройство снабжено также средством для фильтрования раствора, подлежащего очистке от радионулидов, перед введением его в первую колонку и средствами для распыления раствора на входе в каждую фильтрующую камеру (з. ЕПВ N 0243557, опубл. 04.11.87 г.). A method of purifying chemically hard solutions of radionuclides of strontium and / or cesium is implemented in a device including filter chambers made in the form of columns, the first of which contains an organic cation exchange resin in the form of an alkali metal (preferably in the Na form) and the second filter the chamber contains erionite, chabazite, phillipsite, type A zeolite or a mixture thereof, as well as means for passing the solution through the first and then through the second filter chambers. The device also includes means for testing the solution for the calcium content in the solution after passing through the first chamber and for recycling the stream through the cation exchange charge if the content of calcium ions in the solution is significant. The device is also equipped with means for filtering the solution to be cleaned of radionulides, before introducing it into the first column and means for spraying the solution at the entrance to each filter chamber (see EPO N 0243557, published 04.11.87).
Известный способ, осуществляемый с помощью описанного устройства, обеспечивает высокий уровень очистки растворов от радионуклидов стронция и цезия, но вместе с тем имеет ряд недостатков. The known method, carried out using the described device, provides a high level of purification of solutions from radionuclides of strontium and cesium, but at the same time has a number of disadvantages.
Во-первых, поскольку совместное извлечение радионуклидов Sr-90 и Cs-137 начинается в первой и заканчивается во второй фильтрующей камере, в процессе очистки оба фильтра приобретают высокую активность и имеют высокую мощность излучения на своей поверхности, что требует эффективных средств радиационной защиты. Firstly, since the joint extraction of Sr-90 and Cs-137 radionuclides begins in the first and ends in the second filter chamber, both filters acquire high activity and high radiation power on their surface during the cleaning process, which requires effective radiation protection.
Во-вторых, в способе, предназначенном для очистки химически жестких растворов, в качестве обязательной операции предусмотрено снижение концентрации присутствующих в исходном растворе ионов кальция до уровня, при котором они уже не оказывают отрицательного влияния на степень извлечения стронция из раствора. Необходимость контроля за содержанием кальция в растворе после пропускания его через катионообменную смолу и связанное с этим в случае необходимости рециркулирование потока жидкости усложняет способ и его аппаратурное оформление. Secondly, in the method intended for the purification of chemically hard solutions, as a mandatory operation, the concentration of calcium ions present in the initial solution is reduced to a level at which they no longer have a negative effect on the degree of strontium extraction from the solution. The need to control the calcium content in the solution after passing it through a cation exchange resin and the associated, if necessary, recycling of the liquid stream complicates the method and its design.
Задачей изобретения является понижение мощности дозы гамма-излучения на поверхности работающего фильтра, а также упрощение способа и предназначенного для его осуществления устройства при обеспечении высокого качества очистки растворов от радионуклидов Sr-09 и Cs-137. The objective of the invention is to reduce the dose rate of gamma radiation on the surface of a working filter, as well as simplifying the method and device intended for its implementation while ensuring high quality purification of solutions of radionuclides Sr-09 and Cs-137.
Поставленная задача решается предлагаемым способом очистки растворов от радионуклидов стронция и цезия последовательным пропусканием раствора через фильтрующие камеры, расположенные коаксиально относительно друг друга, причем очищаемый раствор сначала пропускают через внутреннюю камеру, содержащую сорбент, селективный к радионуклидам цезия, после чего раствор пропускают через внешнюю камеру, содержащую сорбент, селективный к радионуклидам стронция. The problem is solved by the proposed method for cleaning solutions of strontium and cesium radionuclides by sequentially passing the solution through filter chambers located coaxially relative to each other, and the solution to be purified is first passed through an internal chamber containing a sorbent selective for cesium radionuclides, after which the solution is passed through an external chamber, containing a sorbent selective for strontium radionuclides.
Поставленная задача решается также устройством, предназначенным для осуществления заявляемого способа, которое содержит фильтрующие камеры и средства для пропускания растворов через камеры, причем фильтрующие камеры расположены коаксиально относительно друг друга и соединены между собой перфорированным ложным днищем, внутренняя камера заполнена сорбентом, селективным к радионуклидам цезия, а внешняя камера заполнена сорбентом, селективным к радионуклидам стронция. The problem is also solved by a device intended for the implementation of the proposed method, which contains filter chambers and means for passing solutions through the chambers, the filter chambers being located coaxially relative to each other and interconnected by a perforated false bottom, the inner chamber is filled with a sorbent selective for cesium radionuclides, and the external chamber is filled with a sorbent selective for strontium radionuclides.
Сущность изобретения поясняется чертежом, где схематично изображено устройство для очистки растворов от радионуклидов стронция и цезия. The invention is illustrated by the drawing, which schematically shows a device for cleaning solutions from radionuclides of strontium and cesium.
Устройство содержит внутреннюю 1 и внешнюю 2 фильтрующие камеры, расположенные коаксиально относительно друг друга и соединенные между собой перфорированным ложным днищем 3. Фильтрующая камера 1 заполнена сорбентом 4, селективным к радионуклидам цезия, а внешняя камера заполнена сорбентом 5, селективным к радионуклидам стронция. Устройство включает также средства для пропускания растворов, из которых на чертеже показаны патрубок 6 для подачи очищаемого раствора во внутреннюю камеру 1 и патрубок 7 для отвода очищенного раствора. The device contains an inner 1 and an outer 2 filter chambers located coaxially relative to each other and interconnected by a perforated false bottom 3. The
Отличительной особенностью заявляемого способа является использование в качестве загрузки фильтрующих камер высокоселективных сорбентов раздельно к радионуклидам стронция и цезия. A distinctive feature of the proposed method is the use of highly selective sorbents as the loading of filter chambers separately for strontium and cesium radionuclides.
Для селективного извлечения цезия-137 могут быть использованы, например, ферроцианидные сорбенты НЖА, ФЕЖЕЛ, ферроцианид сурьмы на клиноптилолите (Ратько А. И. , Панасюгин А.С. Сорбция цезия-137 и стронция-90 модифицированными сорбентами на основе клиноптилолита. - Радиохимия, т. 38, вып. 1, 1996, с. 66-68), ферроцианид железа на цеолите (ZF) и на волокнистой основе (FF) (Sergienko, V.I., Avramenko V.A., Gluschenko V.Yu. Sotption technology LRW treatment. J. Ecotechnology Res, 1995, v. 1 N 2, p. 152). При извлечении ионов цезия композиционными ферроцианидными сорбентами из любых сред достигается высокое значение коэффициента распределения радионуклидов между жидкой и твердой фазой (Kd > 105).For selective extraction of cesium-137, for example, ferrocyanide sorbents NJA, FEZHEL, antimony ferrocyanide on clinoptilolite (Ratko A.I., Panasyugin A.S. Sorption of cesium-137 and strontium-90 modified sorbents based on clinoptilolite can be used. - Radiochemistry , vol. 38,
В качестве высокоселективных сорбентов по отношению к стронцию-90 могут быть использованы, например, силикотитанат натрия, цеолит, модифицированный фосфатами щелочноземельных металлов (ZP), фосфаты щелочноземельных металлов на волокнистой основе (FP), диоксид марганца на волокнистой основе (FM) (Sergienko V. I. , Avramenko V.A., Gluschenko V.Yu. Sorption technology LRW treatment. J. Ecotechnology Res, 1995, v. 1 N 2, p. 152). Highly selective sorbents with respect to strontium-90 can be used, for example, sodium silicotitanate, zeolite modified with alkaline earth metal phosphates (ZP), alkaline earth metal phosphates based on fiber (FP), manganese dioxide based on fiber (FM) (Sergienko VI , Avramenko VA, Gluschenko V. Yu. Sorption technology LRW treatment. J. Ecotechnology Res, 1995, v. 1 N 2, p. 152).
Очищаемые растворы различного химического состава и степени засоленности, содержащие радионуклиды Sr-90 и Cs-137, например жидкие радиоактивные отходы, образующиеся в результате эксплуатации и ремонта ядерных энергетических установок, подают через патрубок 6 во внутреннюю фильтрующую камеру 1, заполненную волокнистым или гранулированным материалом, являющимся сорбентом 4, селективно извлекающим радионуклиды цезия, а затем растворы, очищенные от радионуклидов цезия, подают во внешнюю фильтрующую камеру 2, заполненную сорбентом 5, селективно извлекающим радионуклиды стронция. The cleaned solutions of various chemical composition and salinity, containing Sr-90 and Cs-137 radionuclides, for example, liquid radioactive waste resulting from the operation and repair of nuclear power plants, are fed through a pipe 6 into an
Скорость пропускания растворов определяется кинетическими характеристиками используемых сорбентов. Размеры коаксиальных фильтрующих камер определяются сорбционной емкостью используемых сорбентов, исходной активностью растворов и соотношением активностей цезий - стронций в очищаемых растворах. The transmission rate of solutions is determined by the kinetic characteristics of the used sorbents. The dimensions of the coaxial filter chambers are determined by the sorption capacity of the used sorbents, the initial activity of the solutions and the ratio of the activities of cesium - strontium in the purified solutions.
Обработка растворов, содержащих радионуклиды стронция и цезия, описанным выше способом в предлагаемой конструкции фильтра обеспечивает значительное понижение мощности гамма-излучения на поверхности работающего фильтра вследствие того, что содержащийся во внешней камере слой сорбента, селективно извлекающего стронций-90, дополнительно выполняет функцию биологической защиты от гамма-излучения цезия-137, накапливающегося во внутренней фильтрующей камере. При этом стронций-90 является только бета-излучателем, и мощность дозы его собственного излучения поглощается самим слоем селективного только к стронцию сорбента и внешним корпусом фильтра. The processing of solutions containing strontium and cesium radionuclides as described above in the proposed filter design provides a significant reduction in gamma radiation power on the surface of the working filter due to the fact that the layer of sorbent selectively extracting strontium-90 contained in the external chamber additionally serves as a biological protection against gamma radiation of cesium-137, which accumulates in the internal filter chamber. In this case, strontium-90 is only a beta emitter, and the dose rate of its own radiation is absorbed by the layer of sorbent selective only to strontium and the outer filter housing.
Достигаемый изобретением технический результат - понижение мощности дозы гамма-излучения на поверхности работающего фильтра делает процесс очистки радиоактивных растворов более безопасным. Другими преимуществами изобретения являются упрощение способа (осуществляется с использованием одного фильтра) и уменьшение объема образующихся твердых радиоактивных отходов. The technical result achieved by the invention — lowering the dose rate of gamma radiation on the surface of a working filter makes the process of cleaning radioactive solutions safer. Other advantages of the invention are the simplification of the method (carried out using a single filter) and the reduction of the volume of generated solid radioactive waste.
Кроме того, при захоронении фильтра с отработанными сорбентами как единицы долговременного хранения твердых радиоактивных отходов (ТРО) необходимая по требованиям норм радиационной безопасности максимальная мощность дозы на поверхности ТРО может быть достигнута при существенно большей, по сравнению с прототипом, поглощенной активности. In addition, when a filter with spent sorbents is buried as a unit of long-term storage of solid radioactive waste (SRW), the maximum dose rate required for radiation safety on the surface of the SRW required by the requirements of radiation safety standards can be achieved with significantly higher absorbed activity compared to the prototype.
Предлагаемые способ и устройство для очистки растворов от радионуклидов стронция и цезия были проверены опытным путем в процессе опытных и опытно-промышленных испытаний очистки жидких радиоактивных отходов, образовавшихся при эксплуатации ядерных энергетических установок на объектах Тихоокеанского флота. The proposed method and device for cleaning solutions of radionuclides of strontium and cesium were tested empirically in the process of experimental and pilot industrial testing of liquid radioactive waste generated during the operation of nuclear power plants in the Pacific Fleet.
Для извлечения цезия использовали сорбент FF, стронция - FM, FP, ZP, которыми заполняли соответственно внутреннюю и внешнюю фильтрующие камеры устройства для очистки. To extract cesium, we used the sorbent FF, strontium - FM, FP, ZP, which filled the internal and external filter chambers of the cleaning device, respectively.
Подвергаемые очистке ЖРО объемом 100 м3 подавали во внутреннюю фильтрующую камеру снизу вверх и далее ЖРО, очищенные от радионуклидов цезия, пропускали сверху вниз через слой селективного к стронцию сорбента. ЖРО имели характеристику, приведенную в табл. 1 и 2.The LRWs being cleaned with a volume of 100 m 3 were fed into the internal filter chamber from the bottom up and then the LRW purified from cesium radionuclides was passed from top to bottom through a strontium-selective sorbent layer. LRW had the characteristic given in table. 1 and 2.
В табл. 3 и 4 приведены данные по мощности дозы гамма-излучения соответственно на заявляемом фильтре и на обычном однокорпусном фильтре такого же размера, заполненном смесью сорбентов, селективно извлекающих цезий-137 и стронций-90, очистивших по 100 м3 ЖРО с активностью 10-6 Ки/л (соотношение активностей Cs137 и Si90≈1:1).In the table. Figures 3 and 4 show data on the dose rate of gamma radiation, respectively, on the claimed filter and on a conventional single-case filter of the same size, filled with a mixture of sorbents that selectively extract cesium-137 and strontium-90, which have purified 100 m 3 of LRW with an activity of 10 -6 Ci / l (the ratio of the activities of Cs 137 and Si 90 ≈1: 1).
Очищенные по заявляемому изобретению ЖРО имеют общую активность ниже 1•10-10 Ки/л, при этом коэффициент очистки ЖРО составляет более 104.LRW purified according to the claimed invention have a total activity below 1 • 10 -10 Ci / l, while the LRW purification coefficient is more than 10 4 .
Claims (4)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU97107273/25A RU2118856C1 (en) | 1997-05-06 | 1997-05-06 | method and apparatus for removing strontium and cesium radionuclides from solutions |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU97107273/25A RU2118856C1 (en) | 1997-05-06 | 1997-05-06 | method and apparatus for removing strontium and cesium radionuclides from solutions |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2118856C1 true RU2118856C1 (en) | 1998-09-10 |
| RU97107273A RU97107273A (en) | 1999-01-20 |
Family
ID=20192631
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU97107273/25A RU2118856C1 (en) | 1997-05-06 | 1997-05-06 | method and apparatus for removing strontium and cesium radionuclides from solutions |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2118856C1 (en) |
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2523823C2 (en) * | 2012-07-02 | 2014-07-27 | Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственное предприятие "Эксорб" | Method of extracting caesium radionuclides from aqueous solutions |
| RU168418U1 (en) * | 2016-08-08 | 2017-02-02 | Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственное предприятие "Эксорб" | Device for cleaning solutions from radionuclides |
| RU2655900C1 (en) * | 2017-07-11 | 2018-05-29 | Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт химии Дальневосточного отделения Российской академии наук (ИХ ДВО РАН) | Complex installation for production of sorbtion materials |
| RU2672662C2 (en) * | 2016-05-11 | 2018-11-19 | Общество с ограниченной ответственностью "Акватория" | Method for cleaning salt solutions from radionuclides and installation for its implementation |
| RU194177U1 (en) * | 2019-09-12 | 2019-12-02 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Filter container for cleaning solutions from radionuclides |
| RU194757U1 (en) * | 2018-12-29 | 2019-12-23 | федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ" (НИЯУ МИФИ) | FILTER-SORBER DEVICE FOR CLEANING WATER MEDIA FROM CESIUM RADIONUCLIDES, STRONTIUM |
| RU199516U1 (en) * | 2020-02-05 | 2020-09-04 | Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт химии Дальневосточного отделения Российской академии наук (ИХ ДВО РАН) | FILTER-CONTAINER CARTRIDGE FOR PURIFICATION OF LIQUID RADIOACTIVE WASTE FROM CESIUM RADIONUCLIDES |
-
1997
- 1997-05-06 RU RU97107273/25A patent/RU2118856C1/en not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| WO 89/05779, кл. C 02 F 9/00, G 21 F 9/12, 1989. * |
Cited By (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2523823C2 (en) * | 2012-07-02 | 2014-07-27 | Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственное предприятие "Эксорб" | Method of extracting caesium radionuclides from aqueous solutions |
| RU2672662C2 (en) * | 2016-05-11 | 2018-11-19 | Общество с ограниченной ответственностью "Акватория" | Method for cleaning salt solutions from radionuclides and installation for its implementation |
| RU168418U1 (en) * | 2016-08-08 | 2017-02-02 | Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственное предприятие "Эксорб" | Device for cleaning solutions from radionuclides |
| RU2655900C1 (en) * | 2017-07-11 | 2018-05-29 | Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт химии Дальневосточного отделения Российской академии наук (ИХ ДВО РАН) | Complex installation for production of sorbtion materials |
| RU194757U1 (en) * | 2018-12-29 | 2019-12-23 | федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ" (НИЯУ МИФИ) | FILTER-SORBER DEVICE FOR CLEANING WATER MEDIA FROM CESIUM RADIONUCLIDES, STRONTIUM |
| RU194177U1 (en) * | 2019-09-12 | 2019-12-02 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Filter container for cleaning solutions from radionuclides |
| RU194177U9 (en) * | 2019-09-12 | 2020-02-06 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Filter container for cleaning solutions from radionuclides |
| RU199516U1 (en) * | 2020-02-05 | 2020-09-04 | Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт химии Дальневосточного отделения Российской академии наук (ИХ ДВО РАН) | FILTER-CONTAINER CARTRIDGE FOR PURIFICATION OF LIQUID RADIOACTIVE WASTE FROM CESIUM RADIONUCLIDES |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4469628A (en) | Fixation by ion exchange of toxic materials in a glass matrix | |
| NO871436L (en) | REMOVAL OF HEAVY METALS AND RADIOACTIVE HEAVY METALISOTOPES FROM FLUID. | |
| US9714457B2 (en) | Submersible filters for use in separating radioactive isotopes from radioactive waste materials | |
| JP3009828B2 (en) | High volume solidification method for high level radioactive liquid waste | |
| JP5880851B2 (en) | Radionuclide decontamination system and radionuclide decontamination method | |
| US4544499A (en) | Fixation by anion exchange of toxic materials in a glass matrix | |
| RU2118856C1 (en) | method and apparatus for removing strontium and cesium radionuclides from solutions | |
| US4056112A (en) | Containment and removal of radioactive spills by depositing a crosslinked ion exchange composition in a dry form over region of spill | |
| US3405050A (en) | Apparatus for the radioactive decontamination of water | |
| JPH0247599A (en) | Treatment method for radioactive nuclide containing waste liquid | |
| JP2004045371A (en) | Processing method and device for liquid including radionuclide | |
| JPS61195400A (en) | Method of treating waste liquor containing radioactive nuclide | |
| JP2012242092A (en) | Processing method of radioactive cesium containing contaminated water | |
| John et al. | Application of new inorganic-organic composite absorbers with polyacrylonitrile binding matrix for separation of radionuclides from liquid radioactive wastes | |
| RU2113025C1 (en) | Method for cleaning radioactive process water from cesium radionuclides in nuclear engineering | |
| Dyer | Applications of natural zeolites in the treatment of nuclear wastes and fall-out | |
| RU2499309C2 (en) | Sorbent for removing radionuclides from water | |
| Robinson et al. | Treatment studies at the process waste treatment plant at Oak Ridge National Laboratory | |
| RU2105366C1 (en) | Water cleaning system for solid radioactive waste cooling ponds | |
| RU2112289C1 (en) | Method for recovery of liquid radioactive wastes | |
| Dubourg | Review of advanced methods for treating radioactive contaminated water | |
| RU2091874C1 (en) | Radioactive waste treatment | |
| RU2090944C1 (en) | Method for decontaminating highly radioactive water from radionuclides | |
| Khaydarov et al. | Purification of drinking water from 134, 137 Cs, 89, 90 Sr, 60 Co and 129 I | |
| US20080142448A1 (en) | Treatment of metal-containing liquids |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| NF4A | Reinstatement of patent | ||
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20100507 |