RU2342720C1 - Method of treating liquid radioactive wastes - Google Patents

Method of treating liquid radioactive wastes Download PDF

Info

Publication number
RU2342720C1
RU2342720C1 RU2007109872/06A RU2007109872A RU2342720C1 RU 2342720 C1 RU2342720 C1 RU 2342720C1 RU 2007109872/06 A RU2007109872/06 A RU 2007109872/06A RU 2007109872 A RU2007109872 A RU 2007109872A RU 2342720 C1 RU2342720 C1 RU 2342720C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
stage
subjected
reverse osmosis
radioactive wastes
formation
Prior art date
Application number
RU2007109872/06A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU2007109872A (en
Inventor
Сергей Александрович Дмитриев (RU)
Сергей Александрович Дмитриев
Денис Анатольевич Федоров (RU)
Денис Анатольевич Федоров
Александр Евгеньевич Савкин (RU)
Александр Евгеньевич Савкин
Юрий Викторович Карлин (RU)
Юрий Викторович Карлин
Original Assignee
Государственное унитарное предприятие города Москвы - объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды (ГУП МосНПО "Радон")
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Государственное унитарное предприятие города Москвы - объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды (ГУП МосНПО "Радон") filed Critical Государственное унитарное предприятие города Москвы - объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды (ГУП МосНПО "Радон")
Priority to RU2007109872/06A priority Critical patent/RU2342720C1/en
Publication of RU2007109872A publication Critical patent/RU2007109872A/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2342720C1 publication Critical patent/RU2342720C1/en

Links

Landscapes

  • Separation Using Semi-Permeable Membranes (AREA)
  • Water Treatment By Sorption (AREA)

Abstract

FIELD: physics; nuclear technology.
SUBSTANCE: present invention pertains to environmental conservation, and more specifically to treatment of liquid radioactive wastes. The method of treating liquid radioactive wastes involves elutriation of the initial stream of liquid radioactive waste with formation of a supernatant fluid and sludge. The supernatant fluid is defecated on a mechanical filter with formation of a filtrate. The filter is subjected to ion-selective sorption after deep desalination in two stages. The first stage involves reverse osmosis with formation of streams of intermediate concentrate and deactivated solution. Before elutriation, the liquid radioactive wastes undergo preliminary filtration on filters with a bed made from sypron and granular polypropylene, capable of separating oil, oil-products and alpha-radionuclides from liquid radioactive wastes. After elutriation, the supernatant fluid is subjected to successive mechanical filtration on sand and carbon filters, with formation of a filtrate. This filtrate is undergoes deep desalination through reverse osmosis. After the first stage, the deactivated solution undergoes ion-selective sorption, and then pH correction on a limestone filter. At the second deep desalination stage, the intermediate concentrate undergoes pre-concentration through reverse osmosis with formation of a concentrate with salt content of 100-150 g/l, which is taken for further conditioning, and a permeate, which is taken back to the first stage of deep desalination. The invention allows for concentrating liquid radioactive wastes, containing oil-products and radio nuclides Cs137, Sr90, and Pu239, as well as obtaining very pure permeate with neutral pH and reducing secondary liquid and solid radioactive wastes.
EFFECT: obtaining a very pure permeate with neutral pH, reduced secondary liquid and solid radioactive wastes.
1 cl, 1 dwg, 1 ex

Description

Заявляемый способ относится к области охраны окружающей среды, а точнее к области переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Изобретение может быть использовано в процессе переработки ЖРО низкого уровня активности с высоким содержанием взвесей, поверхностно-активных веществ (ПАВ), нефтепродуктов (масел) и солесодержанием до 10 г/л, которые образуются в результате деятельности радиохимических производств. Преимущественно, на предприятиях по переработке радиоактивных отходов.The inventive method relates to the field of environmental protection, and more specifically to the field of processing liquid radioactive waste (LRW). The invention can be used in the processing of low-level LRW with a high content of suspensions, surface-active substances (surfactants), oil products (oils) and salinity up to 10 g / l, which are formed as a result of the activity of radiochemical industries. Mostly in radioactive waste processing facilities.

В практике широко используются комплексные технологические схемы переработки ЖРО. Например, известен способ комплексной переработки ЖРО (Патент RU 211894. БИ №26 от 20.09.1998 г.), который заключается в постадийной переработке ЖРО, содержащих радионуклиды цезия и стронция в следующей последовательности: вначале ЖРО подают на стадию предочистки, которая включает в себя блоки механической очистки, ультрафильтрации, затем их пропускают через селективный неорганический сорбент на основе ферроцианидов переходных металлов меди, никеля, кобальта и пористого неорганического носителя, затем их подвергают обессоливанию и концентрированию одним из следующих методов: дистилляционным, двухстадийным, в котором на первой стадии используют электромембранное или обратноосмотическое обессоливание, на второй стадии электроосмотическое или дистилляционное концентрирование. Фильтрат после стадии обессоливания подвергают сорбционной доочистке на ионном обмене.In practice, integrated technological schemes for processing LRW are widely used. For example, there is a method for complex processing of LRW (Patent RU 211894. BI No. 26 of 09.20.1998), which consists in the step-by-step processing of LRW containing cesium and strontium radionuclides in the following sequence: first, LRW is fed to the pre-treatment stage, which includes blocks of mechanical cleaning, ultrafiltration, then they are passed through a selective inorganic sorbent based on ferrocyanides of transition metals of copper, nickel, cobalt and a porous inorganic carrier, then they are subjected to desalination and concentrates NIJ one of the following methods: distillation, a two-step, wherein in the first step using reverse osmosis or electro-demineralization, the second stage distillation or electroosmotic concentration. The filtrate after the stage of desalination is subjected to sorption purification on ion exchange.

Недостатками данного способа являются:The disadvantages of this method are:

- при очистке ЖРО с содержанием масел и растворенной органики будет происходить отравление мембран, так как ЖРО не проходит предварительную очистку от нефтепродуктов и растворенной органики;- when cleaning LRW containing oils and dissolved organics, membrane poisoning will occur, since LRW does not undergo preliminary purification from oil products and dissolved organics;

- использование ионного обмена для обессоливания, который сопровождается введением в поток ЖРО большого количества химических реагентов при проведении регенерации ионообменных смол, в результате чего образуются вторичные жидкие и твердые радиоактивные отходы.- the use of ion exchange for desalination, which is accompanied by the introduction of a large amount of chemical reagents into the LRW stream during the regeneration of ion exchange resins, resulting in the formation of secondary liquid and solid radioactive waste.

Наиболее близким техническим решением к предлагаемому (прототипом), является способ комплексной переработки ЖРО (Патент RU 2273066. БИ №9 от 27.03.2006 г.), заключающийся в том, что исходный поток ЖРО подвергают отстаиванию с образованием надосадочной жидкости и шлама, надосадочную жидкость осветляют на механическом фильтре с образованием фильтрата. Фильтрат перед ультрафильтрацией подвергают ионоселективной сорбции, затем в него вводят ассоциирующие добавки, переводящие молекулярные и ионные формы оставшихся радионуклидов в коллоидные и агрегативные формы, при этом ультрафильтрацию осуществляют в принудительно-турбулентном режиме. Далее фильтрат направляют на ультрафильтрацию. Концентрат смешивают с исходным потоком ЖРО, а пермеат подвергают электродиализному разделению на рассол и диализат. концентрата и потока дилюата, смешиваемого с потоком пермеата. Диализат подвергают глубокому обессоливанию с образованием дезактивированного раствора, а глубокое обессоливание диализата проводят в две стадии: на первой обратным осмосом с образованием потока промежуточного концентрата, который смешивают с рассолом, и дезактивированного раствора, а на второй стадии дезактивированный раствор подвергают электродеионированию.The closest technical solution to the proposed (prototype) is a method of complex processing of LRW (Patent RU 2273066. BI No. 9 of 03/27/2006), which consists in the fact that the initial stream of LRW is subjected to sedimentation with the formation of a supernatant and sludge, the supernatant clarify on a mechanical filter with the formation of a filtrate. Before ultrafiltration, the filtrate is subjected to ion selective sorption, then associative additives are introduced into it, converting the molecular and ionic forms of the remaining radionuclides into colloidal and aggregative forms, while ultrafiltration is carried out in a forced-turbulent mode. Next, the filtrate is sent to ultrafiltration. The concentrate is mixed with the initial LRW stream, and the permeate is subjected to electrodialysis separation into brine and dialysate. concentrate and diluent stream mixed with permeate stream. The dialysate is subjected to deep desalination with the formation of a deactivated solution, and the deep desalination of the dialysate is carried out in two stages: in the first reverse osmosis with the formation of a stream of an intermediate concentrate, which is mixed with brine, and a deactivated solution, and in the second stage, the deactivated solution is subjected to electrodeionization.

Недостатками этого способа являются:The disadvantages of this method are:

- невозможность переработки ЖРО, содержащих ПАВ, масла и растворенные органические соединения, так как ЖРО не проходит предварительную очистку от нефтепродуктов и растворенной органики.- the impossibility of processing LRW containing surfactants, oils and dissolved organic compounds, since LRW does not undergo preliminary purification from oil products and dissolved organics.

- пермеат на выходе из установки обратного осмоса, как правило, имеет pH в пределах 3-4,5. Такую воду нельзя использовать для оборотного водоснабжения или для сброса на грунт, так как не проводится корректировка рН дезактивированного раствора.- permeate at the outlet of the reverse osmosis unit, as a rule, has a pH in the range of 3-4.5. Such water cannot be used for recycled water supply or for discharge to the ground, since the pH of the deactivated solution is not adjusted.

Технический результат заключается в концентрировании ЖРО, содержащих нефтепродукты и радионуклиды Cs137, Sr90 и Pu239, а так же получении глубоко очищенного пермеата с нейтральным pH и уменьшении вторичных жидких и твердых радиоактивных отходов.The technical result consists in concentrating LRW containing oil products and radionuclides Cs 137 , Sr 90 and Pu 239 , as well as obtaining a deeply purified permeate with a neutral pH and reducing secondary liquid and solid radioactive waste.

Для достижения указанного технического результата предлагается способ переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), заключающийся в том, что исходный поток ЖРО подвергают отстаиванию с образованием надосадочной жидкости и шлама, надосадочную жидкость осветляют на механическом фильтре с образованием фильтрата, фильтрат подвергают ионоселективной сорбции после глубокого обессоливания в две стадии: на первой стадии обратным осмосом с образованием потоков промежуточного концентрата и дезактивированного раствора, при этом перед отстаиванием ЖРО подвергают предварительной фильтрации на фильтрах с загрузкой из сипрона и гранулированного полипропилена, обладающих способностью отделять масла, нефтепродукты и альфа-радионуклиды от ЖРО, а после отстаивания надосадочную жидкость подвергают последовательной механической фильтрации на песчаном и угольном фильтрах, с образованием фильтрата, который подвергают глубокому обессоливанию обратным осмосом, при этом после первой стадии дезактивированный раствор подвергают ионоселективной сорбции, а затем корректировке pH на известняковом фильтре, кроме того, на второй стадии глубокого обессоливания промежуточный концентрат подвергают доконцентрированию обратным осмосом с образованием концентрата с солесодержанием 100-150 г/л, который направляют на дальнейшее кондиционирование, и пермеата, который направляют снова на первую стадию глубокого обессоливания.To achieve this technical result, a method for processing liquid radioactive waste (LRW) is proposed, which consists in the fact that the initial stream of LRW is sedimented to form a supernatant and sludge, the supernatant is clarified on a mechanical filter to form a filtrate, the filtrate is subjected to ion selective sorption after deep desalination in two stages: at the first stage, reverse osmosis with the formation of flows of an intermediate concentrate and a deactivated solution, while before settling LRAW is subjected to preliminary filtration on filters loaded with sipron and granular polypropylene, which are able to separate oils, oil products and alpha radionuclides from LRW, and after settling, the supernatant is subjected to sequential mechanical filtration on sand and carbon filters, with the formation of a filtrate, which is subjected to deep desalination by reverse osmosis, and after the first stage, the deactivated solution is subjected to ion-selective sorption, and then the pH is adjusted to limestone filter, in addition, in the second stage of deep desalination, the intermediate concentrate is subjected to postconcentration by reverse osmosis with the formation of a concentrate with a salt content of 100-150 g / l, which is sent for further conditioning, and permeate, which is sent again to the first stage of deep desalination.

Отличительными признаками заявляемого способа является то, что перед отстаиванием ЖРО подвергают предварительной фильтрации на фильтрах с загрузкой из сипрона и гранулированного полипропилена, обладающих способностью отделять масла, нефтепродукты и альфа-радионуклиды от ЖРО, а после отстаивания надосадочную жидкость подвергают последовательной механической фильтрации на песчаном и угольном фильтрах, с образованием фильтрата, который подвергают глубокому обессоливанию обратным осмосом, при этом после первой стадии дезактивированный раствор подвергают ионоселективной сорбции, а затем корректировке pH на известняковом фильтре, кроме того, на второй стадии глубокого обессоливания промежуточный концентрат подвергают доконцентрированию обратным осмосом с образованием концентрата с солесодержанием 100-150 г/л, который направляют на дальнейшее кондиционирование, и пермеата, который направляют снова на первую стадию глубокого обессоливания.Distinctive features of the proposed method is that before settling LRW is subjected to preliminary filtration on filters loaded with sipron and granular polypropylene, with the ability to separate oils, oil products and alpha radionuclides from LRW, and after settling, the supernatant is subjected to sequential mechanical filtration on sand and coal filters, with the formation of a filtrate, which is subjected to deep desalination by reverse osmosis, while after the first stage it is deactivated the solution is subjected to ion-selective sorption, and then the pH is adjusted on a limestone filter, in addition, in the second stage of deep desalination, the intermediate concentrate is subjected to postconcentration by reverse osmosis to form a concentrate with a salinity of 100-150 g / l, which is sent for further conditioning, and permeate, which sent again to the first stage of deep desalination.

Принципиально все промышленные способы переработки ЖРО заключаются в максимально возможном концентрировании радиоактивных компонентов путем выделения из ЖРО воды, в которой содержание радионуклидов не превышает предельно допустимых концентраций. Мембранные установки, используемые в большинстве современных технологических схем для очистки ЖРО, позволяют существенно сконцентрировать ЖРО и получить глубоко обессоленную чистую воду, пригодную для сброса на грунт или повторного использования в инженерных сетях. Основная проблема, возникающая при использовании мембранных технологий (обратный осмос, электродиализ, ультрафильтрация), - это ограничения по содержанию органических веществ (ПАВ) и нефтепродуктов (масел) в ЖРО. Эти примеси существенно ограничивают применение мембранных технологий, т.к. при этом значительно снижается срок службы мембран, а количество вторичных жидких и твердых радиоактивных отходов увеличивается. Фильтрация ЖРО на фильтрах из сипрона и гранулированного полипропилена позволяет удалять из ЖРО масла, ПАВ и другие нерастворенные нефтепродукты за счет образования тонкой пленки на поверхности сипрона и полипропилена. Последовательная фильтрация на песчаном фильтре и активированном угле БАУ позволяет очищать ЖРО от мелкодисперсных частиц и растворенных органических примесей за счет их сорбции на активированном угле. Так как пермеат после обратного осмоса содержит небольшие концентрации ионов Cs137 (до 1×102 Бк/л), то предусмотрена ионоселективная очистка пермеата после обратноосмотического концентрирования ЖРО, что позволяет получать на выходе раствор, глубоко очищенный от радионуклидов Pu239, Sr90, Cs137. Проведение доконцентрирования промежуточного концентрата позволяет сократить количество вторичных ЖРО с коэффициентом 50-100, при этом пермеат направляется снова на обессоливание на первую стадию. Кроме того, это позволяет получить на выходе концентрат с солесодержанием 100-150 г/л. Нейтрализация pH перемеата путем его фильтрации на известняке позволяет получать на выходе раствор с рН 6,5-8, полностью удовлетворяющий санитарным нормам на сброс в гидрографическую сеть.Fundamentally, all industrial methods for processing LRW consist in the maximum possible concentration of radioactive components by isolating water from the LRW in which the content of radionuclides does not exceed the maximum permissible concentrations. The membrane installations used in most modern technological schemes for LRW treatment allow to concentrate LRW substantially and to obtain deeply desalinated clean water suitable for discharge to the ground or reuse in engineering networks. The main problem that arises when using membrane technologies (reverse osmosis, electrodialysis, ultrafiltration) is the restrictions on the content of organic substances (surfactants) and oil products (oils) in LRW. These impurities significantly limit the use of membrane technology, because at the same time, the service life of the membranes is significantly reduced, and the amount of secondary liquid and solid radioactive waste increases. Filtration of LRW on filters from sipron and granular polypropylene allows the removal of oils, surfactants and other undissolved oil products from LRW due to the formation of a thin film on the surface of sipron and polypropylene. Sequential filtration on a sand filter and activated carbon BAU allows you to clean LRW from fine particles and dissolved organic impurities due to their sorption on activated carbon. Since permeate after reverse osmosis contains small concentrations of Cs 137 ions (up to 1 × 10 2 Bq / L), ion-selective purification of permeate after reverse osmosis concentration of LRW is provided, which allows one to obtain at the output a solution that is deeply purified from radionuclides Pu 239 , Sr 90 , Cs 137 . Carrying out pre-concentration of the intermediate concentrate can reduce the number of secondary LRW with a coefficient of 50-100, while the permeate is sent again to desalination to the first stage. In addition, this allows you to get a concentrate with a salinity of 100-150 g / l. Neutralization of pH peremeat by filtering it on limestone allows you to get a solution with a pH of 6.5-8 at the outlet, which fully complies with sanitary standards for discharge into the hydrographic network.

На чертеже представлена блок-схема способа переработки ЖРО, где:The drawing shows a block diagram of a method for processing LRW, where:

1 - фильтр с загрузкой из сипрона; 2 - фильтр с загрузкой из гранулированного полипропилена, оборудованный маслоотделительным устройством; 3 - промежуточная емкость-отстойник; 4 - песчаный фильтр; 5 - угольный фильтр; 6 - промежуточная емкость для добавления антискалянта и, при необходимости, корректировки pH; 7 - первая ступень обратного осмоса; 8 - вторая ступень обратного осмоса; 9 - фильтр с неорганическим ионоселективным сорбентом; 10 - фильтр с дробленым известняком для корректировки pH; 11 - приемная емкость для очищенной воды, H1 и Н2 - насосы.1 - filter with loading from sipron; 2 - filter loaded from granular polypropylene, equipped with an oil separation device; 3 - intermediate tank-settler; 4 - sand filter; 5 - carbon filter; 6 - an intermediate container for adding antiscalant and, if necessary, adjusting the pH; 7 - the first stage of reverse osmosis; 8 - the second stage of reverse osmosis; 9 - filter with inorganic ion-selective sorbent; 10 - filter with crushed limestone to adjust the pH; 11 - receiving tank for purified water, H1 and H2 - pumps.

Пример. Предлагаемый способ переработки ЖРО был применен для переработки ЖРО в процессе предварительных испытаний станции по переработке ЖРО в ГУП Мос НПО «Радон». На переработку подавались ЖРО следующего состава: взвеси - 150 мг/л, нефтепродукты - 20 мг/л, ПАВ - 10 мг/л, солесодержание - 1500 мг/л. Удельная Σα-активность составила 7×102 Бк/л, удельная Σβ-активность составила 1×104 Бк/л.Example. The proposed method for LRW processing was used for LRW processing in the preliminary tests of the LRW processing station at GUP Mos NPO Radon. LRW of the following composition was supplied for processing: suspension - 150 mg / l, oil products - 20 mg / l, surfactant - 10 mg / l, salinity - 1500 mg / l. The specific Σα activity was 7 × 10 2 Bq / L, the specific Σβ activity was 1 × 10 4 Bq / L.

Исходный поток ЖРО поступает на фильтр 1, загруженный сипроном, и фильтр 2, загруженный гранулированным полипропиленом. За счет физических свойств материалов на них задерживаются нефтепродукты в виде тонкой пленки и крупные взвеси, на которых находится основная часть альфа-нуклидов, например Pu239. Суммарная альфа-активность по Pu239 после этой стадии очистки снижается до 3.1×101 Бк/л.The initial LRW flow enters filter 1 loaded with sipron and filter 2 loaded with granular polypropylene. Due to the physical properties of the materials, oil products in the form of a thin film and large suspensions, on which the bulk of alpha-nuclides, for example, Pu 239, are retained on them. The total alpha activity of Pu 239 after this stage of purification is reduced to 3.1 × 10 1 Bq / L.

Далее фильтрат поступает в промежуточную емкость-отстойник 3, где происходит отстаивание ЖРО на шлам и осветленную часть. Шлам направляется на дальнейшее кондиционирование, а осветленная часть направляется на последовательную фильтрацию на песчаном и угольном фильтрах с помощью насоса H1. На песчаном фильтре 4 задерживаются более мелкие взвеси и оставшееся количество альфа-нуклидов. На угольном фильтре 5, загруженном активированным углем марки БАУ, происходит очистка ЖРО от растворенных органических соединений. Концентрация нефтепродуктов в фильтрате после угольного фильтра составляет менее 0,03 мг/л.Next, the filtrate enters the intermediate tank-settler 3, where there is sedimentation of LRW on the sludge and clarified part. The sludge is sent for further conditioning, and the clarified part is sent for sequential filtration on sand and charcoal filters using pump H1. On sand filter 4, finer suspensions and the remaining amount of alpha-nuclides are retained. On a carbon filter 5 loaded with activated carbon of the BAU brand, LRW is purified from dissolved organic compounds. The concentration of petroleum products in the filtrate after the carbon filter is less than 0.03 mg / L.

Фильтрат после механической очистки направляется в приемную емкость 6 для подкисления азотной кислотой. В процессе подкисления происходит разрушение солей жесткости, что предотвращает осадкообразование в мембранных элементах и продлевает срок их службы. Далее ЖРО насосом Н2 направляются на двухстадийную установку обратного осмоса 7,8, где происходит глубокое обессоливание ЖРО и очистка от радионуклидов Cs137 и Sr90. После первой стадии образуется пермеат - дезактивированный раствор и промежуточный концентрат. Промежуточный концентрат имеет солесодержание 10-15 г/ли отправляется на вторую ступень доконцентрирования 8, после чего он имеет солесодержание 100-150 г/л. Это оптимальные пределы концентрирования, так как при меньшем солесодержании увеличивается количество вторичных ЖРО, а при большем солесодержании существенно увеличивается нагрузка на мембраны и снижается срок их службы. Концентрат после второй ступени направляют на дальнейшее кондиционирование. Пермеат после второй ступени направляется снова на первую ступень обратного осмоса.The filtrate after mechanical cleaning is sent to a receiving tank 6 for acidification with nitric acid. In the process of acidification, the destruction of hardness salts occurs, which prevents sedimentation in the membrane elements and extends their service life. Then LRW pump H2 is sent to a two-stage reverse osmosis system 7.8, where deep desalination of LRW and purification from radionuclides Cs 137 and Sr 90 take place . After the first stage, permeate is formed - a deactivated solution and an intermediate concentrate. The intermediate concentrate has a salinity of 10-15 g / l is sent to the second stage of pre-concentration 8, after which it has a salinity of 100-150 g / l. These are the optimal concentration limits, since with a lower salt content the amount of secondary LRW increases, and with a higher salt content the load on the membranes significantly increases and their service life decreases. The concentrate after the second stage is sent for further conditioning. After the second stage, permeate is sent again to the first stage of reverse osmosis.

Дезактивированный раствор после первой ступени глубокого обессоливания ЖРО имеет солесодержание 50-100 мг/л, удельная Σα-активность по Pu239 снизилась до 2,7×10-1 7×102 Бк/л, удельная Σβ-активность до 2,1×102 Бк/л 1×104 Бк/л. Далее его направляют на селективную сорбцию для доочистки от радионуклидов Cs137. В качестве фильтрующего материала в фильтре 9 используется неорганический сорбент «Феникс» на основе ферроцианидов никеля.The deactivated solution after the first stage of deep desalination of LRW has a salt content of 50-100 mg / L, specific Σα activity of Pu 239 decreased to 2.7 × 10 -1 7 × 10 2 Bq / L, specific Σβ activity to 2.1 × 10 2 Bq / l 1 × 10 4 Bq / l. Then it is sent to selective sorption for purification of Cs 137 radionuclides. As the filtering material in the filter 9, the inorganic sorbent Phoenix based on nickel ferrocyanides is used.

Фильтрат после ионоселективной очистки 9 направляется на корректировку pH в фильтр 10, загруженный дробленым известняком. В процессе глубокого обессоливания ЖРО на обратноосмотической установке пермеат - дезактивированный раствор имеет рН 3-5, такую воду нельзя сбрасывать в гидрографическую сеть. После корректировки pH на известняке дезактивированный раствор имеет рН 7-8, что соответствует санитарным нормам.After ion-selective purification 9, the filtrate is sent to adjust the pH in the filter 10 loaded with crushed limestone. In the process of deep desalination of LRW at the reverse osmosis installation, the permeate - deactivated solution has a pH of 3-5, such water cannot be discharged into the hydrographic network. After adjusting the pH on the limestone, the deactivated solution has a pH of 7-8, which corresponds to sanitary standards.

В результате конечный раствор имеет удельную радиоактивность по β-радионуклидам (Sr90) - 0,7×101 Бк/л, по α-радионуклидам (Pu239) 1,8×10-1, удельная активность по Cs137 составила 0,2×10-1, концентрация взвесей составила 1 мг/л, ПАВ - 0,06 мг/л, нефтепродуктов - 0,03 мг/л, что не превышает предельно допустимых концентраций на сброс.As a result, the final solution has a specific radioactivity for β-radionuclides (Sr 90 ) of 0.7 × 10 1 Bq / l, for α-radionuclides (Pu 239 ) of 1.8 × 10 -1 , specific activity for Cs 137 was 0, 2 × 10 -1 , the concentration of suspensions was 1 mg / l, surfactant - 0.06 mg / l, petroleum products - 0.03 mg / l, which does not exceed the maximum permissible concentration for discharge.

Таким образом, коэффициент дезактивации ЖРО по β-радионуклидам составил 1,4×103, по α-радионуклидам - 3,8×103 Бк/л. Степень очистки по нефтепродуктам составила 3,3×102. В сравнении с прототипом эта величина не превышала бы 1×101.Thus, the LRW deactivation coefficient for β-radionuclides was 1.4 × 10 3 , for α-radionuclides - 3.8 × 10 3 Bq / l. The degree of purification of petroleum products was 3.3 × 10 2 . In comparison with the prototype, this value would not exceed 1 × 10 1 .

Степень концентрирования составила 70. По прототипу, при отсутствии фильтров с сипроном, гранулированным полипропиленом и активированным углем, степень концентрирования ЖРО составила бы 10-20, так как в схему пришлось бы добавлять регенерационные растворы на отмывку мембранных элементов, а количество вторичных твердых радиоактивных отходов в виде отработанных мембран возросло бы в 2 раза.The degree of concentration was 70. According to the prototype, in the absence of filters with sipron, granular polypropylene and activated carbon, the concentration of LRW would be 10-20, since the solution would have to add regeneration solutions for washing the membrane elements, and the amount of secondary solid radioactive waste in the form of spent membranes would increase by 2 times.

Предлагаемый способ может быть осуществлен в промышленном масштабе на стандартном оборудовании.The proposed method can be carried out on an industrial scale on standard equipment.

В настоящее время данная схема реализуется в ГУП Мос НПО «Радон» в рамках утвержденного проекта строительства Станции по переработке ЖРО (Зд. №101). Производительность станции составляет 10 м3/час.Currently, this scheme is being implemented in the State Unitary Enterprise Mos NPO Radon within the framework of the approved project for the construction of a LRW Processing Station (Building No. 101). The productivity of the station is 10 m 3 / hour.

Claims (1)

Способ переработки жидких радиоактивных отходов, заключающийся в том, что исходный поток ЖРО подвергают отстаиванию с образованием надосадочной жидкости и шлама, надосадочную жидкость осветляют на механическом фильтре с образованием фильтрата, фильтрат подвергают ионоселективной сорбции после глубокого обессоливания в две стадии: на первой стадии обратным осмосом с образованием потоков промежуточного концентрата и дезактивированного раствора, отличающийся тем, что перед отстаиванием, жидкие радиоактивные отходы подвергают предварительной фильтрации на фильтрах с загрузкой из сипрона и гранулированного полипропилена, обладающих способностью отделять масла, нефтепродукты и альфа-радионуклиды от жидких радиоактивных отходов, а после отстаивания, надосадочную жидкость подвергают последовательной механической фильтрации на песчаном и угольном фильтрах, с образованием фильтрата, который подвергают глубокому обессоливанию обратным осмосом, при этом после первой стадии дезактивированный раствор подвергают ионоселективной сорбции, а затем корректировке рН на известняковом фильтре, кроме того, на второй стадии глубокого обессоливания промежуточный концентрат подвергают доконцентрированию обратным осмосом с образованием концентрата с солесодержанием 100-150 г/л, который направляют на дальнейшее кондиционирование, и пермеата, который направляют снова на первую стадию глубокого обессоливания.A method of processing liquid radioactive waste, namely, that the initial LRW stream is sedimented to form a supernatant and sludge, the supernatant is clarified on a mechanical filter to form a filtrate, the filtrate is subjected to ion selective sorption after deep desalination in two stages: in the first stage, reverse osmosis with the formation of flows of an intermediate concentrate and decontaminated solution, characterized in that before settling, the liquid radioactive waste is preliminarily final filtration on filters loaded with sipron and granular polypropylene, capable of separating oils, oil products and alpha radionuclides from liquid radioactive waste, and after settling, the supernatant is subjected to sequential mechanical filtration on sand and carbon filters to form a filtrate, which is subjected to deep desalination by reverse osmosis, and after the first stage, the deactivated solution is subjected to ion-selective sorption, and then adjust the pH to In addition, at the second stage of deep desalination, the intermediate concentrate is subjected to postconcentration by reverse osmosis to form a concentrate with a salt content of 100-150 g / l, which is sent for further conditioning, and permeate, which is sent again to the first stage of deep desalination.
RU2007109872/06A 2007-03-19 2007-03-19 Method of treating liquid radioactive wastes RU2342720C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2007109872/06A RU2342720C1 (en) 2007-03-19 2007-03-19 Method of treating liquid radioactive wastes

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2007109872/06A RU2342720C1 (en) 2007-03-19 2007-03-19 Method of treating liquid radioactive wastes

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2007109872A RU2007109872A (en) 2008-09-27
RU2342720C1 true RU2342720C1 (en) 2008-12-27

Family

ID=39928490

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2007109872/06A RU2342720C1 (en) 2007-03-19 2007-03-19 Method of treating liquid radioactive wastes

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2342720C1 (en)

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2455716C1 (en) * 2011-02-09 2012-07-10 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Water treatment method of water reservoir polluted with radioactive and harmful chemical substances
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
RU2681626C1 (en) * 2017-12-28 2019-03-11 Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Дальневосточный федеральный университет" (ДВФУ) Liquid radioactive wastes processing device
RU2686074C1 (en) * 2018-08-15 2019-04-24 Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" Method of processing liquid radioactive wastes
US10580542B2 (en) 2010-10-15 2020-03-03 Avantech, Inc. Concentrate treatment system

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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
RU2455716C1 (en) * 2011-02-09 2012-07-10 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Water treatment method of water reservoir polluted with radioactive and harmful chemical substances
RU2681626C1 (en) * 2017-12-28 2019-03-11 Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Дальневосточный федеральный университет" (ДВФУ) Liquid radioactive wastes processing device
RU2686074C1 (en) * 2018-08-15 2019-04-24 Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" Method of processing liquid radioactive wastes

Also Published As

Publication number Publication date
RU2007109872A (en) 2008-09-27

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US8889010B2 (en) Norm removal from frac water
RU2342720C1 (en) Method of treating liquid radioactive wastes
CN103539288A (en) Industrial wastewater recovery method and wastewater recovery system
CN104108813B (en) Refining sewage desalination integrated treatment process and device
WO2013031689A1 (en) Method and apparatus for purifying water containing radioactive substance and/or heavy metal
CN110349689B (en) Radioactive waste liquid treatment device for nuclear power station
US7645387B2 (en) Method of utilizing ion exchange resin and reverse osmosis to reduce environmental discharges and improve effluent quality to permit recycle of aqueous or radwaste fluid
CN108467140A (en) A kind of coking wastewater combination desalinating process
Yong et al. Treatment of the wastewater containing low-level 241Am using flocculation-microfiltration process
CN110379532B (en) Method and device for treating radioactive waste liquid
CN205442869U (en) It produces brackish water desalination system of water recovery rate to improve bitter
CN110349690B (en) Method and device for treating radioactive waste liquid
RU2301465C2 (en) Radioactive effluents treatment method
RU2686074C1 (en) Method of processing liquid radioactive wastes
US20110062070A1 (en) Apparatus for treating wastewater, particularly wastewater originating from a process for the production of photovoltaic cells
KR0162157B1 (en) Process for treating chemical waste by reverse osmotic membrane system
CN107601729B (en) Strong salt wastewater zero-discharge treatment process and system for steel industry
Rahman et al. Overview on recent trends and developments in radioactive liquid waste treatment part 1: sorption/ion exchange technique
Fu Lead and zinc smelting wastewater treatment and reclamation by coagulation-flocculation-sedimentation, ultrafiltration and reverse osmosis technique
RU2273066C1 (en) Method for recovering liquid radioactive wastes
CN201990554U (en) Recycling system of electronic-industry fluorine-containing and ammonia-nitrogen-containing waste water
RU2817393C9 (en) Method of processing liquid radioactive wastes
RU2817393C1 (en) Method of processing liquid radioactive wastes
AU2014395394A1 (en) Method and system for removing radioactive nuclides from water
RU2118945C1 (en) Integrated processing of liquid radioactive wastes

Legal Events

Date Code Title Description
PD4A Correction of name of patent owner