RU2118945C1 - Integrated processing of liquid radioactive wastes - Google Patents
Integrated processing of liquid radioactive wastes Download PDFInfo
- Publication number
- RU2118945C1 RU2118945C1 RU96104579A RU96104579A RU2118945C1 RU 2118945 C1 RU2118945 C1 RU 2118945C1 RU 96104579 A RU96104579 A RU 96104579A RU 96104579 A RU96104579 A RU 96104579A RU 2118945 C1 RU2118945 C1 RU 2118945C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- concentration
- brine
- sorbents
- desalination
- carried out
- Prior art date
Links
Images
Landscapes
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
- Separation Using Semi-Permeable Membranes (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области химической технологии, конкретно к атомной экологии, и может быть использовано при переработке жидких радиоактивных отходов (ЖРО), образующихся при эксплуатации различных атомно-энергетических установок (АЭУ) на АЭС, транспортных средствах (атомных ледоколах, подводных лодках, плавучих АЭС). The invention relates to the field of chemical technology, specifically to atomic ecology, and can be used in the processing of liquid radioactive waste (LRW) generated during the operation of various nuclear power plants (AEU) at nuclear power plants, vehicles (nuclear icebreakers, submarines, floating nuclear power plants) )
В процессе ядерно-энергетического цикла образуются различные типы ЖРО, которые затем необходимо перерабатывать с целью их последующей утилизации в компактном твердом виде. Как правило, все типы образующихся при этом ЖРО имеют строго определенный химический и радионуклидный составы, определяемые особенностями поддержания водно-химического режима при работе 1 контура АЭУ и составами дезактивирующих средств, используемых при дезактивации оборудования. In the process of the nuclear energy cycle, various types of LRW are formed, which then need to be processed for their subsequent disposal in compact solid form. As a rule, all types of LRW generated in this process have a strictly defined chemical and radionuclide composition, which are determined by the features of maintaining the water-chemical regime during operation of 1 nuclear power plant circuit and the compositions of decontamination agents used in equipment decontamination.
В результате эксплуатации АЭУ образуются три основных типа ЖРО, относящихся к классу средне- и низкоактивных, состав которых приведен в таблице. As a result of the operation of nuclear power plants, three main types of LRW are formed, which belong to the class of medium- and low-active, the composition of which is given in the table.
Исходя из экологических требований, существующих в РФ и отраженных в НРБ 76/87 [1] и рекомендаций МАГАТЭ, процесс переработки ЖРО должен включать в себя их очистку до суммарного содержания активных радионуклидов меньше 10-10 Ки/л. Как правило, лимитирующими этот показатель являются радионуклиды цезия-137 и стронция-90, содержание которых в стандартных ЖРО составляет около 80%, а химическая природа такова, что они очень трудно извлекаются из солевых растворов. Кроме того, исходя из санитарных требований (СПОРО-85) активность подлежащих окончательной утилизации в виде цементных блоков рассолов солесодержанием 150 - 240 г/л не должна превышать 1 • 10-4 Ки/л. Это требование обусловлено допустимыми уровнями облучения обслуживающего персонала хранилищ.Based on environmental requirements existing in the Russian Federation and reflected in NRB 76/87 [1] and IAEA recommendations, the LRW processing process should include their treatment to a total content of active radionuclides of less than 10 -10 Ci / L. As a rule, this indicator is limited by cesium-137 and strontium-90 radionuclides, the content of which in standard LRW is about 80%, and the chemical nature is such that they are very difficult to extract from saline solutions. In addition, based on sanitary requirements (SPORO-85), the activity of the final disposal in the form of cement blocks of brines with a salt content of 150 - 240 g / l should not exceed 1 • 10 -4 Ci / l. This requirement is due to permissible exposure levels for storage personnel.
Поэтому комплексные методы переработки ЖРО включают несколько химических процессов, включающих очистку от радионуклидов, обессоливание солевых растворов до допустимых сбросных норм, доочистку обессоленных растворов до норм НРБ 76/87 [2, 3]. Therefore, complex methods for processing LRW include several chemical processes, including purification from radionuclides, desalting of saline solutions to acceptable discharge standards, and post-treatment of demineralized solutions to standards NRB 76/87 [2, 3].
Кроме того, для окончательного захоронения в схему переработки входит узел цементирования обработанных сорбентов и образующихся на стадии обессоливания рассолов [2, 3]. Единственным видом образующихся при переработке ЖРО отходов должны быть цементные блоки, также соответствующие по своим параметрам специальным требованиям, изложенным в СПОРО-85. In addition, for final disposal, the processing scheme includes a cementing unit for the treated sorbents and brines formed at the desalination stage [2, 3]. The only type of waste generated during the processing of LRW should be cement blocks, also corresponding in their parameters to the special requirements set forth in SPORO-85.
Наиболее близким к описываемому способу, является способ комплексной переработки ЖРО, содержащих радионуклиды цезия и стронция, включающий стадии предочистки, обессоливания и концентрирования, с разделением потоков на фильтрат с солесодержанием < 0,5 г/л и рассол с солесодержанием 180 - 250 г/л с последующей доочисткой фильтрата на сорбентах до содержания радионуклидов < 10-10 Ки/л и утилизацией рассола и отработанных сорбентов путем их включения в цементную матрицу [4].Closest to the described method is a method for the integrated processing of LRW containing cesium and strontium radionuclides, including the stages of pretreatment, desalination and concentration, with separation of the streams into the filtrate with salinity <0.5 g / l and brine with salinity 180 - 250 g / l with subsequent purification of the filtrate on sorbents to a radionuclide content of <10 -10 Ci / l and disposal of brine and spent sorbents by their inclusion in the cement matrix [4].
По данному способу ЖРО последовательно подвергают следующим стадиям обработки. According to this method, LRW is subsequently subjected to the following processing steps.
Сначала растворы направляют на стадию предочистки. В зависимости от степени их загрязненности взвешенными веществами, нефтепродуктами (НП) и поверхностно-активными веществами (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 фильтро-элементы с тонкостью фильтрации 20 мкм и ультрафильтрацию.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 from suspended solids and oil products on special filters with filtering material that traps organic substances and oil products (foam rubber, highly porous organic sorbents of the Porolas-TM type, activated carbons);
subsequent filtering of LRW through cartridge filter elements with a filter fineness of 20 microns and ultrafiltration.
При низком содержании в исходные ЖРО взвешенных веществ и нефтепродуктов из этой стадии исключается процесс ультрафильтрации. With a low content of suspended substances and oil products in the initial LRW, the ultrafiltration process is excluded from this stage.
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 основную стадию очистки и обессоливания. Такой стадией является выпарка, которая может быть реализована как в высокотемпературном режиме, так и при вакуумировании. Возможно использование других альтернативных способов: обратного осмоса, электродиализа или их комбинации. 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 main stage of purification and desalination. Such a stage is evaporation, which can be implemented both in high temperature mode and in vacuum. It is possible to use other alternative methods: reverse osmosis, electrodialysis, or a combination thereof.
Во всех случаях практически все радионуклиды (> 99%) попадают в концентрат 180 - 250 г/л, который затем подвергают цементированию известными методами. In all cases, almost all radionuclides (> 99%) fall into the concentrate 180 - 250 g / l, which is then subjected to cementation by known methods.
Основным недостатком данного способа является то, что по нему невозможно проводить очистку ЖРО среднего уровня активности 10-5 Ки/л и выше без нарушения правил СПОРО-85.The main disadvantage of this method is that it is impossible to purify LRW of an average activity level of 10 -5 Ci / l and higher without violating SPORO-85 rules.
Действительно, при концентрировании ЖРО в 100 раз, что обычно достигается всеми описываемыми методами, содержание β - активных радионуклидов в концентрате возрастет пропорционально и при исходном содержании 10-5 Ки/л составит величину 10-3 Ки/л. Это на порядок превышает допустимые по СПОРО-85 нормы.Indeed, when concentrating LRW 100 times, which is usually achieved by all the described methods, the content of β - active radionuclides in the concentrate will increase proportionally and at an initial content of 10 -5 Ci / l will be 10 -3 Ci / l. This is an order of magnitude higher than the permissible standards for SPORO-85.
Поэтому степень концентрирования радионуклидов в твердой фазе, являющаяся одним из основных экономических показателей всего процесса переработки, достаточно низка. Обычно она не превышает 50. Therefore, the degree of concentration of radionuclides in the solid phase, which is one of the main economic indicators of the entire processing process, is quite low. Usually it does not exceed 50.
Задачей настоящего изобретения является повышение степени концентрирования радионуклидов в утилизируемом конечном продукте - цементном блоке, а значит снижение количества твердых отходов. The objective of the present invention is to increase the degree of concentration of radionuclides in the utilized final product - a cement block, and thus reduce the amount of solid waste.
Кроме того, задачей изобретения является повышение экологической безопасности процесса переработки ЖРО за счет сокращения цикла утилизации радионуклидов цезия. In addition, the objective of the invention is to increase the environmental safety of the LRW processing by reducing the cycle of utilization of cesium radionuclides.
Поставленная задача достигается описываемым способом переработки ЖРО, содержащих радионуклиды цезия и стронция, включающим стадии предочистки, после которых ЖРО пропускают через селективный неорганический сорбент, представляющий собой композиционный ферроцианидный сорбент на основе ферроцианидов переходных металлов (меди, никеля, кобальта) и пористого неорганического носителя, обессоливание и концентрирование, которые ведут путем дистилляции или в две стадии с использованием следующих процессов: электромембранного обессоливания и электроосмотического концентрирования; обратноосмотического обессоливания электроосмотического или дистилляционного концентрирования; с разделением потоков на фильтрат с солесодержанием < 0,5 г/л с его последующей доочисткой на сорбентах, выбранных из ряда: цеолитные сорбенты типа "А", шабазиты гексагональной структуры или моноклинной структуры типа модифицированного клиноптилолита марки "Селекс-КМ", и/или ионообменные смолы, и концентрат солесодержанием 180 - 250 г/л и его последующей утилизации вместе с отработанными сорбентами путем их включения в цементную матрицу. The task is achieved by the described method of processing LRW containing cesium and strontium radionuclides, including pre-treatment stages, after which LRW is passed through a selective inorganic sorbent, which is a composite ferrocyanide sorbent based on transition metal ferrocyanides (copper, nickel, cobalt) and a porous inorganic carrier, desalination and concentration, which are carried out by distillation or in two stages using the following processes: electro-membrane desalination and electroosmotic concentration; reverse osmosis desalination of electroosmotic or distillation concentration; with separation of the flows into the filtrate with a salt content of <0.5 g / l with its subsequent purification on sorbents selected from the series: zeolite sorbents of type “A”, chabazites of hexagonal structure or monoclinic structure such as modified clinoptilolite brand “Selex-KM”, and / or ion-exchange resins, and a concentrate with a salt content of 180 - 250 g / l and its subsequent utilization together with spent sorbents by their inclusion in the cement matrix.
Отличительным признаком способа является то, что перед обессоливанием ЖРО дополнительно пропускают через селективный к радионуклидам цезия и стронция неорганический сорбент на основе ферроцианидов переходных металлов и пористого неорганического носителя. A distinctive feature of the method is that before desalting the LRW is additionally passed through an inorganic sorbent based on transition metal ferrocyanides and a porous inorganic carrier, which is selective for cesium and strontium radionuclides.
Другое отличие способа состоит в том, что в качестве сорбента на основе ферроцианидов переходных металлов и пористого неорганического носителя используют сорбент на основе ферроцианидов меди, никеля или кобальта. Another difference of the method is that a sorbent based on copper, nickel or cobalt ferrocyanides is used as a sorbent based on transition metal ferrocyanides and a porous inorganic carrier.
Отличиями способа являются также то, что на стадии доочистки фильтрата используют сорбенты, выбранные из группы: цеолиты "А", шабазиты гексагональной структуры или цеолиты моноклинной структуры типа модифицированного цеолита "Селекс-КМ" и/или ионообменные смолы. The differences of the method are also that sorbents selected from the group of zeolites “A”, chabazites of hexagonal structure or zeolites of monoclinic structure such as modified Zelex-KM zeolite and / or ion-exchange resins are used at the stage of purification of the filtrate.
Кроме того, отличительные признаки способа состоят в том, что обессоливание и концентрирование ЖРО ведут либо путем дистилляции, или ведут в две стадии с использованием вначале электромембранного обессоливания, а затем электроосмотического концентрирования, или вначале обратноосмотического обессоливания, а затем либо электроосмотического концентрирования, либо дистилляции. In addition, the distinguishing features of the method are that the desalination and concentration of LRW is carried out either by distillation or in two stages using first electro-membrane desalination and then electroosmotic concentration, or first reverse osmosis desalination and then either electroosmotic concentration or distillation.
Еще одно отличие способа заключается в том, что обратноосмотическое обессоливание ведут до получения рассола с концентрацией 60 - 100 г/дм3, а дистилляционное или электроосмотическое концентрирование ведут до получения рассола 180 - 250 г/дм3, при этом фильтрат со стадии дистилляции объединяют с пермеатом со стадии обратного осмоса и направляют на сорбционную доочистку.Another difference of the method lies in the fact that reverse osmosis desalination is carried out to obtain a brine with a concentration of 60-100 g / dm 3 , and distillation or electroosmotic concentration is carried out until a brine of 180-250 g / dm 3 is obtained, while the filtrate from the distillation stage is combined with permeate from the stage of reverse osmosis and sent to sorption purification.
Другие отличия способа заключаются в том, что утилизацию рассола и отработанных сорбентов ведут путем приготовления их гомогенной смеси с цементом при объемном соотношении рассола к цементу 0,3 - 0,8:1 и сорбентов к цементу 1 - 1,5: 9 и ее включения в контейнер, в качестве которого используют металлический, выполненный в виде бочки объемом 200 дм3 или железобетонный, выполненный в виде куба с размерами H x B x L = 1,52 х 1,52 х 1,4 м и объемом 300 - 900 дм3.Other differences of the method are that the disposal of brine and spent sorbents is carried out by preparing their homogeneous mixture with cement with a volume ratio of brine to cement of 0.3 - 0.8: 1 and sorbents to cement 1 - 1.5: 9 and its inclusion into a container, which is used as a metal, made in the form of a barrel with a volume of 200 dm 3 or reinforced concrete, made in the form of a cube with dimensions H x B x L = 1.52 x 1.52 x 1.4 m and a volume of 300 - 900 dm 3 .
Еще одним отличием способа является то, что утилизацию отработанных сорбентов ведут путем их включения в железобетонный блок в виде сухих гранул, помещенных в изолирующую капсулу. Another difference of the method is that the disposal of spent sorbents is carried out by their inclusion in a reinforced concrete block in the form of dry granules placed in an insulating capsule.
Эффективность описываемого способа иллюстрируется нижеследующими примерами. The effectiveness of the described method is illustrated by the following examples.
Пример 1. Проводят очистку жидких радиоактивных отходов типа растворов II следующего состава:
солесодержание - 2 г/л; жесткость 35 мг/л; Cl- -0,8 г/л; C2O4 - - 3,6 мг/л; ПАВ - 6 мг/л; трилон B - 14 мг/л; pH - 8,5; Sr - 2,1 • 10-5 Ки/л; Cs (134+137) • 10-5 Ки/л, остальные радионуклиды - 2,5 • 10-5 Ки/л.Example 1. Purify liquid radioactive waste type solutions II of the following composition:
salinity - 2 g / l; hardness 35 mg / l; Cl - -0.8 g / l; C 2 O 4 - - 3.6 mg / l; Surfactant - 6 mg / l; Trilon B - 14 mg / L; pH 8.5; Sr - 2.1 • 10 -5 Ci / l; Cs (134 + 137) • 10 -5 Ci / l, the remaining radionuclides - 2.5 • 10 -5 Ci / l.
Очистку ведут в следующей последовательности. Cleaning is carried out in the following sequence.
Исходный раствор подвергают механической очистке путем его пропускания через гранулированный материал (кварцевый песок, сульфоуголь). The initial solution is subjected to mechanical cleaning by passing it through granular material (quartz sand, sulfonated coal).
После фильтрации раствор подается на узел умягчения, где из него удаляются соли жесткости до уровня 3 - 5 мг/л, а затем раствор со скоростью 6 - 10 КО/час (объемов раствора, равных объему сорбентов) пропускают через композиционный ферроцианидный сорбент на основе ферроцианида переходного металла (КФС) марки НЖА и направляют на электродиализное обессоливание в электродиализаторе с проточными дилюатными и рассольными камерами. After filtration, the solution is fed to the softener, where hardness salts are removed from it to a level of 3-5 mg / l, and then the solution is passed through a composite ferrocyanide sorbent based on ferrocyanide at a speed of 6-10 KO / hr (solution volumes equal to the volume of sorbents) transition metal (CFS) brand NJA and sent to the electrodialysis desalination in an electrodialyzer with flow dilute 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. Раствор из рассольных камер с концентрацией 10 - 15 г/л направляют на электродиализатор концентрирования, в котором благодаря электроосмотическому переносу с ионами солей гидратированных молекул воды достигается необходимая степень концентрирования рассола до величины 180 - 240 г/л. 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 solution from brine chambers with a concentration of 10-15 g / l is sent to a concentration electrodialyzer, in which, due to electroosmotic transfer with salts of hydrated water molecules, the required degree of brine concentration is reached up to 180 - 240 g / l.
Электродиализаторы работают в следующих режимах:
- электродиализатор обессоливания - 200 B; 3 A;
- электродиализатор концентрирования - 150 B; 7 A.Electrodialyzers work in the following modes:
- desalination electrodialyzer - 200 V; 3 A;
- electrodialyzer concentration - 150 V; 7 A.
Обессоленный до солесодержания 0,15 г/л раствор из дилюатных камер электродиализатора обессоливания подают на сорбционную колонку, заполненную синтетическим цеолитом типа "А" марки ЦМП. Desalted to a salinity of 0.15 g / l, the solution from the dilution chambers of the desalination electrodialyzer is fed to a sorption column filled with synthetic zeolite type A of the TsMP grade.
На финише растворы подвергают дополнительной очистке с помощью микрофильтрации для предотвращения попадания в очищенный раствор мелкодисперсных частиц (уносов с сорбентов). At the finish, the solutions are subjected to additional purification using microfiltration to prevent fine particles (entrainment from sorbents) from entering the purified solution.
В очищенном растворе содержание β-активных радионуклидов составляет < 10-10 Ки/л, что соответствует сбросным нормам по НРБ 76/87.In the purified solution, the content of β-active radionuclides is <10 -10 Ci / l, which corresponds to discharge standards according to NRB 76/87.
Высококонцентрированный рассол (180 - 240 г/л солей) с электродиализатора концентрирования (электроосмотического аппарата) направляют на стадию цементирования, где путем его смешения с портландцементом марки М 500 при объемном соотношении рассол : цемент 1 : 1 получают гомогенную смесь рассола с цементом. A highly concentrated brine (180 - 240 g / l of salts) from the concentration electrodialyzer (electroosmotic apparatus) is sent to the cementing stage, where by mixing it with Portland cement grade M 500 with a brine: cement volume ratio of 1: 1, a homogeneous mixture of brine and cement is obtained.
Гомогенную смесь затаривают в первичную упаковку - металлическую бочку емкостью 200 л, где после отверждения получают цементную матрицу, пригодную для длительного хранения или захоронения. Прочность полученной цементной матрицы определяют по испытаниям на образце, она должна сохранять механическую прочность при сжатии с усилием 0,13 кгс/см2.The homogeneous mixture is packaged in the primary packaging - a metal barrel with a capacity of 200 l, where, after curing, a cement matrix is obtained suitable for long-term storage or burial. The strength of the obtained cement matrix is determined by testing on a sample, it should maintain mechanical compressive strength with a force of 0.13 kgf / cm 2 .
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 на уровне примера 1. 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 at the level of example 1.
Очистку ведут в следующей последовательности. Cleaning is carried out in the following sequence.
Сначала ЖРО пропускают через фильтр с "плавающей" поролоновой загрузкой, затем фильтруют через патронные фильтроэлементы с тонкостью фильтрации 20 мкм. 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.
При этом происходит очистка от НП на 97%, от взвешенных веществ ≈ 95%. Фильтрацию ведут при рабочем давлении 0,2 - 0,3 МПа. Далее ЖРО фильтруют под давлением 0,04 МПа через ультрафильтрационный модуль, где происходит полная очистка от взвешенных веществ, НП и ПАВ. На данных стадиях достигается очистка от радионуклидов с коэффициентом 3 - 4. In this case, the NP is cleaned by 97%, from suspended solids ≈ 95%. Filtration is carried out at a working pressure of 0.2 - 0.3 MPa. Next, the LRW is filtered under a pressure of 0.04 MPa through an ultrafiltration module, where complete purification from suspended solids, NP and surfactants takes place. At these stages, purification from radionuclides is achieved with a coefficient of 3-4.
После прохождения через ультрафильтрационный модуль их пропускают через КФС марки МЖА. After passing through the ultrafiltration module, they are passed through KFS of the MZHA brand.
Затем ЖРО при t - 15oC подают на обратноосмотический блок, снабженный двумя рулонными обратноосмотическими элементами SWHR 30-8040 и патронными фильтрами 20 и 5 мкм. Фильтрацию ведут при рабочем давлении до 5,9 МПа путем последовательного пропускания ЖРО через два элемента.Then LRW at t - 15 o C served on the reverse osmosis unit, equipped with two roll reverse osmosis elements SWHR 30-8040 and
Задерживающая способность используемых мембран марки "FT-30 Filmteo" фирмы Доу Кемикл Компани (США) по ионам натрия, цезия, хлора составляет не менее 99,3%, а по ионам кальция, магния, стронция, тяжелым металлам, ПАВ не менее 99,9%. The retention ability of the used FT-30 Filmteo 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%.
Обессоленные до солесодержания < 10 мг/л растворы подвергают доочистке путем их пропускания через цеолит моноклинной структуры - модифицированный клиноптилолит марки "Селекс-КМ". После доочистки растворы содержат < 10-10 Ки/л β - активных радионуклидов и могут быть сброшены в открытые водоемы.The solutions desalted to salinity <10 mg / L are subjected to further purification by passing them through a zeolite of a monoclinic structure — a modified clinoptilolite of the Selex-KM brand. After tertiary treatment, the solutions contain <10 -10 Ci / l β - active radionuclides and can be discharged into open water bodies.
Концентраты со стадии обратного осмоса с солесодержанием 80 - 100 г/л собирают в специальную емкость, из которой направляют на осаждение солей жесткости до их содержания ≈ 0,3 - 0,5 мг-экв/л. Фильтраты после осаждения направляют на конечное концентрирование с помощью методов электроосмоса или дистилляции. Электроосмотическое концентрирование ведут как это описано в примере 1. Дистилляционное концентрирование ведут в выпарном аппарате прямоточного типа с теплообменниками типа трубы в трубе, снабженном конденсатором для конденсации вторичного пара. Concentrates from the reverse osmosis stage with a salt content of 80 - 100 g / l are collected in a special container, from which they are sent to the deposition of hardness salts to their content of ≈ 0.3 - 0.5 mEq / l. After precipitation, the filtrates are sent to final concentration using electroosmosis or distillation methods. Electro-osmotic concentration is carried out as described in Example 1. Distillation concentration is carried out in a once-through type evaporator with heat exchangers such as a pipe in a pipe equipped with a condenser for condensing secondary steam.
Концентраты, выходящие из выпарного аппарата, имеют солесодержание 250 г/л и удельную активность 2 • 10-4 Ки/л, а конденсат вторичного пара - солесодержание < 2 мг/л и удельную активность < 10-9 Ки/л.Concentrates leaving the evaporator have a salt content of 250 g / l and a specific activity of 2 • 10 -4 Ci / l, and secondary condensate has a salinity of <2 mg / l and a specific activity of <10 -9 Ci / l.
Этот конденсат объединяют с пермеатом после обратноосмотического модуля и направляют на доочистку с помощью ионообменных смол (смеси сильнокислых катионитов типа КУ-2-8 - чс и сильноосновного анионита типа АВ-17-8-як). Полученные после доочистки фильтраты имеют удельную β-активность < 10-10 Ки/л и могут быть сброшены в открытые водоемы. Концентраты 200 - 250 г/л направляют на цементирование, которое ведут по примеру 1, за исключением того, что используют гомогенную смесь рассола с цементом при их соотношении 0,8:1, а в качестве контейнера используют железобетонный, выполненный в виде куба с размером H x B x L = 1,52 х 1,52 х 1,4 м и вместимостью 900 дм3.This condensate is combined with the permeate after the reverse osmosis module and sent for purification using ion-exchange resins (a mixture of strongly acidic cation exchangers of the KU-2-8 type - hs and a strongly basic anion exchange resin of the AB-17-8-yak type). The filtrates obtained after purification have a specific β-activity <10 -10 Ci / l and can be discharged into open water bodies. Concentrates of 200 - 250 g / l are sent for cementing, which is carried out according to example 1, except that they use a homogeneous mixture of brine with cement at a ratio of 0.8: 1, and as a container use reinforced concrete, made in the form of a cube with a size H x B x L = 1.52 x 1.52 x 1.4 m and with a capacity of 900 dm 3 .
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 pH-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. Цементирование отходов осуществляют двумя путями. 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. Cementation of waste is carried out in two ways.
Рассолы с солесодержанием 200 г/л подвергают цементированию по примеру 2. Отработанные сорбенты помещают в сухом виде в железобетонный контейнер с внутренним объемом 300 дм3. Благодаря тому, что толщина защитных стенок в данном контейнере составляет 40 см, в него можно загружать сорбенты с удельной активностью 5 • 10-2 Ки/кг.Brines with a salinity of 200 g / l are subjected to cementation according to example 2. Waste sorbents are placed in a dry form in a reinforced concrete container with an internal volume of 300 dm 3 . Due to the fact that the thickness of the protective walls in this container is 40 cm, sorbents with specific activity of 5 • 10 -2 Ci / kg can be loaded into it.
Это в 500 раз выше, чем уровень активности при обычном способе цементирования с получением гомогенной смеси рассол - отработанные сорбенты - цемент. This is 500 times higher than the level of activity in the usual method of cementing to obtain a homogeneous mixture of brine - spent sorbents - cement.
В этом случае общая степень концентрирования радионуклидов в твердой фазе также значительно повышается. In this case, the total concentration of radionuclides in the solid phase also increases significantly.
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 пропускают через КФС марки КЖА, представляющего собой ферроцианид кобальта на пористом неорганическом носителе. 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 passed through KFS of the KZhA grade, which is cobalt ferrocyanide on a porous inorganic carrier.
Выпарку ЖРО проводят греющим паром с P = 0,4 МПа в выпарном аппарате с естественной циркуляцией упариваемого раствора и вынесенной греющей камерой с поверхностью теплообмена 80 м2 при атмосферном давлении.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 2 at atmospheric pressure.
Получаемый после упарки кубиковый остаток имеет солесодержание ≈ 200 г/дм3 и удельную активность 1,5 • 10-4 Ки/л. Его направляют на цементирование, которое ведут аналогично описанному в примере 3.The cubic residue obtained after evaporation has a salt content of ≈ 200 g / dm 3 and a specific activity of 1.5 • 10 -4 Ci / l. It is directed to cementing, which is carried out similarly to that described in example 3.
Конденсат вторичного пара имеет удельную активность < 10-9 Ки/л и его направляют на доочистку. Доочистку проводят путем пропускания конденсата через цеолит ЦМП. После доочистки сбросные растворы имеют активность < 10-10 Ки/л.The condensate of the secondary vapor has a specific activity of <10 -9 Ci / L and it is sent for further purification. Post-treatment is carried out by passing condensate through a zeolite CMP. After tertiary treatment, the effluent solutions have an activity of <10 -10 Ci / L.
Таким образом, описываемый способ позволяет проводить процессы комплексной переработки ЖРО более экономичным способом. Это достигается тем, что большая часть активности (≈ 70 - 90%) поглощается на КФС, что позволяет повысить общую степень концентрирования радионуклидов по сравнению с известными способами в 2 - 3 раза, а значит во столько же раз снизить расходы на длительное хранение отвержденных радиоактивных отходов. Thus, the described method allows the processes of complex processing of LRW in a more economical way. This is achieved by the fact that most of the activity (≈ 70 - 90%) is absorbed on KFS, which allows to increase the overall degree of concentration of radionuclides in comparison with known methods by 2 to 3 times, and therefore reduce the cost of long-term storage of cured radioactive waste.
Claims (14)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU96104579A RU2118945C1 (en) | 1996-03-12 | 1996-03-12 | Integrated processing of liquid radioactive wastes |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU96104579A RU2118945C1 (en) | 1996-03-12 | 1996-03-12 | Integrated processing of liquid radioactive wastes |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU96104579A RU96104579A (en) | 1998-08-27 |
| RU2118945C1 true RU2118945C1 (en) | 1998-09-20 |
Family
ID=20177828
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU96104579A RU2118945C1 (en) | 1996-03-12 | 1996-03-12 | Integrated processing of liquid radioactive wastes |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2118945C1 (en) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EA019079B1 (en) * | 2012-06-19 | 2013-12-30 | Елена Владимировна ОРЛОВА | BIOSAFETY NANOCOMPOSITE POLYMER SORBENT FOR SELECTIVE BINDING OF Sr AND Cs ISOTOPES FROM LIQUID MEDIUMS AND RAW MIX FOR PRODUCING SAME |
| RU2669013C1 (en) * | 2018-02-06 | 2018-10-05 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Method for processing low-mineralized medium- and low-active liquid radioactive wastes |
| RU2686074C1 (en) * | 2018-08-15 | 2019-04-24 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" | Method of processing liquid radioactive wastes |
| GB2583276B (en) * | 2018-01-03 | 2023-03-29 | Univ Tsinghua | Method and system for concentrating and solidifying radionuclides in radioactive waste liquid |
| 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 |
-
1996
- 1996-03-12 RU RU96104579A patent/RU2118945C1/en not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| 1. Нормы радиационной безопасности НРБ-76/87. - М.: Энергоиздат, 1987, с.17-35. 2. Шарыгин Л.М., Моисеев В.Е. и др. Очистка низкоактивных сточных вод АЭС от радионуклидов селективными неорганическими сорбентами. Тез.докл. Всесоюзного семинара "Химия и технология неорганических сорбентов". - Душанбе: 1986, ТГХ, с.54. 3. Егоров Е.В., Макарова С.В. Ионный обмен в радиохимии. - М.: Атомиздат, 1971, с.18-139. 4. Никифоров А.С., Куличенко В.В., Жихарев М.И. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. - М.: Атомиздат, 1985, с.15-260. * |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EA019079B1 (en) * | 2012-06-19 | 2013-12-30 | Елена Владимировна ОРЛОВА | BIOSAFETY NANOCOMPOSITE POLYMER SORBENT FOR SELECTIVE BINDING OF Sr AND Cs ISOTOPES FROM LIQUID MEDIUMS AND RAW MIX FOR PRODUCING SAME |
| GB2583276B (en) * | 2018-01-03 | 2023-03-29 | Univ Tsinghua | Method and system for concentrating and solidifying radionuclides in radioactive waste liquid |
| RU2669013C1 (en) * | 2018-02-06 | 2018-10-05 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Method for processing low-mineralized medium- and low-active liquid radioactive wastes |
| RU2686074C1 (en) * | 2018-08-15 | 2019-04-24 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" | Method of processing liquid radioactive wastes |
| 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 |
|---|---|---|
| US3639231A (en) | Desalination process | |
| Kabay et al. | Removal of boron from water by electrodialysis: effect of feed characteristics and interfering ions | |
| US6372143B1 (en) | Purification of produced water from coal seam natural gas wells using ion exchange and reverse osmosis | |
| US20100116663A1 (en) | Recovery of regenerant electrolyte | |
| US8999172B1 (en) | Selective removal of dissolved substances from aqueous solutions | |
| CN206901952U (en) | Dense salt wastewater zero discharge and resources apparatus | |
| Singh et al. | Removal of ammonia from coke‐plant wastewater by using synthetic zeolite | |
| RU2342720C1 (en) | Method of treating liquid radioactive wastes | |
| US5055237A (en) | Method of compacting low-level radioactive waste utilizing freezing and electrodialyzing concentration processes | |
| RU2118945C1 (en) | Integrated processing of liquid radioactive wastes | |
| RU2686074C1 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes | |
| RU2101235C1 (en) | Method and installation for system reprocessing of liquid radioactive wastes | |
| RU2383498C1 (en) | Method of obtaining desalinated water and high-purity water for nuclear power plants for research centres | |
| US20050040111A1 (en) | Water treatment/remediation system | |
| Epimakhov et al. | Reverse-osmosis filtration based water treatment and special water purification for nuclear power systems | |
| RU2442756C1 (en) | Way to get desalted water and highly pure water for nuclear power plants in research centres | |
| RU2112289C1 (en) | Method for recovery of liquid radioactive wastes | |
| JP4058787B2 (en) | Method for treating boron-containing water | |
| RU2817393C9 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes | |
| RU2817393C1 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes | |
| RU2055640C1 (en) | Heavy metals salts-bearing solutions treatment method | |
| RU2391727C1 (en) | Procedure for neutralisation of low mineralised low-activity waste under field conditions | |
| RU2448057C1 (en) | Method of producing desalinated water and high-purity water for nuclear power units for scientific centres | |
| RU2273066C1 (en) | Method for recovering liquid radioactive wastes | |
| RU2144708C1 (en) | Method for decontaminating low- mineralized and low-active liquid wastes under field conditions |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20080313 |
|
| NF4A | Reinstatement of patent |
Effective date: 20100427 |
|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20110313 |