RU2437177C1 - Processing method of low-mineralised liquid radioactive wastes - Google Patents
Processing method of low-mineralised liquid radioactive wastes Download PDFInfo
- Publication number
- RU2437177C1 RU2437177C1 RU2010148256/07A RU2010148256A RU2437177C1 RU 2437177 C1 RU2437177 C1 RU 2437177C1 RU 2010148256/07 A RU2010148256/07 A RU 2010148256/07A RU 2010148256 A RU2010148256 A RU 2010148256A RU 2437177 C1 RU2437177 C1 RU 2437177C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- ferrocyanide
- absorbent
- selective
- nickel
- sorbent
- Prior art date
Links
Landscapes
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) сорбционными методами.The invention relates to the field of processing liquid radioactive waste (LRW) by sorption methods.
При эксплуатации ядерных энергетических установок (ЯЭУ) маломинерализованные (менее 0,2 г/л) ЖРО, как правило, очищают от радионуклидов фильтрацией через ионообменные смолы (иониты) [Хоникевич А.А. Очистка радиоактивно-загрязненных вод. - М., Атомиздат, 1974, с.284].When operating nuclear power plants (NPPs), low-mineralized (less than 0.2 g / l) LRW, as a rule, is purified from radionuclides by filtration through ion-exchange resins (ion exchangers) [Khonikevich A.A. Treatment of radioactive contaminated water. - M., Atomizdat, 1974, p. 284].
Так, известен способ очистки воды бассейнов выдержки, воды организованных протечек и сливов первого контура АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000 фильтрацией через катионит типа КУ-2 в H+-форме и анионит типа АВ-17 ОН--форме в установках спецводоочистки СВО №2 и №4 или способ очистки промывочной воды первого контура фильтрацией через смесь катионита типа КУ-2 в H+-форме и анионита типа АВ-17 в ОН--форме установке спецводоочистки СВО №1 [Коростылев Д.П. Водный режим и обработка радиоактивных вод атомных электростанций. - М., Энергоатомиздат, 1983, с.179-185].Thus, the known water purification process of the pools, water leaks and organized drains of the first circuit nuclear reactors of VVER-1000 type filtration through a cation exchange resin KU-2 in the H + -form and anionic type AB-17, OH - -form in a special water treatment installations CBO № 2 and No. 4 or a method for purifying the primary water of washing water by filtration through a mixture of KU-2 type cation exchanger in the H + form and AV-17 type anion exchanger in the OH - form of the special water treatment plant CBO No. 1 [Korostylev DP Water regime and radioactive water treatment of nuclear power plants. - M., Energoatomizdat, 1983, p. 179-185].
Основным недостатком данного способа является невысокая сорбционная емкость ионообменных фильтров очистки ЖРО от радиоцезия. Кроме того, при кондиционировании отработанных ионообменных смол методом цементирования степень включения их в цементный компаунд не превышает 10-12% по сухой массе, а объем отходов при этом увеличивается более чем в 2 раза [Bonnevie-Svendsen М., Tallberg K., Aittola P., е.а. Studies on the incorporation of spent ion-exchange resins from nuclear power plants into bitumen and cement // In: Symposium on the ion-site management of power reactor wastes, Zurich, 26-30 March, 1979, Paris, 1979, p.155-174]).The main disadvantage of this method is the low sorption capacity of the ion-exchange filters for cleaning LRW from radiocaesium. In addition, when conditioning spent ion-exchange resins by cementing, the degree of their inclusion in the cement compound does not exceed 10-12% by dry weight, and the volume of waste increases by more than 2 times [Bonnevie-Svendsen M., Tallberg K., Aittola P ., ea Studies on the incorporation of spent ion-exchange resins from nuclear power plants into bitumen and cement // In: Symposium on the ion-site management of power reactor wastes, Zurich, March 26-30, 1979, Paris, 1979, p. 155 -174]).
Известен способ очистки от радионуклидов малосолевой воды бассейнов выдержки путем фильтрации через смесь катионита типа КУ-2 в H+-форме и анионита типа АВ-17 в ОН--форме в соотношении 1:1, с предварительной фильтрацией через слой смеси этих ионитов, последовательно обработанных растворами ферроцианида калия и солей никеля при избыточном содержании каждого реагента с синтезированием на поверхности ионита ферроцианида никеля-калия (селективных сорбентов). Такая обработка ионообменной шихты за счет специфической сорбции цезия ферроцианидом никеля-калия повышает эффективность очистки воды на смеси катионита и анионита и позволяет проводить избирательное извлечение 137Cs [Москвин Л.Н., Булыгин В.К., Зенкевич Э.Ф., Епимахов В.Н., Глушков С.В. Способ очистки от радиоактивных примесей воды бассейнов выдержки отработавшего топлива атомных электростанций. - Авторское свидетельство СССР №1679745, С02F 1/42, опубл. 20.01.1997 г.]. Данный способ по своей технической сущности и достигаемому эффекту наиболее близок к заявляемому способу и выбран в качестве прототипа.A known method of purification from radionuclides of low-salt water in the exposure pools by filtering through a mixture of KU-2 type cation exchange resin in the H + form and AB-17 type anion exchange resin in the OH - form in a 1: 1 ratio, with preliminary filtration through a layer of a mixture of these ion exchangers, sequentially treated with solutions of potassium ferrocyanide and nickel salts at an excessive content of each reagent with the synthesis of nickel-potassium ferrocyanide ionite (selective sorbents) on the surface. This treatment of the ion-exchange charge due to the specific sorption of cesium by nickel-potassium ferrocyanide increases the efficiency of water purification on a mixture of cation exchange resin and anion exchange resin and allows the selective extraction of 137 Cs [Moskvin LN, Bulygin VK, Zenkevich EF, Epimakhov V .N., Glushkov S.V. The method of purification from radioactive admixtures of water in the pools of spent fuel spent in nuclear power plants. - Copyright certificate of the USSR No. 1679745, С02F 1/42, publ. January 20, 1997]. This method in its technical essence and the achieved effect is closest to the claimed method and is selected as a prototype.
Основным недостатком данного способа является невысокая сорбционная емкость модифицированной ферроцианидом никеля-калия смеси катионита и анионита при очистке малосолевых ЖРО от радиоцезия. Кроме того, ионообменные смолы являются сравнительно дорогостоящим носителем для ферроцианида никеля-калия. При этом отработавший селективный сорбент нельзя ни регенерировать, ни сжигать, хотя он нанесен на органическую основу, так как ионообменные смолы при сжигании выделяют агрессивные вредные газы. Этот сорбент включается в цементный компаунд в количестве до 15-16% по сухой массе, а объем отходов при цементировании увеличивается в 1,5 раза.The main disadvantage of this method is the low sorption capacity of the modified nickel-potassium ferrocyanide mixture of a cation exchanger and anion exchanger during the purification of low-salt LRW from radiocaesium. In addition, ion exchange resins are a relatively expensive carrier for nickel-potassium ferrocyanide. At the same time, the spent selective sorbent can neither be regenerated nor burned, although it is applied on an organic basis, since ion-exchange resins emit aggressive harmful gases during combustion. This sorbent is included in the cement compound in an amount of up to 15-16% by dry weight, and the volume of waste during cementing increases by 1.5 times.
Задачей изобретения является создание способа переработки маломинерализованных ЖРО, позволяющего повысить сорбционную емкость ферроцианидных сорбентов по радиоцезию, увеличить эксплуатационный ресурс сорбционных фильтров, удешевить технологию приготовления ферроцианидного селективного сорбента, т.к. древесные опилки являются повсеместно распространенным дешевым сырьем, и сократить объем вторичных захораниваемых радиоактивных отходов с прочной фиксацией в них радионуклидов (в первую очередь, радиоцезия).The objective of the invention is to provide a method for processing low-mineralized LRW, which allows to increase the sorption capacity of ferrocyanide sorbents by radiocaesium, to increase the operational life of sorption filters, to reduce the cost of the technology for preparing a ferrocyanide selective sorbent, because sawdust is a ubiquitous cheap raw material, and reduce the volume of secondary radioactive waste being disposed of with strong fixation of radionuclides in them (primarily radiocaesium).
Сущность изобретения заключается в том, что в способе переработки малосолевых ЖРО, включающем фильтрацию через селективный ферроцианидный сорбент, полученный последовательной обработкой органического носителя растворами ферроцианида калия и солей никеля с избыточным содержанием каждого реагента, и ионообменные сорбенты, согласно изобретению, в качестве органического носителя для получения селективного ферроцианидного сорбента используют предварительно высушенные при температуре 105-110°С древесные опилки размером 1-4 мм, на которых ферроцианид никеля-калия синтезируется не только на поверхности, но и непосредственно в структуре опилок, а отработанный радиоактивный ферроцианидный сорбент сжигают и зольный остаток включают в цементный компаунд в качестве вяжущего вещества.The essence of the invention lies in the fact that in the method of processing low-salt LRW, which includes filtering through a selective ferrocyanide sorbent obtained by sequential treatment of an organic carrier with solutions of potassium ferrocyanide and nickel salts with an excess of each reagent, and ion-exchange sorbents, according to the invention, as an organic carrier for producing a selective ferrocyanide sorbent is used pre-dried at a temperature of 105-110 ° C wood sawdust size of 1-4 mm, on which errotsianid potassium nickel synthesized not only on the surface, but also directly in the structure of the sawdust, and the spent radioactive ferrocyanide sorbents is combusted and ash include cement compound as a binder.
Способ осуществляется следующим образом.The method is as follows.
Низкосолевые ЖРО, радионуклидный состав которых определяется, в первую очередь, радиоцезием, фильтруют сначала через селективный ферроцианидный сорбент, полученный путем последовательной обработки предварительно высушенных при температуре 105-110°С древесных опилок размером 1-4 мм растворами ферроцианида калия и солей никеля при избыточном содержании каждого реагента, а затем - через ионообменные сорбенты (катионообменные и анионообменные смолы или их смесь). Предварительное высушивание опилок при температуре 105-110 С° обеспечивает их последующую более глубокую пропитку при обработке растворами реагентов до полного насыщения с последующим формированием ферроцианидного сорбента непосредственно в структуре опилок. Выбор фракции опилок 1-4 мм обеспечивает оптимальные условия для фильтрации через них ЖРО по аналогии с активированными углями на основе древесины [Коростылев Д.П. Водный режим и обработка радиоактивных вод АЭС. - М., Энергоатомиздат, 1983, с.135]. Отработанный ферроцианидный сорбент, насыщенный радионуклидами сжигают, при этом наличие ферроцианида обеспечивает при сжигании при температуре 800-1000°С подавление улетучивания радиоцезия (температура кипения Cs - 690°С) за счет образования термостойких (до температуры менее 1000°С) соединений с оксидами железа (из ферроцианида). Образующийся при сжигании радиоактивный зольный остаток включают в цементный компаунд в качестве вяжущего вещества. Объем отработанного селективного сорбента при сжигании сокращается в 40-60 раз, причем зольный остаток от сжигания, как обладающий водовяжущими свойствами, может включаться в цементные компаунды до 50% от массы цемента при отверждении ЖРО [Соболев И.А. и др. Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах. - М., Энергоатомиздат, 1983 г., с.43]. При этом наличие в нем ферроцианида никеля-калия обеспечивает прочную фиксацию радиоцезия в цементном компаунде.Low-salt LRW, the radionuclide composition of which is determined, first of all, by radiocaesium, is first filtered through a selective ferrocyanide sorbent obtained by sequentially treating wood chips sawdust dried at a temperature of 105-110 ° C with 1-4 mm solutions of potassium ferrocyanide and nickel salts at an excess content each reagent, and then through ion-exchange sorbents (cation-exchange and anion-exchange resins or their mixture). The preliminary drying of the sawdust at a temperature of 105-110 ° C ensures their subsequent deeper impregnation when treated with reagent solutions until they are completely saturated, followed by the formation of a ferrocyanide sorbent directly in the structure of the sawdust. The choice of a fraction of sawdust 1-4 mm provides optimal conditions for filtering LRW through them by analogy with activated carbon based on wood [Korostylev DP Water regime and radioactive water treatment of nuclear power plants. - M., Energoatomizdat, 1983, p.135]. The spent ferrocyanide sorbent saturated with radionuclides is burned, while the presence of ferrocyanide provides, when burned at a temperature of 800-1000 ° С, suppression of volatilization of radiocesium (boiling point Cs - 690 ° С) due to the formation of heat-resistant (to a temperature of less than 1000 ° С) compounds with iron oxides (from ferrocyanide). The resulting radioactive ash residue is incorporated into the cement compound as a binder. The volume of spent selective sorbent during combustion is reduced by 40-60 times, and the ash residue from combustion, as having water-binding properties, can be included in cement compounds up to 50% by weight of cement during solidification of LRW [I. Sobolev. and others. Disposal of radioactive waste at centralized points. - M., Energoatomizdat, 1983, p. 43]. At the same time, the presence of nickel-potassium ferrocyanide in it provides a strong fixation of radiocaesium in the cement compound.
По сравнению с известным сорбционным способом очистки от радионуклидов малосолевых ЖРО данный способ за счет использования в качестве селективного сорбента предварительно высушенных при температуре 105-110°С древесных опилок размером 1-4 мм, обработанных растворами ферроцианида калия и солей никеля с синтезированием ферроцианида никеля-калия не только на поверхности, но и непосредственно в структуре опилок, по сравнению с используемыми в способе-прототипе в качестве носителей ферроцианидов ионообменными смолами позволяет повысить сорбционную емкость ферроцианидного сорбента и получать в десятки раз более высокие степени очистки, что не следует явным образом из уровня техники (так как обменная емкость древесных опилок не превышает 0,2 мг-экв/г [Кузнецов Ю.В., Щебетковский В.Н., Трусов А.Г. Основы очистки воды от радиоактивных загрязнений. - М., Атомиздат, с.305]), т.е. заявляемый способ соответствует критерию "изобретательский уровень".Compared with the known sorption method of purification of low-salt LRW from radionuclides, this method due to the use of wood sawdust 1-4 mm in size pre-dried at a temperature of 105-110 ° C treated with solutions of potassium ferrocyanide and nickel salts with the synthesis of nickel-potassium ferrocyanide not only on the surface, but also directly in the structure of sawdust, in comparison with those used in the prototype method as carriers of ferrocyanides, ion-exchange resins can increase the sorb the capacity of the ferrocyanide sorbent and obtain dozens of times higher degrees of purification, which is not obvious from the prior art (since the exchange capacity of sawdust does not exceed 0.2 mEq / g [Kuznetsov Yu.V., Schebetkovsky V.N. ., A. Trusov. Fundamentals of water purification from radioactive contamination. - M., Atomizdat, p.305]), i.e. The claimed method meets the criterion of "inventive step".
Примеры конкретного выполнения.Examples of specific performance.
Пример 1 (Аналог). В качестве малосолевых ЖРО использовали воды общим солесодержанием 200 мг/л и объемной активностью по 137Cs 8,5·108 Бк/л (содержание 90Sr не превышает 20% от содержания цезия). Очистку проводили на смеси катионита КУ-2 в H+-форме и анионита типа АВ-17 в ОН--форме в соотношении 1:1. Контроль мощности дозы гамма-излучения от сорбента в зависимости от объема пропущенной воды показал, что проскок наступал после пропускания около 100 колоночных объемов воды (объемов воды, отнесенных к объему сорбента). Отработанный сорбент подвергали цементированию, что приводило к увеличению объема вторичных радиоактивных отходов в 1,5 раза.Example 1 (Analog). Water with a total salinity of 200 mg / L and a volumetric activity of 137 Cs of 8.5 · 10 8 Bq / L ( 90 Sr content does not exceed 20% of the cesium content) was used as low-salt LRW. Purification was carried out on a mixture of KU-2 cation exchanger in the H + form and AB-17 type anion exchanger in the OH - form in the ratio 1: 1. The control of the dose rate of gamma radiation from the sorbent depending on the volume of water passed through showed that the breakthrough occurred after passing about 100 column volumes of water (water volumes referred to the volume of the sorbent). The spent sorbent was subjected to cementation, which led to an increase in the volume of secondary radioactive waste by 1.5 times.
Пример 2 (Прототип) отличается от примера 1 тем, что сначала ЖРО фильтровали через селективный ферроцианидный сорбент - смесь катионита и анионита, предварительно последовательно обработанную растворами ферроцианида калия и солями никеля с избыточным суммарным содержанием каждого реагента по отношению к обменной емкости смеси ионитов, а затем через в 4 раза больший объем необработанной смеси ионитов. Контроль мощности дозы гамма-излучения ионитных сорбентов от объема пропущенной воды показал, что проскок наступал после пропускания около 1800 колоночных объемов воды (по отношению к суммарному объему ферроцианидных и ионообменных сорбентов). Отработанный сорбент подвергали цементированию, что приводило к увеличению объема вторичных радиоактивных отходов в 1,5 раза, но по сравнению с примером 1 - это в общем объеме на то же количество очищенных ЖРО в 18 раз меньше.Example 2 (Prototype) differs from Example 1 in that LRW was first filtered through a selective ferrocyanide sorbent - a mixture of cation exchange resin and anion exchange resin, pre-treated sequentially with potassium ferrocyanide solutions and nickel salts with an excess total content of each reagent with respect to the exchange capacity of the ion exchange mixture, and then through a 4 times larger volume of the untreated mixture of ion exchangers. Monitoring the dose rate of gamma radiation of ion exchanger sorbents from the volume of water passed through showed that the breakthrough occurred after passing about 1800 column volumes of water (relative to the total volume of ferrocyanide and ion-exchange sorbents). The spent sorbent was subjected to cementation, which led to an increase in the volume of secondary radioactive waste by 1.5 times, but compared with example 1, this is 18 times less in the total volume for the same amount of treated LRW.
Пример 3 (Заявляемый способ) отличается от примера 2 тем, что в качестве селективного ферроцианидного сорбента использовали предварительно высушенные при температуре 105-110 °С (практически полностью обезвоженные) древесные опилки фракции 1-4 мм, последовательно обработанные растворами ферроцианида калия и солями никеля с избыточным содержанием каждого реагента до полного насыщения. При этом ферроцианид никеля-калия синтезируется не только на поверхности, но и непосредственно в структуре опилок. Контроль мощности дозы гамма-излучения сорбента показал, что проскок наступал после пропускания около 20000 колоночных объемов воды (по отношению к суммарному объему ферроцианидных и ионообменных сорбентов). Отработанный и насыщенный радионуклидами сорбент сжигали, что приводило к снижению объема отходов в 50 раз. Зольный остаток от сжигания подвергали цементированию, что приводило к увеличению объема вторичных радиоактивных отходов по сравнению с зольным остатком в 2 раза, но, по сравнению с исходным объемом отработанного сорбента, это в 25 раз меньше. По сравнению же с примером 1 это в общем объеме на то же количество очищенных ЖРО - в 5000 раз меньше.Example 3 (The inventive method) differs from Example 2 in that, as a selective ferrocyanide sorbent, wood fractions of 1-4 mm fraction pre-dried at a temperature of 105-110 ° C were used, successively treated with potassium ferrocyanide solutions and nickel salts with excess content of each reagent to complete saturation. In this case, nickel-potassium ferrocyanide is synthesized not only on the surface, but also directly in the structure of sawdust. Monitoring the gamma radiation dose rate of the sorbent showed that the breakthrough occurred after passing about 20,000 column volumes of water (relative to the total volume of ferrocyanide and ion-exchange sorbents). The spent and saturated with radionuclides sorbent was burned, which led to a decrease in waste volume by 50 times. The ash residue from the incineration was cemented, which led to a 2-fold increase in the volume of secondary radioactive waste compared with the ash residue, but compared with the original volume of spent sorbent, it is 25 times less. Compared with example 1, this is 5,000 times less in total volume by the same amount of purified LRW.
Предлагаемый способ повышает емкость сорбентов по радиоцезию (при том же объеме загрузки) более чем в 10 раз. В качестве основы для получения селективного сорбента используется дешевое, недефицитное сырье, синтез ферроцианида никеля калия на котором (при предварительном высушивании - обезвоживании) ведется не только на поверхности, но и непосредственно в структуре носителя, а объем отработанного насыщенного радионуклидами селективного сорбента может быть сокращен в 20-30 раз (даже с учетом последующего цементирования) за счет сжигания древесных опилок, модифицированных ферроцианидом никеля-калия, вместе с другими горючими радиоактивными отходами, при цементировании которых зольный остаток сорбента служит вяжущим веществом, т.е может использоваться и при отверждении ЖРО.The proposed method increases the capacity of sorbents for radiocaesium (with the same volume of load) more than 10 times. As a basis for obtaining a selective sorbent, cheap, non-deficient raw materials are used, the synthesis of potassium nickel ferrocyanide on which (with preliminary drying and dehydration) is carried out not only on the surface, but also directly in the carrier structure, and the volume of spent selective sorbent saturated with radionuclides can be reduced by 20-30 times (even taking into account subsequent cementing) by burning sawdust modified with nickel-potassium ferrocyanide, together with other combustible radioactive waste E, when cementing ash sorbent which serves as a binder, ie can be used when curing LRW.
Предлагаемый способ позволяет использовать те же химические реагенты и оборудование, что и в способе-прототипе, а древесные опилки представляют собой практически неисчерпаемый запас исходного сырья. Процессы сушки сорбента, сжигания отработанного сорбента и цементирования зольного остатка могут осуществляться на выпускаемом в Российской Федерации оборудовании.The proposed method allows the use of the same chemical reagents and equipment as in the prototype method, and sawdust is a virtually inexhaustible supply of raw materials. The processes of drying the sorbent, burning the spent sorbent and cementing the ash residue can be carried out using equipment manufactured in the Russian Federation.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2010148256/07A RU2437177C1 (en) | 2010-11-25 | 2010-11-25 | Processing method of low-mineralised liquid radioactive wastes |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2010148256/07A RU2437177C1 (en) | 2010-11-25 | 2010-11-25 | Processing method of low-mineralised liquid radioactive wastes |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2437177C1 true RU2437177C1 (en) | 2011-12-20 |
Family
ID=45404472
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2010148256/07A RU2437177C1 (en) | 2010-11-25 | 2010-11-25 | Processing method of low-mineralised liquid radioactive wastes |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2437177C1 (en) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2501603C1 (en) * | 2012-07-17 | 2013-12-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом" | Method of producing fly grit microsphere-based sorbent for removal of radioactive wastes (versions) |
| US9242023B2 (en) | 2012-03-26 | 2016-01-26 | Thueringisches Institut Fuer Textil-Und Kunststoff-Forschung E.V. | Formed lyocell articles for selective binding of monovalent heavy metal ions, especially thallium and cesium ions and radioactive isotopes thereof |
| RU2658292C1 (en) * | 2017-06-27 | 2018-06-20 | Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт химии Дальневосточного отделения Российской академии наук (ИХ ДВО РАН) | Method of extracting caesium radionuclides from aqueous solutions |
-
2010
- 2010-11-25 RU RU2010148256/07A patent/RU2437177C1/en active
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Никифоров А.С. и др. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. - М.: Энергоатомиздат, 1985, с.32-34. * |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US9242023B2 (en) | 2012-03-26 | 2016-01-26 | Thueringisches Institut Fuer Textil-Und Kunststoff-Forschung E.V. | Formed lyocell articles for selective binding of monovalent heavy metal ions, especially thallium and cesium ions and radioactive isotopes thereof |
| RU2501603C1 (en) * | 2012-07-17 | 2013-12-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом" | Method of producing fly grit microsphere-based sorbent for removal of radioactive wastes (versions) |
| RU2658292C1 (en) * | 2017-06-27 | 2018-06-20 | Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт химии Дальневосточного отделения Российской академии наук (ИХ ДВО РАН) | Method of extracting caesium radionuclides from aqueous solutions |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Lalhriatpuia et al. | Immobilized nickel hexacyanoferrate on activated carbons for efficient attenuation of radio toxic Cs (I) from aqueous solutions | |
| CN103274757B (en) | Function ceramic material for efficiently filtering radioactive iodine and cesium, and preparation method thereof | |
| TWI492780B (en) | Compositions and methods to sequester flue gas mercury in concrete | |
| Vanderheyden et al. | Adsorption of cesium on different types of activated carbon | |
| CN104785210B (en) | It is a kind of being capable of trace amounts of phosphorus, compound adsorbents of how amine-modified UiO 66 of arsenic and preparation method thereof in high-efficient purification water | |
| Metwally et al. | Utilization of low-cost sorbent for removal and separation of 134 Cs, 60 Co and 152+ 154 Eu radionuclides from aqueous solution | |
| CN107265548B (en) | Method for deeply adsorbing and removing phosphorus by using hydrated iron oxide loaded attapulgite | |
| Namasivayam et al. | Kinetic studies of adsorption of thiocyanate onto ZnCl2 activated carbon from coir pith, an agricultural solid waste | |
| RU2437177C1 (en) | Processing method of low-mineralised liquid radioactive wastes | |
| CN113145073A (en) | Preparation method and application of secondary lanthanum carbide modified sludge biochar | |
| Shahmoradi et al. | Removal of nitrate from ground water using activated carbon prepared from rice husk and sludge of paper industry wastewater treatment | |
| Jiang et al. | Cesium removal from wastewater: High-efficient and reusable adsorbent K1. 93Ti0. 22Sn3S6. 43 | |
| Li et al. | Rapid and selective uptake of Cs+ and Sr2+ ions by a layered thiostannate with acid–base and irradiation resistances | |
| Li et al. | Investigation of the adsorption characteristics of Cr (VI) onto fly ash, pine nut shells, and modified bentonite | |
| CN105858787B (en) | A kind of dephosphorization filler X-Phos matrix and preparation method thereof | |
| CN102600796B (en) | Denitrification filter material for absorbing ammonia and nitrogen and regenerating method thereof | |
| CN104645932A (en) | Iron and manganese oxide composite modified zeolite as well as preparation method and application thereof | |
| CN113651588A (en) | Efficient phosphorus-removing baking-free ceramsite and preparation method and application thereof | |
| CN1817438A (en) | Production of sewage dephosphor adsorbent by adsorptive ion rare earth | |
| Nakajima et al. | Removal of selenium (VI) from simulated wet flue gas desulfurization wastewater using photocatalytic reduction | |
| WO2017122244A1 (en) | Method for decontaminating granular material contaminated by radioactive material | |
| KR101611260B1 (en) | Synthesis method of 4A-Ba zeolite and treatment method for radioactive Sr contaminated water | |
| Sun et al. | Efficient Co‐Adsorption and Highly Selective Separation of Cs+ and Sr2+ with a K+‐Activated Niobium Germanate by the pH Control | |
| JP6347766B2 (en) | Method for producing radioactive cesium-removing concrete product and method for removing radioactive cesium | |
| Li et al. | Composite K/Cu/Ni hexacyanoferrates embedded biomass straw for cesium removal |