RU2120144C1 - Способ очистки жидких радиоактивных отходов - Google Patents
Способ очистки жидких радиоактивных отходов Download PDFInfo
- Publication number
- RU2120144C1 RU2120144C1 RU97113389A RU97113389A RU2120144C1 RU 2120144 C1 RU2120144 C1 RU 2120144C1 RU 97113389 A RU97113389 A RU 97113389A RU 97113389 A RU97113389 A RU 97113389A RU 2120144 C1 RU2120144 C1 RU 2120144C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- liquid
- radioactive wastes
- solid phase
- liquid radioactive
- purification
- Prior art date
Links
Images
Landscapes
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
- Treatment Of Liquids With Adsorbents In General (AREA)
Abstract
Способ включает контактирование жидких радиоактивных отходов с природной глиной при температуре не ниже 180oC не менее 6 ч. Преимущественно процесс проводят при соотношении жидкость: твердая фаза 10:1. По способу достигается высокая степень очистки воды от актиноидов с прочной фиксацией их в твердой матрице. 1 з.п.ф-лы, 1 табл.
Description
Изобретение относится к способу очистки жидких радиоактивных отходов и может быть использовано в радиохимической технологии при обращении с отходами.
Для очистки жидких радиоактивных отходов обычно применяют ионный обмен и химическое осаждение.
Очистка методами ионного обмена проводится с использованием неорганических природных (глины, цеолиты), синтетических (силикагель) и органических (ионообменные смолы) материалов. Последние обеспечивают высокую степень очистки, но предъявляют жесткие требования к растворам по солесодержанию, наличию взвесей, что обуславливает необходимость предварительной подготовки растворов. Вторичными отходами при использовании смол являются регенерирующие растворы и отработанные смолы, требующие дальнейшей переработки [1].
Очистка методами осаждения проводится с использованием химических осадителей и коагулянтов - гидроксидов Fe, Al, Ti, фосфатов, сульфатов, сульфидов, ферроцианидов меди, цинка, никеля и др. Твердая фаза идет на хранение (захоронение), а жидкая - на дальнейшую переработку. Недостаток методов: необходимы химические осадители, коагулянты и корректировка кислотности раствора, кроме того, твердая фаза может постепенно выщелачиваться водой при длительном хранении [1].
В известном способе [2] осуществляется очистка растворов, содержащих остаточную радиоактивность, путем их контактирования с пористым поглотителем, например Al2O3 или силикагелем с крупными порами. Затем поглотитель, содержащий раствор, нагревают до температуры достигающей 400oC. При этом металлы, содержащиеся в растворе, преобразуются в окислы, реагирующие, по крайней мере частично, с поглотителем. Получаются гранулы, физические свойства которых облегчают обращение с материалом, а также последующую обработку. Недостаток метода: большие энергозатраты и необходимость применения синтетических поглотителей.
В другом способе [3], выбранном нами за прототип, осуществляется переработка жидких радиоактивных отходов, содержащих NaNO3, в твердое малорастворимое вещество, устойчивое к нагреванию. Способ характеризуется тем, что указанные отходы обрабатывают измельченной в порошок алюмосиликатной глиной (каолин, бентонит и т.п.) при температурах от 30o до 100o с целью фиксации радиоактивных солей путем растворения их в матрице алюмосиликата. Этим способом можно фиксировать 137Cs и 90Sr.
Известный способ не позволяет проводить очистку отходов от актиноидов.
Техническая задача, решаемая изобретением, - повышение степени очистки вод от актиноидов, перевод радиоактивных отходов из жидкой фазы в твердую с прочной фиксацией актиноидов на сорбенте.
Поставленную задачу решают тем, что в способе переработки жидких радиоактивных отходов, путем фиксации их в матрице алюмосиликата, радиоактивные отходы, содержащие актиноиды и продукты коррозии (Fe, Cr), контактируют с природной глиной при температуре не ниже 180oC в течение не менее 6 часов. При этом соотношение фаз жидкость:твердое = 10:1.
Способ применяют для очистки жидких радиоактивных отходов от тория, урана, плутония.
Способ испытан на растворах, имеющих состав: NaNO3 = 1.5 моль/л, CH3COOH= 0.3 моль/л, Th = 10 мг/л, U = 0.1 г/л, Pu = 800 мкг/л, продукты коррозии (Al, Fe, Cr, Ni в сумме = 1 г/л). Раствор указанного состава и природную глину при соотношении фаз жидкость:твердое = 10:1 помещали в автоклав и выдерживали в течение заданного времени при повышенной температуре. Часть опытов проводили при 25oC.
По истечении заданного времени выдержки автоклав охлаждали, раствор декантировали и анализировали, по результатам анализа определяли коэффициент очистки.
Далее определяли выщелачиваемость металлов, поглощенных глиной, путем контактирования твердой фазы с водой или кислотой (6 M HNO3 или 6 M HCl) до установления равновесия.
Результаты экспериментов представлены в таблице
Как видно из приведенных данных, при температурах, аналогичных прототипу [3] , степень очистки раствора от актиноидов не велика и прочного фиксирования их на сорбенте не достигается даже при длительном контакте фаз. С ростом температуры очистка увеличивается. При 180oC коэффициент очистки по плутонию достигает 480, а по торию >1000, при этом обеспечивается их прочная фиксация на твердой фазе. Выщелачиваемость водой не превышает 0.001%.
Как видно из приведенных данных, при температурах, аналогичных прототипу [3] , степень очистки раствора от актиноидов не велика и прочного фиксирования их на сорбенте не достигается даже при длительном контакте фаз. С ростом температуры очистка увеличивается. При 180oC коэффициент очистки по плутонию достигает 480, а по торию >1000, при этом обеспечивается их прочная фиксация на твердой фазе. Выщелачиваемость водой не превышает 0.001%.
Источники информации:
1. Рыбальченко А.И., Пименов М.К., Костин П.П. и др. Глубинное захоронение жидких радиоактивных отходов. - М.: Издат, 1994, 256 с.
1. Рыбальченко А.И., Пименов М.К., Костин П.П. и др. Глубинное захоронение жидких радиоактивных отходов. - М.: Издат, 1994, 256 с.
2. Заявка Франции N 2242752, МПК G 21 F 9/16, 1975 г.
3. Заявка Франции N 2266264, МПК G 21 F 9/16, 1975 г. (прототип).
Claims (2)
1. Способ очистки жидких радиоактивных отходов, включающий их контактирование с природной глиной при повышенной температуре, отличающийся тем, что процесс очистки проводят при температуре не ниже 180oC и времени контакта не менее 6 ч.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что процесс проводят при соотношении фаз жидкость : твердое 10 : 1.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU97113389A RU2120144C1 (ru) | 1997-07-22 | 1997-07-22 | Способ очистки жидких радиоактивных отходов |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU97113389A RU2120144C1 (ru) | 1997-07-22 | 1997-07-22 | Способ очистки жидких радиоактивных отходов |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2120144C1 true RU2120144C1 (ru) | 1998-10-10 |
RU97113389A RU97113389A (ru) | 1999-02-10 |
Family
ID=20196032
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU97113389A RU2120144C1 (ru) | 1997-07-22 | 1997-07-22 | Способ очистки жидких радиоактивных отходов |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2120144C1 (ru) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2615403C1 (ru) * | 2016-03-28 | 2017-04-04 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина" | Способ извлечения урана из подземной воды |
-
1997
- 1997-07-22 RU RU97113389A patent/RU2120144C1/ru active
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
Шведов В.П. и др. Ядерная технология. М.: Атомиздат, 1979, с. 223. * |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2615403C1 (ru) * | 2016-03-28 | 2017-04-04 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина" | Способ извлечения урана из подземной воды |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Rengaraj et al. | Studies on adsorptive removal of Co (II), Cr (III) and Ni (II) by IRN77 cation-exchange resin | |
US4659512A (en) | Fixation of dissolved metal species with a complexing agent | |
US4333847A (en) | Fixation by anion exchange of toxic materials in a glass matrix | |
JP5734807B2 (ja) | 放射性セシウム及び放射性ストロンチウム含有物質の処理方法 | |
US20060211908A1 (en) | Low-temperature solidification of radioactive and hazardous wastes | |
FR2682524B1 (fr) | Procede de conditionnement ou de recyclage de cartouches ioniques usagers. | |
RU2120144C1 (ru) | Способ очистки жидких радиоактивных отходов | |
Osteen et al. | Treatment of radioactive laboratory waste for mercury removal | |
JPS6341439B2 (ru) | ||
Singh et al. | The use of hematite for chromium (VI) removal | |
Rao et al. | Copper ferrocyanide—polyurethane foam as a composite ion exchanger for removal of radioactive cesium | |
JPS5886499A (ja) | 水中に存在する異物質を定着させる方法 | |
RU2226726C2 (ru) | Способ переработки жидких радиоактивных отходов атомной электростанции | |
JP3119538B2 (ja) | 放射性廃樹脂の除染方法 | |
Sebesta et al. | Development of composite ion exchangers and their use in treatment of liquid radioactive wastes | |
RU2125972C1 (ru) | Способ очистки сточных вод от ионов тяжелых металлов | |
Myrzalieva et al. | Wastewater treatment using natural zeolite materials | |
Hernández-Barrales et al. | Sorption of radioactive cobalt in natural Mexican clinoptilolite | |
Epimakhov et al. | Reverse-osmosis filtration based water treatment and special water purification for nuclear power systems | |
John et al. | Application of new inorganic-organic composite absorbers with polyacrylonitrile binding matrix for separation of radionuclides from liquid radioactive wastes | |
RU2330340C2 (ru) | Способ извлечения радионуклидов из водных растворов | |
RU2183871C1 (ru) | Способ дезактивации отработанного катионита установок обработки радиоактивных сред атомной электростанции | |
RU2231838C1 (ru) | Плавающий композиционный материал для очистки водных сред от радионуклидов цезия и/или нефтепродуктов | |
JP2002031697A (ja) | 放射性廃液の処理方法 | |
JP3058705B2 (ja) | 放射性廃棄物の処理方法及び前処理設備 |