RU2268513C1 - Method of processing of radioactive effluent - Google Patents
Method of processing of radioactive effluent Download PDFInfo
- Publication number
- RU2268513C1 RU2268513C1 RU2004138337/06A RU2004138337A RU2268513C1 RU 2268513 C1 RU2268513 C1 RU 2268513C1 RU 2004138337/06 A RU2004138337/06 A RU 2004138337/06A RU 2004138337 A RU2004138337 A RU 2004138337A RU 2268513 C1 RU2268513 C1 RU 2268513C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- radionuclides
- liquid phase
- stream
- ozone
- radioactive effluent
- Prior art date
Links
Landscapes
- Treatment Of Water By Oxidation Or Reduction (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области охраны окружающей среды от радиоактивного загрязнения, а точнее к технологии обращения с жидкими радиоактивными отходами. Данный способ может быть использован для переработки низко- и среднеактивных жидких радиоактивных отходов на различных объектах атомной промышленности, в том числе на атомных электростанциях.The invention relates to the field of environmental protection from radioactive contamination, and more specifically to a technology for the treatment of liquid radioactive waste. This method can be used for processing low- and medium-level liquid radioactive waste at various facilities of the nuclear industry, including nuclear power plants.
В силу невозможности уничтожить радиоактивные элементы (радионуклиды) какими-либо техническими методами промышленные способы переработки жидких радиоактивных отходов заключаются лишь в снижении содержания радионуклидов в жидких радиоактивных отходах путем их выделения из жидких радиоактивных отходов, чтобы содержание радионуклидов не превышало предельно допустимых концентраций. При этом радионуклиды необходимо сконцентрировать в минимально возможном объеме.Due to the impossibility of destroying radioactive elements (radionuclides) by any technical methods, industrial methods for processing liquid radioactive waste consist only in reducing the content of radionuclides in liquid radioactive waste by isolating them from liquid radioactive waste so that the content of radionuclides does not exceed the maximum permissible concentrations. In this case, radionuclides must be concentrated in the smallest possible volume.
Жидкие радиоактивные отходы, как правило, содержат, кроме радионуклидов, находящихся либо в ионной, либо в коллоидной формах, различные балластные компоненты минеральной и органической природы, находящиеся либо в растворенным, либо во взвешенном состоянии. Для достижения максимального концентрирования радионуклидов при переработке жидких радиоактивных отходов желательно в ходе переработки минимизировать либо совсем исключить ввод в жидкие радиоактивные отходы дополнительных химических реагентов, а также постараться вывести из обращения максимальное количество нерадиоактивных балластных компонентов.Liquid radioactive waste, as a rule, contains, in addition to radionuclides, which are either in ionic or colloidal forms, various ballast components of mineral and organic nature, either in dissolved or in suspension. To achieve maximum concentration of radionuclides during the processing of liquid radioactive waste, it is advisable to minimize or completely eliminate the introduction of additional chemical reagents into liquid radioactive waste during processing, and also try to take out the maximum number of non-radioactive ballast components from circulation.
Известен способ переработки жидких радиоактивных отходов, основанный на извлечении основной массы радионуклидов на различного рода коллекторах с последующим выделением солевых компонентов осаждением их коагуляцией и разделением смеси на шламовую часть и жидкую фазу (см. А.С.Никифоров и др., Обезвреживание жидких радиоактивных отходов, Москва, Атомиздат, 1985). В качестве коллекторов используют различные гидроокиси металлов или селективные сорбенты.A known method of processing liquid radioactive waste, based on the extraction of the bulk of radionuclides on various collectors, followed by the separation of salt components by precipitation by coagulation and separation of the mixture into the sludge and liquid phase (see A.S. Nikiforov et al., Disposal of liquid radioactive waste , Moscow, Atomizdat, 1985). Various metal hydroxides or selective sorbents are used as collectors.
К недостаткам способа относится низкий коэффициент очистки жидкой фазы, образование большого количества шлама, требующего для организации его хранения специальных хранилищ.The disadvantages of the method include the low coefficient of purification of the liquid phase, the formation of a large amount of sludge, which requires special storages to organize its storage.
Известен также способ переработки жидких радиоактивных отходов атомных электростанций, в котором солевые отходы подвергают озонированию и последующему отделению образующегося при окислении радиоактивного шлама (см. патент RU №2066493, кл. G 21 F 9/08, 10.09.1996). К недостаткам данного способа относятся невысокие коэффициенты очистки от радионуклидов, остающихся после окисления в ионном состоянии.There is also a method of processing liquid radioactive waste from nuclear power plants, in which salt waste is subjected to ozonation and subsequent separation of the resulting radioactive sludge from oxidation (see patent RU No. 2066493, CL G 21 F 9/08, 09/10/1996). The disadvantages of this method include the low cleaning rates of radionuclides remaining after oxidation in the ionic state.
Наиболее близким к изобретению по технической сущности и достигаемому результату является способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих радионуклиды в ионной и коллоидной формах и балластные компоненты минеральной и органической природы в растворенном и взвешенном состояниях, заключающийся в том, что органические компоненты жидких радиоактивных отходов окисляют до газообразного состояния, а минеральные ионные компоненты, в том числе и радионуклиды, переводят во взвешенное состояние в виде гидроокисей металлов путем подачи в поток отходов озона, поток окисленных отходов разделяют на сгущенный шлам и жидкую фазу, на селективных сорбентах проводят доочистку жидкой фазы от оставшихся в ионной форме радионуклидов, а образовавшийся шлам и отработанные сорбенты переводят в твердую форму и отправляют на длительное хранение (см. патент RU №2122753, кл. G 21 F 9/06 27.11.1998).The closest to the invention in technical essence and the achieved result is a method of processing liquid radioactive waste containing radionuclides in ionic and colloidal forms and ballast components of mineral and organic nature in dissolved and suspended states, which consists in the fact that the organic components of liquid radioactive waste are oxidized to gaseous states, and mineral ionic components, including radionuclides, are transferred to a suspended state in the form of metal hydroxides by supplied to the ozone waste stream, the stream of oxidized waste is separated into thickened sludge and the liquid phase, on selective sorbents, the liquid phase is refined from the radionuclides remaining in the ionic form, and the formed sludge and spent sorbents are converted into solid form and sent for long-term storage (see patent RU No. 2122753, class G 21 F 9/06 11/27/1998).
Однако в данном способе переработки радиоактивных отходов на окисление озоном подают поток жидких радиоактивных отходов, загрязненный взвесями, что приводит к увеличению расхода озона на окисление органических компонентов жидких радиоактивных отходов, поскольку твердые частицы затрудняют взаимодействие озона, находящегося в виде газовых пузырьков, с жидкой фазы жидких радиоактивных отходов. Из-за колебаний в концентрациях компонентов жидких радиоактивных отходов, подвергающихся окислению, нет гарантии полного насыщения жидкости озоном в условиях проточного режима обработки. Поэтому возможен проскок коллоидной формы радионуклидов в очищенную жидкую фазу через селективный сорбент, поскольку ни отделение сгущенного шлама, ни селективная сорбция не задерживают радионуклидов.However, in this method of processing radioactive waste for ozone oxidation, a stream of liquid radioactive waste contaminated with suspensions is supplied, which leads to an increase in ozone consumption for the oxidation of organic components of liquid radioactive waste, since solid particles impede the interaction of ozone, which is in the form of gas bubbles, with the liquid phase of the liquid radioactive waste. Due to fluctuations in the concentrations of the components of the liquid radioactive waste subjected to oxidation, there is no guarantee that the liquid will completely saturate with ozone under the flow conditions of processing. Therefore, a slip of the colloidal form of radionuclides into the purified liquid phase through a selective sorbent is possible, since neither the separation of condensed sludge nor selective sorption delays the radionuclides.
Техническим результатом, на достижение которого направлено настоящее изобретение, является увеличение коэффициента уменьшения объема радиоактивного концентрата, формируемого в виде шлама, за счет исключения ввода в жидкие радиоактивные отходы дополнительных реагентов, а также повышение коэффициента очистки жидкой фазы жидких радиоактивных отходов от радионуклидов за счет более полного извлечения радионуклидов, которые находятся в коллоидной форме.The technical result to which the present invention is directed is to increase the coefficient of decreasing the volume of the radioactive concentrate formed in the form of sludge by eliminating the addition of additional reagents to the liquid radioactive waste, as well as increasing the coefficient of purification of the liquid phase of the liquid radioactive waste from radionuclides due to a more complete extracting radionuclides that are in colloidal form.
Указанный технический результат достигается за счет того, что способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих радионуклиды в ионной и коллоидной формах и балластные компоненты минеральной и органической природы в растворенном и взвешенном состояниях, заключающийся в том, что органические компоненты жидких радиоактивных отходов окисляют до газообразного состояния, а минеральные ионные компоненты, в том числе и радионуклиды переводят во взвешенное состояние в виде гидроокисей металлов путем подачи в поток озона, поток окисленных отходов разделяют на сгущенный шлам и жидкую фазу, на селективных сорбентах проводят доочистку жидкой фазы от оставшихся в ионной форме радионуклидов, а образовавшийся шлам и отработанные сорбенты переводят в твердую форму и отправляют на длительное хранение, при этом перед обработкой озоном поток отходов путем фильтрации на сетчатом фильтрующем материале очищают от взвешенных частиц, обработку озоном проводят в циркуляционном режиме, разделение окисленного потока на сгущенный шлам и жидкую фазу проводят путем фильтрации на сетчатом фильтрующем материале, а перед доочисткой жидкой фазы на селективных сорбентах проводят мембранную микрофильтрацию с отделением от жидкой фазы радионуклидов в коллоидной форме, которые возвращают в поток жидких радиоактивных отходов после подачи в него озона.The specified technical result is achieved due to the fact that the method of processing liquid radioactive waste containing radionuclides in ionic and colloidal forms and ballast components of mineral and organic nature in dissolved and suspended states, namely, that the organic components of liquid radioactive waste are oxidized to a gaseous state, and mineral ionic components, including radionuclides, are put into suspension in the form of metal hydroxides by supplying ozone to a stream, oxy stream Waste sludge is separated into condensed sludge and the liquid phase, on selective sorbents, the liquid phase is further treated from the radionuclides remaining in the ionic form, and the resulting sludge and spent sorbents are solidified and sent for long-term storage. In this case, the waste stream is filtered by ozone before treatment the mesh filter material is cleaned of suspended particles, ozone treatment is carried out in a circulating mode, the oxidized stream is separated into condensed sludge and the liquid phase is carried out by filtration on tchatom filter material and before additional purification of the liquid phase is carried out on selective sorbents microfiltration membrane with the separation of radionuclides from liquid phase in colloidal form, which is recycled to the flow of liquid radioactive waste after the ozone therein.
В ходе проведенного исследования было установлено, что исходный поток жидких радиоактивных отходов может быть предварительно освобожден от взвешенных компонентов, что позволяет интенсифицировать реакцию окисления в потоке жидких радиоактивных отходов озоном, при этом ввод озона в поток жидких радиоактивных отходов проводят в циркуляционном режиме, что позволяет гарантировать полное окисление окисляемых компонентов жидких радиоактивных отходов. Разделение окисленного потока на шлам и жидкую фазу путем фильтрования на сетчатом материале, который легко регенерируется, позволяет получить более сгущенный шлам. Проведение мембранной микрофильтрации жидкой фазы после фильтрования на сетчатом материале позволяет полностью очистить жидкую фазу от радионуклидов в коллоидной форме и вывести их в виде шлама на стадии разделения.In the course of the study, it was found that the initial stream of liquid radioactive waste can be preliminarily freed from suspended components, which makes it possible to intensify the oxidation reaction in the stream of liquid radioactive waste with ozone, while the introduction of ozone into the stream of liquid radioactive waste is carried out in a circulating mode, which allows to guarantee complete oxidation of the oxidizable components of liquid radioactive waste. The separation of the oxidized stream into sludge and liquid phase by filtering on a mesh material that is easily regenerated, allows you to get a more condensed sludge. Conducting membrane microfiltration of the liquid phase after filtering on a mesh material allows you to completely clean the liquid phase from radionuclides in colloidal form and remove them in the form of sludge at the separation stage.
Коэффициент уменьшения объема получаемого шлама является одним из основных параметров технологии переработки жидких радиоактивных отходов. Уменьшение объема получаемого шлама достигается за счет исключения ввода в жидкие радиоактивные отходы дополнительных реагентов на стадии озонирования, поскольку полное окисление компонентов достигается за счет циркуляционного режима ввода озона, а не за счет добавления дополнительных химических реагентов, например гидроокиси металлов. Кроме того, осветление жидкой фазы микрофильтрационными мембранами позволяет существенно повысить обменную емкость селективных сорбентов и пропорционально этому уменьшить расход отработанного сорбента на отверждение.The reduction ratio of the volume of sludge obtained is one of the main parameters of the technology for processing liquid radioactive waste. The reduction in the volume of sludge obtained is achieved by eliminating the introduction of additional reagents into the liquid radioactive waste at the ozonation stage, since the complete oxidation of the components is achieved due to the circulation regime of ozone input, and not due to the addition of additional chemicals, such as metal hydroxide. In addition, clarification of the liquid phase by microfiltration membranes can significantly increase the exchange capacity of selective sorbents and proportionally reduce the consumption of spent sorbent for curing.
позволяет существенно повысить обменную емкость селективных сорбентов и пропорционально этому уменьшить расход отработанного сорбента на отверждение.allows you to significantly increase the exchange capacity of selective sorbents and proportionally to reduce the consumption of spent sorbent for curing.
Таким образом, коэффициент очистки от радионуклидов повышается благодаря тому, что все радионуклиды, находящиеся в коллоидной форме, удаляются из жидкой фазы с помощью микрофильтрационных мембран, чего ранее невозможно было достичь ни на стадии разделения, ни на стадии селективной сорбции.Thus, the coefficient of purification from radionuclides increases due to the fact that all radionuclides in colloidal form are removed from the liquid phase using microfiltration membranes, which previously could not be achieved either at the separation stage or at the stage of selective sorption.
На чертеже представлена блок-схема способа переработки жидких радиоактивных отходов.The drawing shows a flowchart of a method for processing liquid radioactive waste.
Установка по переработке жидких радиоактивных отходов содержит фильтр 1 предварительной очистки жидких радиоактивных отходов от взвешенных частиц, сборную емкость 2 фильтрата, блок 3 генерации и ввода озона в поток жидких радиоактивных отходов при осуществлении циркуляции потока между сборной емкостью 2 и блоком 3 генерации и ввода озона, фильтр 4 разделения окисленного потока на шлам и жидкую фазу, промежуточную емкость 5 сбора жидкой фазы, мембранный микрофильтрационный аппарат 6, линию 7 возврата концентрированного потока радионуклидов после отделения на стадии микрофильтрации на фильтр 4 разделения окисленного потока, фильтр-контейнер 8 с селективным сорбентом, блок 9 перевода в твердое состояние шлама, блок 10 перевода в твердое состояние отработанного сорбента.A liquid radioactive waste reprocessing installation comprises a filter 1 for pre-treatment of liquid radioactive waste from suspended particles, a collection tank 2 of the filtrate, a unit 3 for generating and introducing ozone into the liquid radioactive waste stream when circulating the stream between the collection tank 2 and the ozone generation and injection unit 3, filter 4 for separating the oxidized stream into sludge and liquid phase, an intermediate container 5 for collecting the liquid phase, the membrane microfiltration apparatus 6, the return line 7 of the concentrated flow of radionuclide after separation in microfiltration stage filter 4 to the separation of the oxidized stream filter container 8 with the selective sorbent unit 9 transfers solid slurry state, block 10 transfers spent sorbent solid state.
Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих радионуклиды в ионной и коллоидной формах и балластные компоненты минеральной и органической природы в растворенном и взвешенном состояниях, реализуется следующим образом.A method of processing liquid radioactive waste containing radionuclides in ionic and colloidal forms and ballast components of mineral and organic nature in dissolved and suspended states is implemented as follows.
Поток отходов путем фильтрации на сетчатом фильтрующем материале фильтра 1 очищают от взвешенных частиц, которые направляют в блок 9, а фильтрат направляют в сборную емкость 2. Далее проводят обработку фильтрата озоном посредством использования блока 3 генерации и ввода озона в сборную емкость 2 фильтрата, причем обработку проводят в циркуляционном режиме. Путем подачи в поток отходов озона органические компоненты жидких радиоактивных отходов окисляют до газообразного состояния, а минеральные ионные компоненты, в том числе и радионуклиды, переводят во взвешенное состояние в виде гидроокисей металлов. Поток окисленных отходов разделяют на фильтре 4 на сгущенный шлам и жидкую фазу. Разделение окисленного потока на сгущенный шлам и жидкую фазу проводят путем фильтрации на сетчатом фильтрующем материале. В промежуточной емкости 5 сбора жидкой фазы завершают процесс отделения шлама от жидкой фазы с получением осветленной жидкой фазы. Далее посредством мембранного микрофильтрационного аппарата 6 проводят мембранную микрофильтрацию с отделением от жидкой фазы радионуклидов в коллоидной форме, доочистку жидкой фазы от оставшихся в ионной форме радионуклидов, а образовавшийся шлам в блоке 9 и отработанные сорбенты в блоке 10 переводят в твердую форму и отправляют на длительное хранение.The waste stream by filtration on the filter mesh filter material 1 is cleaned of suspended particles, which are sent to block 9, and the filtrate is sent to the collecting tank 2. Next, the filtrate is treated with ozone by using the generating unit 3 and introducing ozone into the collecting tank 2 of the filtrate, and processing carried out in a circulating mode. By feeding into the ozone waste stream, the organic components of liquid radioactive waste are oxidized to a gaseous state, and mineral ionic components, including radionuclides, are put into suspension in the form of metal hydroxides. The stream of oxidized waste is separated on the filter 4 into the thickened sludge and the liquid phase. The separation of the oxidized stream into thickened sludge and the liquid phase is carried out by filtration on a mesh filter material. In the intermediate vessel 5 for collecting the liquid phase, the process of separating the sludge from the liquid phase is completed to obtain a clarified liquid phase. Next, by means of a membrane microfiltration apparatus 6, membrane microfiltration is carried out with separation of radionuclides from the liquid phase in colloidal form, post-treatment of the liquid phase from radionuclides remaining in the ionic form, and the formed sludge in block 9 and spent sorbents in block 10 are converted into solid form and sent for long-term storage .
Пример. Предлагаемый способ был применен для переработки жидких радиоактивных отходов следующего состава:Example. The proposed method was applied for the processing of liquid radioactive waste of the following composition:
Исходный поток жидких радиоактивных отходов поступает на фильтр предварительной очистки 1, где происходит освобождение потока от основной части взвесей. Тонкость фильтрования - <50 мкм. Периодически фильтр регенерируется. Образовавшийся из отделенных взвешенных частиц шлам с фильтра 1 аккумулируется в блоке 9, где после его заполнения производят перевод шлама в твердое состояние путем добавлением цемента. Поток фильтрата поступает в сборную емкость 2, которая одновременно является отстойником. Она снабжена нижним спуском для периодического вывода шлама, который поступает в блок 9. Из емкости 2 раствор насосом прокачивается через блок 3 генерирования и ввода озона и возвращается в емкость 2. Ввод озона осуществляется с помощью эжектора. При этом происходит окисление органических компонентов до CO2 и H2O и минеральных ионных компонентов до гидроокисей. Полнота окисления определяется отбором проб на наличие изотопа 60Со в фильтрате пробы (на фильтре «синяя лента»).The initial stream of liquid radioactive waste enters the pre-filter 1, where the stream is released from the main part of the suspension. Filter fineness - <50 microns. The filter is periodically regenerated. The sludge formed from the separated suspended particles from the filter 1 is accumulated in block 9, where after filling it, the sludge is converted to a solid state by adding cement. The filtrate stream enters the collection tank 2, which is also a sump. It is equipped with a lower slope for the periodic withdrawal of sludge, which enters the block 9. From the tank 2, the solution is pumped by the pump through the ozone generation and input unit 3 and returned to the tank 2. The ozone is introduced using an ejector. In this case, the oxidation of organic components to CO 2 and H 2 O and mineral ionic components to hydroxides occurs. The completeness of oxidation is determined by sampling for the presence of the 60 Co isotope in the sample filtrate (on the “blue ribbon” filter).
Озонирование жидких радиоактивных отходов производилось при рН 12,5, расход озона составил 6,5 г на 1 л раствора. При отсутствии предварительного фильтрования расход озона составлял бы 10,5 г на 1 л раствора.Ozonation of liquid radioactive waste was carried out at a pH of 12.5, ozone consumption was 6.5 g per 1 liter of solution. In the absence of pre-filtration, the ozone consumption would be 10.5 g per 1 liter of solution.
Окисленный поток поступает на сетчатый фильтр 4 с тонкостью фильтрования <5 мкм, который также периодически регенерируется импульсом обратного тока фильтрата, а шлам поступает в блок 9. Осветленная жидкая фаза насосом под давлением 0,25 МПа подается на мембранный аппарат 6, снабженный керамическими микрофильтрационными мембранами с порами 0,2 мкм. Фильтрат передается далее на фильтр-контейнер 8 селективной сорбции, концентрированный поток радионуклидов возвращается на повторное разделение в фильтре 4. За счет ассоциирования коллоидных частиц, в том числе и радиоколлоидов, при концентрировании раствора появляется возможность их удержания на сетчатом фильтре 4, после чего они попадают в шлам.The oxidized stream enters the strainer 4 with a filter fineness of <5 μm, which is also periodically regenerated by a filtrate reverse current pulse, and the sludge enters block 9. The clarified liquid phase is pumped under a pressure of 0.25 MPa to a membrane apparatus 6 equipped with ceramic microfiltration membranes with pores of 0.2 microns. The filtrate is then transferred to the filter container 8 of selective sorption, the concentrated stream of radionuclides is returned for re-separation in the filter 4. Due to the association of colloidal particles, including radio colloids, when the solution is concentrated, it becomes possible to retain them on the strainer 4, after which they fall into the sludge.
Параметры выделенной жидкой фазы после мембранного аппарата следующие:The parameters of the isolated liquid phase after the membrane apparatus are as follows:
При отсутствии микрофильтрации общая удельная активность раствора остается повышенной до уровня 1,15·10-9 Ku/л за счет проскока через фильтр 4 коллоидной фракции радионуклидов.In the absence of microfiltration, the total specific activity of the solution remains elevated to the level of 1.15 · 10 -9 Ku / l due to the slip through the filter 4 of the colloidal fraction of radionuclides.
После селективной сорбции на сорбенте НЖА (ферроцианид никеля) удельная активность раствора снижается до величины 0,5·10-10 Ku/л, что ниже предельного уровня и позволяет обращаться с раствором как с обычным химическим отходом.After selective sorption on an NLA sorbent (nickel ferrocyanide), the specific activity of the solution decreases to a value of 0.5 · 10 -10 Ku / L, which is below the limit level and allows you to handle the solution as normal chemical waste.
Предлагаемый способ заложен в проект промышленной установки для АЭС.The proposed method is incorporated into the design of an industrial installation for nuclear power plants.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2004138337/06A RU2268513C1 (en) | 2004-12-28 | 2004-12-28 | Method of processing of radioactive effluent |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2004138337/06A RU2268513C1 (en) | 2004-12-28 | 2004-12-28 | Method of processing of radioactive effluent |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2268513C1 true RU2268513C1 (en) | 2006-01-20 |
Family
ID=35873529
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2004138337/06A RU2268513C1 (en) | 2004-12-28 | 2004-12-28 | Method of processing of radioactive effluent |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2268513C1 (en) |
Cited By (11)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2465666C2 (en) * | 2010-12-29 | 2012-10-27 | Александр Гаврилович Басиев | Method of processing liquid radioactive wastes |
| US8753518B2 (en) | 2010-10-15 | 2014-06-17 | Diversified Technologies Services, Inc. | Concentrate treatment system |
| RU2558899C1 (en) * | 2014-06-25 | 2015-08-10 | ЗАКРЫТОЕ АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО "Инженерный центр "Эксимер" (ЗАО "ИЦ "Эксимер") | Method of removing radioactive 60co isotope from stillage residue of nuclear power plants and system therefor |
| RU2560837C2 (en) * | 2013-11-19 | 2015-08-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Method for purifying radioactive waste liquid |
| US9283418B2 (en) | 2010-10-15 | 2016-03-15 | Avantech, Inc. | Concentrate treatment system |
| WO2016108727A1 (en) * | 2014-12-29 | 2016-07-07 | Общество с ограниченной ответственностью "Научно-Производственное предприятие "Эксорб" | Method for processing liquid radioactive waste and for the recovery thereof |
| RU2597242C1 (en) * | 2015-04-13 | 2016-09-10 | Акционерное общество "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" | Method of cleaning liquid radioactive wastes from organic impurities |
| RU2616972C1 (en) * | 2016-02-12 | 2017-04-19 | Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственное предприятие "Эксорб" | Method of clearing liquid radioactive wastes |
| RU2654195C1 (en) * | 2017-06-01 | 2018-05-17 | Общество с ограниченной ответственностью "РАОТЕХ" | Method for processing liquid radioactive wastes |
| WO2019125216A1 (en) | 2017-12-19 | 2019-06-27 | Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственное предприятие "Эксорб" | Method for reprocessing liquid radioactive waste |
| US10580542B2 (en) | 2010-10-15 | 2020-03-03 | Avantech, Inc. | Concentrate treatment system |
-
2004
- 2004-12-28 RU RU2004138337/06A patent/RU2268513C1/en not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| ЧЕЧЕТКИН Ю.В., ГРАЧЕВ А.Ф. Обращение с радиоактивными отходами. - Самара, 2000, с.90-101. * |
Cited By (14)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US8753518B2 (en) | 2010-10-15 | 2014-06-17 | Diversified Technologies Services, Inc. | Concentrate treatment system |
| US9283418B2 (en) | 2010-10-15 | 2016-03-15 | Avantech, Inc. | Concentrate treatment system |
| US10580542B2 (en) | 2010-10-15 | 2020-03-03 | Avantech, Inc. | Concentrate treatment system |
| RU2465666C2 (en) * | 2010-12-29 | 2012-10-27 | Александр Гаврилович Басиев | Method of processing liquid radioactive wastes |
| RU2560837C2 (en) * | 2013-11-19 | 2015-08-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Method for purifying radioactive waste liquid |
| RU2558899C1 (en) * | 2014-06-25 | 2015-08-10 | ЗАКРЫТОЕ АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО "Инженерный центр "Эксимер" (ЗАО "ИЦ "Эксимер") | Method of removing radioactive 60co isotope from stillage residue of nuclear power plants and system therefor |
| US10014088B2 (en) | 2014-12-29 | 2018-07-03 | Eksorb Ltd | Method for processing liquid radioactive waste and for the recovery thereof |
| WO2016108727A1 (en) * | 2014-12-29 | 2016-07-07 | Общество с ограниченной ответственностью "Научно-Производственное предприятие "Эксорб" | Method for processing liquid radioactive waste and for the recovery thereof |
| CN107430897A (en) * | 2014-12-29 | 2017-12-01 | Eksorb有限公司 | The processing method of radioactive liquid waste and its application |
| EA032408B1 (en) * | 2014-12-29 | 2019-05-31 | Общество с ограниченной ответственностью "Научно-Производственное предприятие "Эксорб" | Method for processing liquid radioactive waste and for the recovery thereof |
| RU2597242C1 (en) * | 2015-04-13 | 2016-09-10 | Акционерное общество "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" | Method of cleaning liquid radioactive wastes from organic impurities |
| RU2616972C1 (en) * | 2016-02-12 | 2017-04-19 | Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственное предприятие "Эксорб" | Method of clearing liquid radioactive wastes |
| RU2654195C1 (en) * | 2017-06-01 | 2018-05-17 | Общество с ограниченной ответственностью "РАОТЕХ" | Method for processing liquid radioactive wastes |
| WO2019125216A1 (en) | 2017-12-19 | 2019-06-27 | Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственное предприятие "Эксорб" | Method for reprocessing liquid radioactive waste |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2268513C1 (en) | Method of processing of radioactive effluent | |
| WO2014020762A1 (en) | Water treatment device | |
| CN103539294A (en) | Method for recovering silver plating wastewater and silver | |
| CN110349689A (en) | Nuclear power station Spent Radioactive liquid processing device | |
| CN105481202B (en) | A kind of stainless steel acid cleaning waste water processing system and processing method | |
| RU2342720C1 (en) | Method of treating liquid radioactive wastes | |
| EP1565918B1 (en) | Method for treating radioactive waste water | |
| TW200400159A (en) | Liquid treatment method and apparatus | |
| KR20070102531A (en) | Treatment of wastewater streams containing surfactants | |
| CN110379532A (en) | Radioactive liquid waste processing method and processing device | |
| CN110349690A (en) | Radioactive liquid waste processing method and processing device | |
| UA14319U (en) | Method for processing liquid radioactive waste | |
| CN110078175A (en) | A kind of ultrafiltration and air-floating integral unit and application | |
| KR20040077088A (en) | Process of Radioactive Liquid Waste | |
| RU2736050C1 (en) | Installation for treatment of waste water, drainage and over-slime waters of industrial facilities and facilities for arrangement of production and consumption wastes | |
| CN205528261U (en) | Stainless steel pickling wastewater treatment device | |
| CN209098386U (en) | A kind of circulating sewage processing system of garbage incinerating power plant | |
| RU2273066C1 (en) | Method for recovering liquid radioactive wastes | |
| CN220999464U (en) | Waste water tubular membrane treatment device | |
| RU2112289C1 (en) | Method for recovery of liquid radioactive wastes | |
| JP6385141B2 (en) | Method for removing radioactive pollutants from radioactively contaminated water | |
| RU2357309C2 (en) | Method of decontamination of exposed water reservoirs, water drains | |
| JP4033671B2 (en) | Coal storage muddy water purification device and coal muddy muddy water purification method | |
| RU2740993C1 (en) | Method for treatment of waste water, drainage and over-slime waters of industrial facilities and facilities for arrangement of production and consumption wastes | |
| RU2817393C9 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20061229 |
|
| NF4A | Reinstatement of patent |
Effective date: 20080310 |
|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20101229 |
|
| RZ4A | Other changes in the information about an invention | ||
| RH4A | Copy of patent granted that was duplicated for the russian federation |
Effective date: 20140825 |
|
| PC41 | Official registration of the transfer of exclusive right |
Effective date: 20150703 |
|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20151229 |