RU2597242C1 - Method of cleaning liquid radioactive wastes from organic impurities - Google Patents

Method of cleaning liquid radioactive wastes from organic impurities Download PDF

Info

Publication number
RU2597242C1
RU2597242C1 RU2015113697/07A RU2015113697A RU2597242C1 RU 2597242 C1 RU2597242 C1 RU 2597242C1 RU 2015113697/07 A RU2015113697/07 A RU 2015113697/07A RU 2015113697 A RU2015113697 A RU 2015113697A RU 2597242 C1 RU2597242 C1 RU 2597242C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
liquid radioactive
organic impurities
radioactive waste
solution
suspension
Prior art date
Application number
RU2015113697/07A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Владимир Борисович Смыков
Кристина Геннадьевна Легких
Original Assignee
Акционерное общество "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского"
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 Акционерное общество "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" filed Critical Акционерное общество "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского"
Priority to RU2015113697/07A priority Critical patent/RU2597242C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2597242C1 publication Critical patent/RU2597242C1/en

Links

Images

Abstract

FIELD: processing and recycling of waste.
SUBSTANCE: invention relates to means of handling liquid radioactive wastes. Method of processing liquid radioactive wastes (LRW) contains comprises following main steps: feeding initial solution of liquid radioactive wastes, evaporation of liquid radioactive wastes, adjusting pH of initial solution, adding activated pyrolusite to initial solution, stirring obtained suspension, heating suspension, withdrawal of steam released with its subsequent condensation, sampling released gases and their chromatographic analysis, formation of dry residue, as well as cementing of dry residue.
EFFECT: expansion of application and simplification of cleaning process.
6 cl, 3 dwg, 2 ex

Description

Изобретение относится к области обращения с жидкими радиоактивными отходами и может быть использовано на предприятиях ядерной энергетики для очистки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) от органических примесей, в том числе поверхностно-активных веществ (ПАВ).The invention relates to the field of liquid radioactive waste management and can be used at nuclear power plants for the purification of liquid radioactive waste (LRW) from organic impurities, including surfactants.

Известен способ электрохимического разложения органического содержимого электропроводных водных растворов отходов [Патент РФ №2286949 «Способ и устройство для подводного разложения органического содержимого электропроводных водных растворов отходов». Опубликован 16.07.2002]. Способ основан на разрушении органических материалов в электропроводных растворах отходов посредством электрического дугового разряда, создаваемого между погруженными электродами и раствором. Способ применим для ЖРО с концентрацией органических примесей 17 г/л и рН 8-13.A known method of electrochemical decomposition of the organic content of conductive aqueous waste solutions [RF Patent No. 2286949 "Method and device for underwater decomposition of the organic content of conductive aqueous waste solution". Published July 16, 2002]. The method is based on the destruction of organic materials in conductive waste solutions by means of an electric arc discharge created between immersed electrodes and a solution. The method is applicable for LRW with a concentration of organic impurities of 17 g / l and a pH of 8-13.

К недостаткам способа относятся необходимость ввода в систему химических агентов и сложная процедура реализации способа.The disadvantages of the method include the need to enter into the system of chemical agents and a complex procedure for implementing the method.

Наиболее близким к заявляемому техническому решению является способ переработки жидких радиоактивных отходов путем окисления органических примесей озоном до образования оксидов составляющих элементов (СО2 и Н2О) [Патент РФ №2268513, МПК G21F 9/06, G21F 9/20 «Способ переработки жидких радиоактивных отходов». Опубликован 20.01.2006]. Способ заключается 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.Closest to the claimed technical solution is a method for processing liquid radioactive waste by oxidizing organic impurities with ozone to form oxides of constituent elements (СО 2 and Н 2 О) [RF Patent No. 2268513, IPC G21F 9/06, G21F 9/20 “Method for processing liquid radioactive waste. " Published January 20, 2006]. The method consists in the fact that the organic components of liquid radioactive waste are oxidized to a gaseous state, and mineral ionic components, including radionuclides, are suspended in the form of metal hydroxides by supplying ozone to the stream, the stream of oxidized waste is separated into condensed sludge and liquid phase, selective sorbents carry out post-treatment of the liquid phase from the remaining radionuclides in the ionic form, and the resulting sludge and spent sorbents are converted into solid form and sent for a long period manning, while before treatment with ozone, the waste stream by filtration on a mesh filter material is cleaned of suspended particles.

Данный способ обладает следующими недостатками:This method has the following disadvantages:

- озон является химически нестойким веществом, требующим генерации и непрерывной подачи в раствор в течение всего процесса;- ozone is a chemically unstable substance that requires generation and continuous supply into the solution throughout the process;

- необходимость проведения фильтрации.- the need for filtration.

Для исключения указанных недостатков в способе очистки жидких радиоактивных отходов от органических примесей, включающем подготовку исходного раствора, разложение органических примесей и получение сухого остатка, предлагается:To eliminate these disadvantages in the method of purification of liquid radioactive waste from organic impurities, including the preparation of the initial solution, the decomposition of organic impurities and obtaining a dry residue, it is proposed:

- исходный раствор жидких радиоактивных отходов выпаривать до концентрации органических примесей не менее 150 г/л и корректировать его рН до величины 5-12;- the initial solution of liquid radioactive waste is evaporated to a concentration of organic impurities of at least 150 g / l and adjust its pH to a value of 5-12;

- сорбент подавать и выдерживать в растворе жидких радиоактивных отходов;- serve and maintain the sorbent in a solution of liquid radioactive waste;

- полученную суспензию нагревать до полного разложения органических примесей и полученный сухой остаток суспензии цементировать.- heat the resulting suspension to complete decomposition of organic impurities and cement the resulting dry residue of the suspension.

В частных случаях реализации способа предлагается:In particular cases of the implementation of the method it is proposed:

- при очистке жидких радиоактивных отходов в качестве сорбента использовать химически активированный пиролюзит;- when cleaning liquid radioactive waste, use chemically activated pyrolusite as a sorbent;

- концентрацию активированного пиролюзита поддерживать не менее 5 г на 1 литр подготовленного раствора жидких радиоактивных отходов:- the concentration of activated pyrolusite to maintain at least 5 g per 1 liter of the prepared solution of liquid radioactive waste:

- сорбцию органических примесей проводить путем перемешивания полученной суспензии;- sorption of organic impurities is carried out by mixing the resulting suspension;

- после нагревания суспензии образующийся конденсат направлять на переработку;- after heating the suspension, the resulting condensate should be sent for processing;

- степень разложения органических примесей определять хроматографическим анализом выделяющихся газов.- the degree of decomposition of organic impurities is determined by chromatographic analysis of the evolved gases.

Технический результат состоит в расширении границ применимости способа и упрощении процесса очистки.The technical result consists in expanding the applicability of the method and simplifying the cleaning process.

Сущность способа состоит в следующем.The essence of the method is as follows.

Для достижения наибольшей эффективности сорбционной очистки исходный раствор жидких радиоактивных отходов выпаривают до концентрации органических примесей не менее 150 г/л.To achieve the highest efficiency of sorption purification, the initial solution of liquid radioactive waste is evaporated to a concentration of organic impurities of at least 150 g / l.

Экспериментально показано, что наиболее эффективно сорбция органических примесей на пиролюзите протекает в диапазоне рН 5-12, поэтому рН выпаренного раствора жидких радиоактивных отходов корректируют.It was experimentally shown that the most effective sorption of organic impurities on pyrolusite occurs in the pH range of 5-12, therefore, the pH of the evaporated solution of liquid radioactive waste is adjusted.

При очистке жидких радиоактивных отходов в качестве сорбента используют химически активированный пиролюзит. Пиролюзит химически активируют для усиления его сорбционных свойств. Активация пиролюзита заключается в переходе поверхностного Mn4+ в Mn6+ и осуществляется обработкой пиролюзита неорганическими кислотами.When cleaning liquid radioactive waste, chemically activated pyrolusite is used as a sorbent. Pyrolusite is chemically activated to enhance its sorption properties. Pyrolusite activation involves the conversion of surface Mn 4+ to Mn 6+ and is carried out by treating the pyrolusite with inorganic acids.

Сорбент подают в подготовленный раствор жидких радиоактивных отходов и поддерживают в концентрации не менее 5 г активированного пиролюзита на 1 литр подготовленного раствора для наибольшего сорбционного извлечения органических примесей из жидких радиоактивных отходов.The sorbent is fed into the prepared solution of liquid radioactive waste and maintained at a concentration of at least 5 g of activated pyrolusite per 1 liter of prepared solution for the greatest sorption extraction of organic impurities from liquid radioactive waste.

Сорбент выдерживают в растворе жидких радиоактивных отходов не менее 1 ч для того, чтобы процесс сорбции прошел в полной мере.The sorbent is kept in a solution of liquid radioactive waste for at least 1 hour in order for the sorption process to go fully.

Для увеличения эффективности очистки жидких радиоактивных отходов от органических примесей сорбцию проводят путем перемешивания полученной суспензии.To increase the efficiency of purification of liquid radioactive waste from organic impurities, sorption is carried out by mixing the resulting suspension.

При нагревании активированный пиролюзит выступает катализатором разложения органических примесей до образования оксидов составляющих элементов. Поэтому полученную суспензию нагревают при температуре 100-150°С до полного разложения органических примесей.When heated, activated pyrolusite acts as a catalyst for the decomposition of organic impurities to form oxides of constituent elements. Therefore, the resulting suspension is heated at a temperature of 100-150 ° C until complete decomposition of organic impurities.

О степени разложения органических примесей судят по результатам химического анализа выделяющихся газов.The degree of decomposition of organic impurities is judged by the results of a chemical analysis of the gases emitted.

После нагревания суспензии образующийся конденсат направляют на переработку.After heating the suspension, the resulting condensate is sent for processing.

После прокаливания полученный сухой остаток суспензии цементируют с использованием в качестве матрицы стекла, керамики, битума, цемента, полимеров и других материалов.After calcination, the resulting dry residue of the suspension is cemented using glass, ceramics, bitumen, cement, polymers and other materials as a matrix.

Апробация заявляемого способа очистки жидких радиоактивных отходов от органических примесей представлена в примерах 1 и 2. На фигуре 1 представлена блок-схема способа переработки жидких радиоактивных отходов, на которой приняты следующие обозначения: 1 - исходный раствор ЖРО, 2 - концентрирование ЖРО, 3 - корректировка рН исходного раствора, 4 - добавление активированного пиролюзита к исходному раствору, 5 - перемешивание полученной суспензии, 6 - нагрев суспензии, 7 - отвод выделяющегося пара с последующей его конденсацией, 8 - отбор проб выделяющихся газов и их анализ, 9 - образование сухого остатка, 10 - цементирование сухого остатка.Testing of the proposed method for purification of liquid radioactive waste from organic impurities is presented in examples 1 and 2. Figure 1 shows a flow diagram of a method for processing liquid radioactive waste, which takes the following notation: 1 - stock solution of LRW, 2 - concentration of LRW, 3 - adjustment pH of the initial solution, 4 - addition of activated pyrolusite to the initial solution, 5 - mixing of the resulting suspension, 6 - heating of the suspension, 7 - discharge of the released steam with its subsequent condensation, 8 - selection of samples gases and their analysis, 9 - dry solids formation, 10 - dry solids cementing.

На фигурах 2 и 3 представлены примеры конкретных решений настоящего способа в виде зависимостей коэффициента очистки от очищаемой воды и эффективности сорбции от концентрации АПАВ.In figures 2 and 3, examples of specific solutions of the present method are presented in the form of dependences of the coefficient of purification from the purified water and the efficiency of sorption on the concentration of APAW.

Пример 1Example 1

Была проведена научно-исследовательская работа по очистке исходной воды ВПУ Белоярской АЭС активированным пиролюзитом. В данной работе при проведении процесса очистки исходную воду ВПУ выпаривали до концентрации органических примесей 150 г/л, корректировали рН полученного раствора до значения 8,6. Пиролюзит активировали путем его вымачивания в растворе азотной кислоты. Через засыпку сорбента, в концентрации 7 г на 1 литр раствора, пропустили при помощи насоса 20 колоночных объемов подготовленного раствора. Под колоночным объемом понимают очистку 200 литров воды одним литром сорбента до его регенерации.Research work was carried out to clean the source water of the VPU of the Beloyarsk NPP with activated pyrolusite. In this work, during the purification process, the VPU source water was evaporated to a concentration of organic impurities of 150 g / l, the pH of the resulting solution was adjusted to a value of 8.6. Pyrolusite was activated by soaking it in a solution of nitric acid. Through filling the sorbent, at a concentration of 7 g per 1 liter of solution, 20 column volumes of the prepared solution were passed through a pump. A column volume is understood to mean purification of 200 liters of water with one liter of sorbent before its regeneration.

Эффективность очистки подготовленного раствора определяли по остаточному содержанию органических примесей в очищенном растворе. Эффективность очистки вод ВПУ Белоярской АЭС от природной органики (гуминовые кислоты, фульвокислоты) составила 70% (фиг. 2).The cleaning efficiency of the prepared solution was determined by the residual content of organic impurities in the purified solution. The efficiency of water treatment at the Beloyarsk NPP VPU from natural organics (humic acids, fulvic acids) was 70% (Fig. 2).

Пример 2Example 2

Был проведен цикл работ по очистке жидких радиоактивных отходов цеха радиоактивных отходов в ФГУП «ГНЦ РФ-ФЭИ». В данной работе при проведении процесса очистки раствор жидких радиоактивных отходов выпаривали до концентрации органических примесей 150 г/л, корректировали рН полученного раствора до значения 7,0.A series of works was conducted on the purification of liquid radioactive waste from the radioactive waste workshop at FSUE SSC RF-IPPE. In this work, during the cleaning process, the solution of liquid radioactive waste was evaporated to a concentration of organic impurities of 150 g / l, the pH of the resulting solution was adjusted to a value of 7.0.

Пиролюзит активировали путем его вымачивания в растворе азотной кислоты. К 1 литру подготовленного раствора жидких радиоактивных отходов добавили 5 г активированного пиролюзита и перемешивали при помощи магнитной мешалки в течение 1 часа. Далее полученную суспензию нагревали при температуре 150°С до полного разложения органических примесей. Степень разложения органических примесей определяли хроматографическим анализом выделяющихся газов. Образующийся при нагревании суспензии конденсат направляли на переработку. Полученный сухой остаток суспензии представлял собой сыпучий порошок черного цвета, значение накопленной активности порошка не превышает значения минимально значимой активности по НРБ.Pyrolusite was activated by soaking it in a solution of nitric acid. To 1 liter of the prepared solution of liquid radioactive waste, 5 g of activated pyrolusite was added and stirred using a magnetic stirrer for 1 hour. Next, the resulting suspension was heated at a temperature of 150 ° C until complete decomposition of organic impurities. The degree of decomposition of organic impurities was determined by chromatographic analysis of the evolved gases. Condensate formed by heating the suspension was sent for processing. The obtained dry residue of the suspension was a free-flowing black powder, the value of the accumulated activity of the powder does not exceed the value of the minimum significant activity for NRB.

В результате проведения исследований было выявлено, что эффективность сорбции олеатов, стеаратов и пальмитатов натрия (ОП-7,10) активированным пиролюзитом составляет 80% (фиг. 3).As a result of the studies, it was found that the sorption efficiency of sodium oleates, stearates and palmitates (OP-7.10) with activated pyrolusite is 80% (Fig. 3).

Использование изобретения обеспечит комплексное решение проблемы очистки жидких радиоактивных отходов, включающее сорбционное извлечение органических веществ, таких как АПАВ, с помощью пиролюзита. Выделение радиоактивного пиролюзита не требуется, поэтому нет необходимости в использовании фильтров, которые после истечения срока эксплуатации требуют переработки. Цементирование радиоактивного сухого остатка осуществляется известным способом, например с использованием клинкер-цемента.The use of the invention will provide a comprehensive solution to the problem of purification of liquid radioactive waste, including the sorption extraction of organic substances, such as ACAS, using pyrolusite. The release of radioactive pyrolusite is not required, so there is no need to use filters that require processing after the end of their life. The cementing of the radioactive solids is carried out in a known manner, for example using clinker cement.

Claims (6)

1. Способ очистки жидких радиоактивных отходов от органических примесей, включающий подготовку исходного раствора, разложение органических примесей и получение сухого остатка, отличающийся тем, что исходный раствор жидких радиоактивных отходов выпаривают до концентрации органических примесей не менее 150 г/л, корректируют его рН до величины 5-12, сорбент подают и выдерживают в растворе жидких радиоактивных отходов, полученную суспензию нагревают до полного разложения органических примесей и полученный сухой остаток суспензии цементируют.1. The method of purification of liquid radioactive waste from organic impurities, including the preparation of the initial solution, the decomposition of organic impurities and obtaining a dry residue, characterized in that the initial solution of liquid radioactive waste is evaporated to a concentration of organic impurities of at least 150 g / l, adjust its pH to a value 5-12, the sorbent is fed and kept in a solution of liquid radioactive waste, the resulting suspension is heated until the organic impurities are completely decomposed, and the resulting dry residue of the suspension is cemented t 2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что при очистке жидких радиоактивных отходов в качестве сорбента используют химически активированный пиролюзит.2. The method according to p. 1, characterized in that when cleaning liquid radioactive waste, chemically activated pyrolusite is used as a sorbent. 3. Способ по п. 2, отличающийся тем, что концентрацию активированного пиролюзита поддерживают не менее 5 г на 1 литр подготовленного раствора жидких радиоактивных отходов.3. The method according to p. 2, characterized in that the concentration of activated pyrolusite is supported by at least 5 g per 1 liter of prepared solution of liquid radioactive waste. 4. Способ по п. 3, отличающийся тем, что сорбцию органических примесей проводят путем перемешивания полученной суспензии.4. The method according to p. 3, characterized in that the sorption of organic impurities is carried out by mixing the resulting suspension. 5. Способ по п. 1, отличающийся тем, что после нагревания суспензии образующийся конденсат направляют на переработку.5. The method according to p. 1, characterized in that after heating the suspension, the resulting condensate is sent for processing. 6. Способ по п. 1, отличающийся тем, что степень разложения органических примесей определяют хроматографическим анализом выделяющихся газов. 6. The method according to p. 1, characterized in that the degree of decomposition of organic impurities is determined by chromatographic analysis of the gases released.
RU2015113697/07A 2015-04-13 2015-04-13 Method of cleaning liquid radioactive wastes from organic impurities RU2597242C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2015113697/07A RU2597242C1 (en) 2015-04-13 2015-04-13 Method of cleaning liquid radioactive wastes from organic impurities

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2015113697/07A RU2597242C1 (en) 2015-04-13 2015-04-13 Method of cleaning liquid radioactive wastes from organic impurities

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2597242C1 true RU2597242C1 (en) 2016-09-10

Family

ID=56892964

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2015113697/07A RU2597242C1 (en) 2015-04-13 2015-04-13 Method of cleaning liquid radioactive wastes from organic impurities

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2597242C1 (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2817393C1 (en) * 2023-04-24 2024-04-16 Акционерное общество "Научно-исследовательский и конструкторский институт монтажной технологии - Атомстрой" (АО "НИКИМТ-Атомстрой") Method of processing liquid radioactive wastes

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2459536A1 (en) * 1979-06-14 1981-01-09 Commissariat Energie Atomique PROCESS FOR TREATING DECONTAMINATION EFFLUENTS, IN PARTICULAR NUCLEAR REACTOR COMPONENTS AND DEVICE FOR IMPLEMENTING SAID METHOD
US5143654A (en) * 1989-09-20 1992-09-01 Hitachi, Ltd. Method and apparatus for solidifying radioactive waste
RU2268513C1 (en) * 2004-12-28 2006-01-20 Закрытое акционерное общество "РАОТЕХ" Method of processing of radioactive effluent
RU2286949C2 (en) * 2001-07-17 2006-11-10 Г.И.Ц. Кфт Method and the device for underwater decomposition of the organic contents of the waste electroconductive water solutions

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2459536A1 (en) * 1979-06-14 1981-01-09 Commissariat Energie Atomique PROCESS FOR TREATING DECONTAMINATION EFFLUENTS, IN PARTICULAR NUCLEAR REACTOR COMPONENTS AND DEVICE FOR IMPLEMENTING SAID METHOD
US5143654A (en) * 1989-09-20 1992-09-01 Hitachi, Ltd. Method and apparatus for solidifying radioactive waste
RU2286949C2 (en) * 2001-07-17 2006-11-10 Г.И.Ц. Кфт Method and the device for underwater decomposition of the organic contents of the waste electroconductive water solutions
RU2268513C1 (en) * 2004-12-28 2006-01-20 Закрытое акционерное общество "РАОТЕХ" Method of processing of radioactive effluent

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2817393C1 (en) * 2023-04-24 2024-04-16 Акционерное общество "Научно-исследовательский и конструкторский институт монтажной технологии - Атомстрой" (АО "НИКИМТ-Атомстрой") Method of processing liquid radioactive wastes

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR101233542B1 (en) Method and apparatus for the decontamination of spent activated carbon
WO2009024014A1 (en) Method for removing ammonia from coking waste water
US20230106698A1 (en) Method for treatment and disinfection of industrial effluents
RU2467419C1 (en) Method of cleaning still residues of liquid radioactive wastes from radioactive cobalt and caesium
EP0412815B1 (en) Method and apparatus for concentrating dissolved and solid radioactive materials carried in a waste water solution
RU2597242C1 (en) Method of cleaning liquid radioactive wastes from organic impurities
JP2011011103A (en) Method and apparatus for removing and recovering thallium from wastewater
CN105481202A (en) Stainless steel pickling wastewater treatment system and method
JP2003230897A (en) Waste treatment method and waste treatment apparatus
JP4521571B2 (en) Method for treating volatile organic halogen compounds
KR101011205B1 (en) Process for treating the organic and nitrogenous compounds contained in saturated steam by using oxidation and reduction catalyst
JP7247343B2 (en) Method for conditioning ion exchange resin and apparatus for carrying it out
RU2330339C1 (en) Method of treatment of water and aquatic solutions with removal of organic admixes containing metals and radionuclides
CN113371780A (en) Treatment method of wastewater containing low-concentration perfluorooctanoic acid
KR100985997B1 (en) A treatment of cellulose type radioactive waste
JPH1157786A (en) Treatment of waste liquor from incinerator scrubber and equipment therefor
RU2558899C1 (en) Method of removing radioactive 60co isotope from stillage residue of nuclear power plants and system therefor
JP2002336650A (en) Method of treating waste combustion gas
US20040050716A1 (en) Electrochemical oxidation of matter
KR100923766B1 (en) A system for Decontamination of radioactive waste water, method thereby
CN109160652A (en) A kind of method of electrochemistry auxiliary light electrolysis collaboration microwave catalysis processing industrial wastewater
JP2004123530A (en) Treatment of waste pickling liquid containing iron and method of producing iron oxide (iii)
KR100659482B1 (en) Method of Treatment for Decontamination Wastewater Produced from an Atomic Power Station
JP3347673B2 (en) Waste treatment method
RU2722205C1 (en) Method for decontaminating organic wastes