RU2672662C2 - Method for cleaning salt solutions from radionuclides and installation for its implementation - Google Patents
Method for cleaning salt solutions from radionuclides and installation for its implementation Download PDFInfo
- Publication number
- RU2672662C2 RU2672662C2 RU2016118322A RU2016118322A RU2672662C2 RU 2672662 C2 RU2672662 C2 RU 2672662C2 RU 2016118322 A RU2016118322 A RU 2016118322A RU 2016118322 A RU2016118322 A RU 2016118322A RU 2672662 C2 RU2672662 C2 RU 2672662C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- radionuclides
- unit
- installation
- cleaning
- saline solutions
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/04—Treating liquids
- G21F9/06—Processing
- G21F9/12—Processing by absorption; by adsorption; by ion-exchange
Abstract
Description
Изобретение относится к области химической технологии очистки растворов от радиоактивных элементов, а именно к очистке воды от жидких радиоактивных отходов, таких как солей щелочноземельных радиоактивных металлов, например стронция.The invention relates to the field of chemical technology for cleaning solutions from radioactive elements, namely to treating water from liquid radioactive waste, such as salts of alkaline earth radioactive metals, such as strontium.
Изобретение может решить проблему использования атомной энергии, а именно очистку жидких радиоактивных отходов, образующихся при эксплуатации ядерных энергетических установок и при переработке облученного ядерного топлива.The invention can solve the problem of the use of atomic energy, namely the purification of liquid radioactive waste generated during the operation of nuclear power plants and in the processing of irradiated nuclear fuel.
На сегодняшний день существуют различные методы обращения с жидкими радиоактивными отходами, например, методы ионного обмена и выпаривания, адсорбционный, электрохимический, мембранный и другие. Достоинства и недостатки методов относительно задачи очистки жидких радиоактивных отходов рассмотрены в ряде работ.To date, there are various methods of handling liquid radioactive waste, for example, ion exchange and evaporation methods, adsorption, electrochemical, membrane and others. The advantages and disadvantages of the methods regarding the task of cleaning liquid radioactive waste are considered in a number of works.
Например, метод упаривание с предварительным умягчением, отраженный в работе Б.В. Гусакова и др. (ФГУП ВНИПИЭТ, 2006 г., Решение экологических проблем Теченского каскада водоемов на ПО «Маяк», Безопасность ядерных технологий, IX Международная конференция, ProAtom, 2006). Использование данного метода при переработке подобных жидких радиоактивных отходов дает возможность достичь высокой степени концентрирования жидких радиоактивных отходов. Однако, при этом следует принимать во внимание, что упаривание - метод, требующий огромных затрат энергии (около 600 кВт-ч на кубометр получаемой чистой воды) и экономически целесообразен только при неисчерпаемых запасах энергии.For example, the evaporation method with preliminary softening, reflected in the work of B.V. Gusakova et al. (FSUE VNIPIET, 2006, Solving the environmental problems of the Techen cascade of water bodies at the Mayak Production Association, Nuclear Technology Safety, IX International Conference, ProAtom, 2006). The use of this method in the processing of such liquid radioactive waste makes it possible to achieve a high degree of concentration of liquid radioactive waste. However, it should be borne in mind that evaporation is a method requiring enormous energy costs (about 600 kWh per cubic meter of clean water produced) and is economically feasible only with inexhaustible energy reserves.
Еще одним известным методом является ионный обмен с предварительным умягчением отраженный так же в работе Б.В. Гусакова и др. (ФГУП ВНИПИЭТ, 2006 г., Решение экологических проблем Теченского каскада водоемов на ПО «Маяк», Безопасность ядерных технологий, IX Международная конференция, ProAtom, 2006). Использование данного метода при переработке подобных жидких радиоактивных отходов дает возможность осуществлять технологический процесс их концентрирования по сравнительно простой и энергоемкой технологии. Существенным недостатком данного метода является большой объем отходов, как в виде жидких солевых растворов после регенерации ионообменных фильтр, так и виде отработанных ионообменных смол.Another known method is ion exchange with preliminary softening, which was also reflected in the work of B.V. Gusakova et al. (FSUE VNIPIET, 2006, Solving the environmental problems of the Techen cascade of water bodies at the Mayak Production Association, Nuclear Technology Safety, IX International Conference, ProAtom, 2006). The use of this method in the processing of such liquid radioactive waste makes it possible to carry out the technological process of their concentration using a relatively simple and energy-intensive technology. A significant drawback of this method is the large amount of waste, both in the form of liquid saline solutions after regeneration of the ion-exchange filter, and in the form of spent ion-exchange resins.
Из предшествующего уровня техники известно применение экстракционных методов для извлечения радиоактивного стронция из жидких сред. Согласно изобретению «Preparation and use of polymeric materials containing hydrophobic anions and plasticizers for separation of cesium and strontium» (US 5,666,641 от 07.04.1995) для адсорбции радиоактивных цезия и стронция используется полимерный материал, включающий дикарболид или тетрафенилборат кобальта. Согласно изобретению «Extraction processes and solvents for recovery of cesium, strontium, rare earth elements, technetium and actinides from liquid radioactive waste" (US 6,270,737 от 03.03.2000) используется раствор галогенированного карболида собальта и полиэтиленгликоля в бис-тетрафторпропиловом эфире. Общим недостатком указанных изобретений является необходимость утилизации больших объемов отработанных радиоактивных абсорбентов, способных к частичному разложению в процессе хранения.From the prior art it is known the use of extraction methods for the extraction of radioactive strontium from liquid media. According to the invention, “Preparation and use of polymeric materials containing hydrophobic anions and plasticizers for separation of cesium and strontium” (US 5,666,641 dated 04/07/1995), a polymer material comprising cobalt dicarbolide or cobalt tetraphenylborate is used to adsorb radioactive cesium and strontium. According to the invention “Extraction processes and solvents for recovery of cesium, strontium, rare earth elements, technetium and actinides from liquid radioactive waste" (US 6,270,737 dated 03.03.2000), a solution of halogenated cobalt carbide and polyethylene glycol in bis-tetrafluoropropyl ether is used. A common disadvantage of these inventions is the need for disposal of large volumes of spent radioactive absorbents capable of partial decomposition during storage.
Известен ряд технических решений с применением неорганических адсорбентов для поглощения радиоактивного стронция. Согласно изобретению «Method of extracting metal ions from an aqueous solution utilizing an antimony silicate sorbent» (US 7,332,089 от 30.09.2003) для поглощения радиоактивного стронция используется продукт смешанного осаждения оксидов кремния и сурьмы. Согласно изобретению «Preparation of granular titanate ion exchangers" (US 6,106,799 от 11.12.1996) в качестве адсорбента используется продукт щелочного осаждения оксида титана. Общим недостатком указанных изобретений является сравнительно медленная кинетика поглощения радиоактивных примесей из жидких сред, снижение эффективности очистки по мере насыщения адсорбента, а также необходимость извлечения из фильтров радиоактивного адсорбента после использования для его дальнейшей утилизации.A number of technical solutions are known using inorganic adsorbents to absorb radioactive strontium. According to the invention, “Method of extracting metal ions from an aqueous solution utilizing an antimony silicate sorbent” (US 7,332,089 dated 09/30/2003), a mixed precipitation product of silicon and antimony is used to absorb radioactive strontium. According to the invention, “Preparation of granular titanate ion exchangers” (US 6,106,799 dated 12/12/1996), the product of alkaline deposition of titanium oxide is used as an adsorbent. A common disadvantage of these inventions is the relatively slow kinetics of absorption of radioactive impurities from liquid media, a decrease in cleaning efficiency as the adsorbent is saturated , as well as the need to extract radioactive adsorbent from the filters after use for its further disposal.
Известно техническое решение «Способ очистки водных растворов электроэрозионной коагуляцией» (WO 2014058407 A1 03.12.2012), включающее в себя заполнение разрядной камеры очищаемым водным раствором, размещение в полости разрядной камеры слоя металлических гранул, с воздействием на них электрические импульсы через электроды. Последние подключают к соответствующим выходам генератора импульсов, постепенного разрушения гранул под действием искровых разрядов между ними до образования коагулянтов и воды необходимой чистоты. При этом, согласно техническому решению, слой металлических гранул создают из гранул, изготовленных из стали и алюминия или его сплавов. Стальные гранулы и стальные электроды составляют приблизительно 20-25% от общего объема металлов в очищаемом водном растворе, а указанный раствор подают в полость разрядной камеры в проточном режиме с напором снизу, создавая «псевдокипящий» слой гранул, на которые воздействуют электрическими импульсами прямоугольной формы со скважностью 75-85 микросекунд и амплитудой 300-800 Вольт. Техническое решение относится к средствам для комплексной очистки промышленных и дождевых стоков, а также технологической воды атомных электростанций с целью их дезактивации, преимущественно от радионуклидов - цезия-137 (137Cs), стронция-90 (90Sr), америция-241 (241Ат). Недостатком данного решения является образование большого количества жидких отходов при промывке слоя металлических гранул с целью удаления микрочастиц коагулянта из слоя гранул. Полученные жидкие отходы нуждаются в дополнительных операциях по отделению осадка, содержащего радиоактивные примеси.A technical solution is known "Method for the purification of aqueous solutions by electroerosive coagulation" (WO 2014058407 A1 12/03/2012), which includes filling the discharge chamber with a purified aqueous solution, placing a layer of metal granules in the cavity of the discharge chamber, with the action of electric pulses through the electrodes. The latter are connected to the corresponding outputs of the pulse generator, the gradual destruction of the granules under the action of spark discharges between them until coagulants and water of the required purity are formed. Moreover, according to the technical solution, a layer of metal granules is created from granules made of steel and aluminum or its alloys. Steel granules and steel electrodes make up approximately 20-25% of the total volume of metals in the purified aqueous solution, and this solution is fed into the cavity of the discharge chamber in a flow mode with a pressure from below, creating a "pseudo-boiling" layer of granules that are affected by rectangular rectangular electric pulses with with a duty cycle of 75-85 microseconds and an amplitude of 300-800 Volts. The technical solution relates to means for the integrated treatment of industrial and rainwater, as well as the process water of nuclear power plants for the purpose of their decontamination, mainly from radionuclides - cesium-137 (137Cs), strontium-90 (90Sr), americium-241 (241At). The disadvantage of this solution is the formation of a large amount of liquid waste when washing the layer of metal granules in order to remove coagulant microparticles from the layer of granules. The resulting liquid waste requires additional operations to separate the sediment containing radioactive impurities.
Известна так же полезная модель «Устройство для очистки жидких радиоактивных отходов от стронция» (RU 135441 от 12.04.2013). Задача полезной модели решается, за счет введение в технологию очистки жидких радиоактивных отходов использование процессов, при которых происходит выпадение в осадок солей жесткости, но при этом исключаются энергоемкие процессы, связанных с нагревом и особенно испарением воды. Сущность полезной модели заключается в том, что жидкие радиоактивные отходы подвергаются магнитной обработке, а затем нанофильтрации. В результате выделяющиеся при нанофильтрации соли жесткости (в т.ч. содержащие стронций) не выпадают на мембране, а выносятся из мембранной установки в виде взвеси в потоке концентрата. Частицы взвеси улавливаются намоточным фильтром, установленным в линии отвода концентрата из мембраны, а после заполнения фильтра утилизируются вместе с ним. Недостатком полезной модели является использование в качестве инициатора образования солей жесткости только магнитную обработку. Это вызывает необходимое образование осадка только при определенном наборе свойств раствора, а кроме того - не может обеспечить полное удаление из воды солей щелочноземельных металлов, в том числе радиоактивного изотопа стронция.A useful model is also known “Device for the purification of liquid radioactive waste from strontium” (RU 135441 from 04/12/2013). The objective of the utility model is solved by introducing into the technology for liquid radioactive waste purification the use of processes in which hardness salts precipitate, but energy-intensive processes associated with heating and especially water evaporation are excluded. The essence of the utility model is that liquid radioactive waste is subjected to magnetic treatment, and then nanofiltration. As a result, hardness salts (including those containing strontium) released during nanofiltration do not precipitate on the membrane, but are removed from the membrane unit in the form of a suspension in the concentrate stream. Suspension particles are captured by a winding filter installed in the line of concentrate discharge from the membrane, and after filling the filter, they are disposed of with it. A disadvantage of the utility model is the use of only magnetic treatment as the initiator of the formation of hardness salts. This causes the necessary sedimentation only with a certain set of solution properties, and in addition, it cannot ensure the complete removal of alkaline earth metal salts from water, including the radioactive isotope of strontium.
Известен способ очистки растворов от радионуклидов (RU2118856 от 06.05.1997), который заключается в пропускании раствора через фильтрующие камеры, расположенные коаксиально относительно друг друга и соединенные перфорированным ложным днищем. При этом внутренняя фильтрующая камера заполнена сорбентом селективным к радионуклидам цезия, а внешняя фильтрующая камера – сорбентом селективным к радионуклидам стронция. Раствор, содержащий радионуклиды, с помощью средства для подачи последовательно пропускают через внутреннюю и внешнюю фильтрующие камеры. В качестве сорбента для извлечения цезия преимущественно используют сорбенты на основе ферроцианидов. В качестве сорбента для извлечения стронция преимущественно используют цеолиты, модифицированные фосфатами щелочноземельных металлов, фосфаты щелочноземельных металлов на волокнистой основе или диоксид марганца на волокнистой основе.A known method of cleaning solutions from radionuclides (RU2118856 from 05/06/1997), which consists in passing the solution through filter chambers located coaxially relative to each other and connected by a perforated false bottom. The internal filter chamber is filled with a sorbent selective for cesium radionuclides, and the external filter chamber is filled with a sorbent selective for strontium radionuclides. The solution containing the radionuclides, with the help of the means for feeding, is successively passed through the inner and outer filter chambers. As the sorbent for the extraction of cesium, sorbents based on ferrocyanides are mainly used. As the sorbent for the extraction of strontium, zeolites modified with alkaline earth metal phosphates, alkaline earth metal phosphates on a fibrous basis or manganese dioxide on a fibrous basis are mainly used.
Недостатком способа является последовательная фильтрация очищаемой жидкости через сорбенты двух типов. При этом последующая фильтрация производится на материале, не обладающем специфическим сродством к радиоактивным элементам, он используется только для отделения мелкодисперсного сорбента, полученного электрохимическим путем. В отличие от данного технического решения в заявляемом используется электрохимический синтез сорбента производится непосредственно в процессе фильтрации, вследствие чего достигается высокая эффективность связывания радиоактивных примесей. The disadvantage of this method is the sequential filtration of the cleaned liquid through sorbents of two types. In this case, subsequent filtration is carried out on a material that does not have a specific affinity for radioactive elements; it is used only for separating the finely dispersed sorbent obtained by electrochemical means. In contrast to this technical solution, the claimed one uses the electrochemical synthesis of the sorbent directly in the filtration process, as a result of which high binding efficiency of radioactive impurities is achieved.
Известен способ обработки радиоактивных сточных вод (RU 2301465 от 25.11.2003), где в первом реакторе долю органической фракции сокращают путем биологической аэробной обработки. Фильтр/пермеат, отобранный с устройства тангенциальной фильтрации, либо непосредственно используют, либо подают в первый или следующий реактор. В устройстве неполнопоточной фильтрации твердая фаза выделяется гравитационно в резервуарах, в нижней области она уплотняется, в следующей, проходящей над первой зоной, зоной седиментации или над ней через приемный канал подают сконцентрированные сточные воды, идущие от тангенциальной фильтрации, и выше или сбоку от зоны седиментации сточные воды отводят через отводной канал. Изобретение позволяет выбирать и технологически оптимизировать отдельные модули.A known method for the treatment of radioactive wastewater (RU 2301465 from 11.25.2003), where in the first reactor the proportion of the organic fraction is reduced by biological aerobic treatment. The filter / permeate taken from the tangential filtration device is either directly used or fed to the first or next reactor. In the in-line filtration device, the solid phase is gravitationally separated in the reservoirs, in the lower region it is densified, in the next, passing over the first zone, sedimentation zone or above it, concentrated wastewater coming from the tangential filtration is fed through it and above or to the side of the sedimentation zone sewage is discharged through a bypass channel. The invention allows the selection and technological optimization of individual modules.
Недостатком способа является выделение твердой фракции из сточных вод, что не предполагает использование адсорбционного материала, в отличие от заявляемого, где происходит электрохимический синтез адсорбента с его последующим фильтрационным отделением. При этом отделение твердых частиц от очищаемой жидкости происходит гравитационным способом, в отличие от заявляемого, где отделение твердой фракции происходит за счет фильтрации на микропористых фильтрующих патронах.The disadvantage of this method is the separation of the solid fraction from wastewater, which does not imply the use of adsorption material, in contrast to the claimed one, where the electrochemical synthesis of the adsorbent takes place with its subsequent filtration separation. In this case, the separation of solid particles from the liquid being cleaned occurs by the gravitational method, in contrast to the claimed one, where the separation of the solid fraction occurs due to filtration on microporous filter cartridges.
Известно изобретение «Способ очистки слабосолевых растворов типа морской воды от радионуклидов и установка для его осуществления» (RU 2101234 от 12.04.2013), который по своим техническим характеристикам взят за прототип. Сущность изобретения способа заключается в том, что слабосолевые растворы типа морской воды очищают от радионуклидов путем их контактирования с неорганическим сорбентом на основе ферроцианида переходного металла и пористого неорганического носителя, с последующим введением химического реагента, осаждающего сульфат-ионы и отделение радиоактивного осадка с последующим его хранением в течение времени, равного 8-10 периодам полураспада выделенных с отделенным осадком радионуклидов. Сущность изобретения установки для очистки слабосолевых растворов типа морской воды от радионуклидов, заключается в содержании последовательно расположенных и соединенных между собой приемных емкостей, блок сорбционной очистки, емкости для осаждения, снабженные дозаторами для ввода химического реагента, отстойники и емкости для хранения радиоактивного осадка, выполненные многосекционными. Недостатком способа по прототипу является использование самопроизвольного осаждения радиоактивного осадка для его отделения от очищенной воды. Этот процесс требует значительного времени, а значит необходимо использование буферных емкостей большого объема, что затрудняет использование способа для обработки значительных количеств жидких радиоактивных отходов.The invention is known “A method for purifying low-salt solutions of the type of sea water from radionuclides and an installation for its implementation” (RU 2101234 from 04/12/2013), which is taken as a prototype by its technical characteristics. The essence of the invention of the method lies in the fact that low-salt solutions of the type of sea water are purified from radionuclides by contacting them with an inorganic sorbent based on transition metal ferrocyanide and a porous inorganic carrier, followed by the introduction of a chemical reagent that precipitates sulfate ions and separates the radioactive residue and its subsequent storage during a time equal to 8-10 half-lives of radionuclides separated with sediment. The essence of the invention of the installation for the purification of low-salt solutions such as sea water from radionuclides, consists in the content of receiving containers arranged in series and interconnected, a sorption purification unit, sedimentation tanks equipped with dispensers for introducing a chemical reagent, sedimentation tanks and tanks for storing radioactive sediment made by multisection . The disadvantage of the prototype method is the use of spontaneous deposition of a radioactive deposit to separate it from purified water. This process requires considerable time, and therefore it is necessary to use large-capacity buffer tanks, which complicates the use of the method for processing significant quantities of liquid radioactive waste.
Недостатком устройства по прототипу является большой объем многосекционных отстойников и емкостей для хранения радиоактивного осадка, которые утяжеляют конструкции, что влечет за собой дополнительную трудоемкость и затраты.The disadvantage of the prototype device is the large volume of multi-section sedimentation tanks and tanks for storing radioactive sediment, which make the structure heavier, which entails additional labor and costs.
Задачей изобретения является разработка способа и установки для него, позволяющего достигнуть высокой степени очистки рассматриваемых жидких радиоактивных отходов от радиоактивного стронция, обеспечив при этом минимизацию количества твердых отходов, подлежащих захоронению.The objective of the invention is to develop a method and installation for it, which allows to achieve a high degree of purification of the considered liquid radioactive waste from radioactive strontium, while ensuring minimization of the amount of solid waste to be disposed of.
Поставленная задача достигается описываемым способом очистки солевых растворов от радионуклидов на основе электрохимического получения селективного сорбента - титано-алюминатных гидроксокомплексов за счет, того что после отделения стронция в составе сорбента за счет осаждения, раствор подвергается фильтрации по меньше мере в одну стадию, причем финишной стадией является фильтрация через микропористые фильтрующие картриджи, обладающие собственной ионообменной емкостью.The problem is achieved by the described method of cleaning salt solutions from radionuclides based on the electrochemical preparation of a selective sorbent - titanium-aluminate hydroxocomplexes due to the fact that after separation of strontium in the sorbent due to precipitation, the solution is filtered at least in one stage, and the final stage is filtration through microporous filter cartridges with their own ion-exchange capacity.
Возможен вариант развития способа очистки солевых растворов от радионуклидов характеризующийся тем, что фильтрация через микропористые фильтрующие картриджи осуществляется в режиме тангенциальной фильтрации, так что омывающий поток жидкости обеспечивает постоянное удаление отфильтрованного материала с поверхности картриджа.There is a possible development of a method for cleaning saline solutions from radionuclides, characterized in that the filtration through microporous filter cartridges is carried out in the tangential filtration mode, so that the washing liquid stream provides a constant removal of the filtered material from the surface of the cartridge.
Возможен вариант развития способа очистки солевых растворов от радионуклидов характеризующийся тем, что фильтрующие микропористые картриджи получены реакцией поликонденсации многоатомных фенолов с формальдегидом.A possible development of a method for cleaning saline solutions from radionuclides is characterized in that the microporous filter cartridges are obtained by the polycondensation reaction of polyhydric phenols with formaldehyde.
Возможен вариант развития способа очистки солевых растворов от радионуклидов характеризующийся тем, что периодически осуществляется обратная промывка фильтрующих микропористых картриджей с использованием сжатого воздуха противотоком со сбросом воды, содержащей удаленный из пор осадок, в блок отделения шлама.A possible development of a method for cleaning saline solutions from radionuclides is characterized in that backwashing of filtering microporous cartridges is carried out periodically using compressed air countercurrently with the discharge of water containing sediment removed from the pores into the sludge separation unit.
Возможен вариант развития способа очистки солевых растворов от радионуклидов характеризующийся тем, что вода промывки через буферную емкость возвращается в линию подачи жидких радиоактивных отходов на фильтрацию.A possible development of a method for cleaning saline solutions from radionuclides is characterized by the fact that the washing water through a buffer tank returns to the line for supplying liquid radioactive waste for filtration.
Поставленная задача достигается с помощью установки для очистки солевых растворов от радионуклидов, включающая в себя блок автоматики, блок электропитания, блок преобразователей напряжения, блок предварительной фильтрации, блок электрохимической обработки, блок контактно-фильтрационной очистки, блок отделения шлама, и отличающаяся тем, что дополнительно введен блок микрофильтрации, представляющий собой цилиндрический корпус определенных геометрических размеров с установленным в нем по меньше мере одним коаксиально фильтрующим патроном.The task is achieved using the installation for cleaning salt solutions from radionuclides, which includes an automation unit, an electrical power unit, a voltage converter unit, a preliminary filtration unit, an electrochemical processing unit, a contact filtering unit, a sludge separation unit, and characterized in that it additionally a microfiltration unit is introduced, which is a cylindrical body of certain geometric dimensions with at least one coaxial filter path installed in it ron.
Возможен вариант развития установки для очистки солевых растворов от радионуклидов заключающийся в том, что в блоке предварительной фильтрации установлен по меньше мере один фильтр на стальном каркасе с пластиковыми дисками.A possible development option for a plant for cleaning saline solutions from radionuclides is that at least one filter is mounted on a steel frame with plastic disks in the pre-filtering unit.
Возможен вариант развития установки для очистки солевых растворов от радионуклидов заключающийся в том, что в блоке электрохимической обработки по меньше мере находятся два параллельно соединенных электрохимических аппарата.A possible development option of the installation for cleaning saline solutions from radionuclides is that in the electrochemical processing unit there are at least two electrochemical devices connected in parallel.
Возможен вариант развития установки для очистки солевых растворов от радионуклидов заключающийся в том, что в электрохимический аппарат, находящийся в блоке электрохимической обработки может быть выполнен из нержавеющей стали.A possible development option of the installation for cleaning saline solutions from radionuclides is that the electrochemical apparatus located in the electrochemical processing unit can be made of stainless steel.
Возможен вариант развития установки для очистки солевых растворов от радионуклидов заключающийся в том, что в блоке контактно фильтрационной очистки может находиться по меньше мере одна накопительная емкость.A possible development option for a plant for cleaning saline solutions from radionuclides is that at least one storage tank can be in the contact filtering unit.
Возможен вариант развития установки для очистки солевых растворов от радионуклидов заключающийся в том, что в блоке контактно фильтрационной очистки по меньше мере находится один насос подачи воды, соединенный с контактно накопительной емкостью.A possible development option for a plant for cleaning saline solutions from radionuclides is that at least one water supply pump is connected to the contact storage tank in the contact filtration unit.
Возможен вариант развития установки для очистки солевых растворов от радионуклидов заключающийся в том, что в блоке микрофильтрации расположены по меньше мере два фильтра.A possible development option for a plant for cleaning saline solutions from radionuclides is that at least two filters are located in the microfiltration unit.
Возможен вариант развития установки для очистки солевых растворов от радионуклидов заключающийся в том, что в блоке микрофильтрации каждый фильтр соединен со следующим параллельно в режиме тангенциальной фильтрации.A possible development option for a plant for cleaning saline solutions from radionuclides is that in the microfiltration unit, each filter is connected to the next in parallel in the tangential filtration mode.
Возможен вариант развития установки для очистки солевых растворов от радионуклидов заключающийся в том, что в блоке отделения шлама по меньше мере находится одна цилиндрическая емкость с коническим сужением.A possible development option of a plant for cleaning saline solutions from radionuclides is that at least one cylindrical container with a conical narrowing is located in the sludge separation unit.
Возможен вариант развития установки для очистки солевых растворов от радионуклидов заключающийся в том, что в блоке отделения шлама находиться по меньше мере одна управляемая задвижка, расположенная на трубопроводе.A possible development option of a plant for cleaning saline solutions from radionuclides is that at least one controllable valve located on the pipeline is in the sludge separation unit.
Возможен вариант развития установки для очистки солевых растворов от радионуклидов заключающийся в том, что включает в себя по крайней мере одну накопительную емкость очищенной воды.A possible development option of a plant for cleaning saline solutions from radionuclides is that it includes at least one storage tank of purified water.
Разработанный способ и созданная на его основе установка предназначена для переработки жидких радиоактивных отходов с целью концентрированию радионуклидов в твердой высокостабильной кристаллической матрице и исключению энергоемких операций по упариванию растворов. Принцип работы установки основан на осаждении радионуклидов на специальном адсорбенте, образующемся непосредственно в объеме раствора в результате электрохимического процесса. Частицы адсорбента отделяются от раствора сначала осаждением, а затем фильтрацией, причем в качестве финишной очистки используется тангенциальная фильтрация через микропористые фильтрующие картриджи.The developed method and the installation created on its basis is intended for the processing of liquid radioactive waste with the aim of concentrating radionuclides in a solid highly stable crystalline matrix and eliminating energy-intensive operations for evaporating solutions. The principle of operation of the installation is based on the deposition of radionuclides on a special adsorbent formed directly in the volume of the solution as a result of an electrochemical process. The adsorbent particles are separated from the solution first by precipitation and then by filtration, and tangential filtration through microporous filter cartridges is used as a final cleaning.
Описанное техническое решение показано на фиг. 1, содержащей следующие основные блоки: блок автоматики (поз. 1), блок электропитания (поз. 2), блок преобразователей напряжения (поз. 3), блок предварительной фильтрации (поз. 4), блок электрохимической обработки (поз. 5), блок контактно-фильтрационной очистки (поз. 6), блок микрофильтрации (поз. 7), блок отделения шлама (поз. 8), накопительные емкости (поз. 10) с датчиками уровня (поз. 9).The technical solution described is shown in FIG. 1, containing the following main blocks: automation unit (item 1), power supply unit (item 2), voltage converter unit (item 3), pre-filtering unit (item 4), electrochemical processing unit (item 5), contact filtering unit (pos. 6), microfiltration unit (pos. 7), sludge separation unit (pos. 8), storage tanks (pos. 10) with level sensors (pos. 9).
При этом блок автоматики (поз. 1) выполнен в специальном металлическом щите (поз. 1_1), имеет вводы для кабелей, соединяющих щит с внешним устройствами: насосами и датчикам и осуществляет:In this case, the automation unit (pos. 1) is made in a special metal shield (pos. 1_1), has inputs for cables connecting the shield to external devices: pumps and sensors, and performs:
- контроль состояния датчиков верхнего и нижнего уровня (поз. 9), количество которых не менее одного, и находится в каждой накопительной емкости (поз. 10), количество которых также может варьироваться от одной до n. - monitoring the status of the sensors of the upper and lower levels (pos. 9), the number of which is not less than one, and is located in each storage tank (pos. 10), the number of which can also vary from one to n.
- включение и выключение устройств по сигналам от датчиков расхода, уровня и давления,- turning on and off the devices according to signals from flow sensors, level and pressure,
- индикацию состояния датчиков расхода, уровня и давления.- indication of the status of flow sensors, level and pressure.
Блок электропитания (поз. 2) выполнен в специальном металлическом щите (поз. 2_1) и имеет вводы для кабелей, соединяющих щит с внешним электропитанием, аппаратами, и насосами. На внешней панели расположены индикаторы состояния системы и осуществляет:The power supply unit (pos. 2) is made in a special metal shield (pos. 2_1) and has inputs for cables connecting the shield to external power supply, devices, and pumps. The system status indicators are located on the external panel and performs:
- подачу напряжения питания на устройства через автоматы защитного отключения,- supply voltage to the devices through circuit breakers,
- выпрямление и автоматическую смену полярности напряжений, подаваемых на блок электрохимической обработки (поз. 5),- rectification and automatic polarity reversal of the voltages supplied to the electrochemical processing unit (item 5),
- индикацию токов, проходящих в блоке электрохимической обработки,- indication of currents passing in the block of electrochemical processing,
- аварийное отключение установки в целом.- emergency shutdown of the installation as a whole.
Блок преобразователей напряжения (поз. 3) выполнен в виде рамы, на которой закреплены автотрансформаторы (поз. 3_1) и трансформаторы (не показаны) и состоит из трех одинаковых узлов понижения напряжения, каждый из которых представляет собой электрически связанную пару: регулируемый автотрансформатор и понижающий трансформатор. Блок осуществляет трансформацию входного сетевого напряжения до значений, необходимых для работы блока электрохимической обработки (поз. 5).The block of voltage converters (pos. 3) is made in the form of a frame on which autotransformers (pos. 3_1) and transformers (not shown) are fixed and consists of three identical voltage reduction nodes, each of which is an electrically connected pair: an adjustable autotransformer and a step-down transformer. The unit transforms the input mains voltage to the values necessary for the operation of the electrochemical processing unit (item 5).
Блок предварительной фильтрации (поз. 4) предназначен для очистки воды от механических примесей размером более 100 мкм. Установка состоит по меньше мере из одного фильтра (поз. 4.2), установленного на стальном каркасе и насоса подачи воды (поз. 4.2). Внутри каждого корпуса фильтра находится пакет пластиковых дисков, зажатых на каркасе из нержавеющих трубок поршнем. Осаждение механических примесей происходит на наружной поверхности пакета.The pre-filtering unit (item 4) is designed to purify water from mechanical impurities larger than 100 microns. The installation consists of at least one filter (pos. 4.2) mounted on a steel frame and a water supply pump (pos. 4.2). Inside each filter housing there is a package of plastic discs clamped on a stainless steel frame by a piston. The deposition of solids occurs on the outer surface of the bag.
Для обеспечения сжатия пакета дисков во время фильтрации на корпусе каждого фильтра установлен пневмоцилиндр, управление работой которого осуществляется при помощи нормально открытого и нормально закрытого электромагнитных клапанов, расположенных в верхней части каркаса. В режиме фильтрации через нормально открытый клапан на пневмоцилиндр подается сжатый воздух. В режиме промывки воздух сбрасывается через нормально закрытый клапан.To ensure compression of the disk pack during filtration, a pneumatic cylinder is installed on the housing of each filter, the operation of which is controlled by means of normally open and normally closed solenoid valves located in the upper part of the frame. In filtration mode, compressed air is supplied to the pneumatic cylinder through a normally open valve. In flushing mode, air is vented through a normally closed valve.
Блок электрохимической обработки (поз. 5) предназначен для электрохимического синтеза титано-алюминатных гидроксокомплексов, селективно связывающих стронций. Блок состоит по меньше мере из двух параллельно включенных электрохимических аппаратов (поз. 5_1), внутри которых находятся электродные сборки из алюминий-титанового сплава с общей рабочей поверхностью электродов.The electrochemical processing unit (item 5) is intended for the electrochemical synthesis of titanium-aluminate hydroxocomplexes that selectively bind strontium. The block consists of at least two parallel-connected electrochemical devices (pos. 5_1), inside of which are electrode assemblies made of aluminum-titanium alloy with a common working surface of the electrodes.
Электрохимический аппарат (поз. 5_1) представляет собой цилиндрический сосуд, выполненный из нержавеющей стали.The electrochemical apparatus (pos. 5_1) is a cylindrical vessel made of stainless steel.
Блок контактно-фильтрационной очистки (поз. 6) предназначен для предварительной фильтрационный очистки и включает в себя контактные накопительные емкости (поз. 6_1) и блок проточного фильтрования (поз. 6_3) с собственной системой очистки и насосом подачи воды (поз. 6_2). В данном блоке обеспечивается дальнейшая коагуляция первоначально коллоидных титано-алюминатных гидроксокомплексов, завершается фиксация стронция и происходит формирование и частичная дегидратация частиц комплексного алюмо-титаната стронция, отделение образовавшихся частиц сорбента размером до 10 мкм, а также периодический автоматический сброс отфильтрованного материала на блок отделения шлама (поз. 8).The contact filtering unit (pos. 6) is designed for preliminary filtration cleaning and includes contact storage tanks (pos. 6_1) and a flow filtering unit (pos. 6_3) with its own purification system and a water supply pump (pos. 6_2). In this block, further coagulation of initially colloidal titanium-aluminate hydroxocomplexes is ensured, strontium fixation is completed, and particles of complex strontium aluminum titanate are formed and partially dehydrated, sorbent particles formed are separated up to 10 μm in size, as well as periodic automatic discharge of filtered material to the sludge separation unit ( item 8).
Блок микрофильтрации (поз. 7) обеспечивает удаление из очищаемого раствора частиц размером более одного мкм. В состав аппарата входят по меньше мере два фильтра (поз. 7_3) работающих параллельно в режиме тангенциальной фильтрации. Кроме того в состав входят также насос подачи воды (поз. 7_1) и циркулирующий насос (поз. 7_2).The microfiltration unit (item 7) ensures removal of particles larger than one micron in size from the solution being cleaned. The apparatus includes at least two filters (pos. 7_3) operating in parallel in the tangential filtration mode. In addition, the water supply pump (pos. 7_1) and the circulation pump (pos. 7_2) are also included.
Блок отделения шлама (поз. 8) представляет собой по меньше мере одну цилиндрическую емкость с коническим сужением (поз. 8_1) в нижней части. Подача промывных и возврат осветленных вод в процесс очистки осуществляется через трубопроводы, оборудованные управляемыми задвижками (поз. 8_3), что позволяет использовать сосуды попеременно, чередую стадии накопления и отстаивания. Шламовый насос (поз. 8_2) предназначен для перекачки отходов на утилизацию и, как правило, подключен к нижней части емкости (поз. 8_1).The sludge separation unit (pos. 8) is at least one cylindrical container with a conical narrowing (pos. 8_1) in the lower part. Flushing water is supplied and clarified water is returned to the cleaning process through pipelines equipped with controlled valves (pos. 8_3), which allows the vessels to be used alternately, alternating the stages of accumulation and sedimentation. The slurry pump (pos. 8_2) is designed to pump waste for disposal and, as a rule, is connected to the bottom of the tank (pos. 8_1).
Накопительная емкость (поз. 10), предназначена для хранения очищенного солевого раствора, сброс очищенного раствора из емкости производится после контроля на предмет радиационной безопасности. Накопительная емкость представляет собой полимерный бак необходимого объема, количество емкостей может варьироваться от одной до n.Storage tank (pos. 10), designed to store purified saline solution, the discharge of the purified solution from the tank is made after monitoring for radiation safety. The storage tank is a polymer tank of the required volume, the number of tanks can vary from one to n.
Принцип работы установки основан на способе, который осуществляется после выделения стронция в составе сорбента за счет осаждения раствор подвергается фильтрации по меньше мере в одну стадию, причем финишной стадией является фильтрация через микропористые фильтрующие картриджи, полученные реакцией поликонденсации многоатомных фенолов с формальдегидом. Последние обладают собственной ионообменной емкостью в режиме тангенциальной фильтрации для того, чтобы омывающий поток жидкости обеспечивал постоянное удаление отфильтрованного материала с поверхности картриджа.The principle of operation of the installation is based on the method that is carried out after the separation of strontium in the sorbent due to precipitation, the solution is filtered at least in one stage, and the final stage is filtration through microporous filter cartridges obtained by polycondensation of polyhydric phenols with formaldehyde. The latter have their own ion-exchange capacity in the tangential filtration mode so that the washer fluid flow ensures constant removal of the filtered material from the surface of the cartridge.
Исходная вода из водоема подается с помощью насосной станции в блок предварительной фильтрации I (фиг. 1). Режим работы насосной станции, ее производительность задается в начале цикла работы и в последующем регулируется автоматически в зависимости от сопротивления в аппаратах. В блоке предварительной фильтрации (поз. 4) осуществляет отделение крупных частиц, которые автоматически сбрасываются обратным током воды в случае заполнения фильтрующих элементов. Предварительно профильтрованная вода поступает в электрохимические аппараты (поз. 5_1), блока электрохимической обработки (поз. 5), где проходит в межэлектродном пространстве электродных блоков. В результате электрохимических процессов на поверхности электродов происходит образование титано-алюминатных гидроксокомплексов, которые поступают в протекающую жидкость и необратимо связываются преимущественно с ионами стронция. Для поддержания необходимой кислотности раствора в раствор дозируется раствор соды с помощью двух дозирующих насосов, установленных на входе и выходе из электрохимических аппаратов (поз. 5_1). Коллоидный раствор, полученный в результате электрохимической обработки, поступает через накопительную емкость (поз. 10).The source water from the reservoir is supplied using a pumping station to the pre-filtering unit I (Fig. 1). The operating mode of the pumping station, its performance is set at the beginning of the cycle of work and subsequently automatically adjusted depending on the resistance in the devices. In the pre-filtration unit (item 4), it separates large particles, which are automatically discharged by the reverse water flow in the event of filling of the filter elements. Pre-filtered water enters the electrochemical apparatus (pos. 5_1) of the electrochemical processing unit (pos. 5), where it passes in the interelectrode space of the electrode blocks. As a result of electrochemical processes on the surface of the electrodes, the formation of titanium-aluminate hydroxocomplexes occurs, which enter the flowing liquid and irreversibly bind predominantly to strontium ions. To maintain the necessary acidity of the solution, a soda solution is dosed into the solution using two metering pumps installed at the inlet and outlet of the electrochemical apparatus (pos. 5_1). The colloidal solution obtained as a result of electrochemical treatment enters through the storage tank (item 10).
Электрохимическое получение селективного сорбента - титано-алюминатных гидрокомплексов осуществляется непосредственно в процессе обработки жидких радиоактивных отходов, вследствие чего адсорбция радиоактивных элементов происходит одновременно с формированием частиц адсорбента. Это обеспечивает чрезвычайно высокую скорость связывания примесей вследствие большой поверхности контакта зародышей частиц адсорбента с жидкостью. Таким образом, устраняются недостатки использования неорганических сорбентов в виде гранулированных фильтрующих материалов, связанные с замедленной кинетикой адсорбционного процесса. Каждая порция жидких радиоактивных отходов обрабатывается свежей порцией диспергированного адсорбента, при этом количества поглотителя легко регулируется силой тока.The electrochemical production of a selective sorbent - titanium-aluminate hydro-complexes is carried out directly in the process of processing liquid radioactive waste, as a result of which the adsorption of radioactive elements occurs simultaneously with the formation of adsorbent particles. This provides an extremely high binding rate of impurities due to the large contact surface of the nuclei of the adsorbent particles with the liquid. Thus, the disadvantages of using inorganic sorbents in the form of granular filtering materials associated with the delayed kinetics of the adsorption process are eliminated. Each portion of liquid radioactive waste is treated with a fresh portion of dispersed adsorbent, while the amount of absorber is easily controlled by current.
Далее из блока электрохимической обработки вода (поз. 5) вода попадает в блок контактно-фильтрационной очистки (поз. 6), в контактно накопительную емкость (поз. 6_1). Из накопительных емкостей (поз. 6_1) солевой раствор насосами (поз. 6_2) подается на фильтрационные колонны с инертной фильтрующей загрузкой (поз. 6_3). При периодической промывке фильтрационных колонн промывной раствор с частицами адсорбента направляется в блок отделения шлама (поз. 8).Further, from the electrochemical treatment unit, water (pos. 5), water enters the contact filtering unit (pos. 6), into the contact storage tank (pos. 6_1). From the storage tanks (pos. 6_1), the brine is pumped (pos. 6_2) to the filtration columns with an inert filter load (pos. 6_3). During periodic washing of the filtration columns, the washing solution with adsorbent particles is sent to the sludge separation unit (item 8).
После стадии контакта диспергированного адсорбента жидких радиоактивных отходов поступают на блок микрофильтрации (поз. 7). В качестве фильтрующих модулей могут использоваться пористые картриджи, полученные со полимеризацией многоатомных фенолов с формальдегидом и имеющие равномерную пористую структуру со средним размеров пор менее 0,5 мкм. Фильтрация реализована в режиме тангенциальной фильтрации, при котором поток входящей на фильтр жидкости (поз. 7_3) разбивается на два: первый - поток фильтрации сквозь пористый фильтрующий картридж, второй - поток промывки поверхности фильтрующего картриджа, направленный вдоль его поверхности. Омывающий поток жидкости обеспечивает постоянное удаление отфильтрованного материала с поверхности картриджа, вода промывки через буферную емкость возвращается в линию подачи жидких радиоактивных отходов на фильтрацию. Помимо фильтрации частиц адсорбента пористый материал фильтрующего картриджа обладают собственной способностью к ионообменной адсорбции ионов цезия и стронция и других элементов. Таким образом, обеспечивается дополнительная очистка стоков от растворенных радиоактивных элементов, не связанных на поверхности адсорбента.After the contact stage of the dispersed adsorbent, the liquid radioactive waste enters the microfiltration unit (item 7). Porous cartridges obtained with the polymerization of polyhydric phenols with formaldehyde and having a uniform porous structure with an average pore size of less than 0.5 μm can be used as filtering modules. Filtration is implemented in tangential filtration mode, in which the flow of liquid entering the filter (pos. 7_3) is divided into two: the first is the filtration flow through the porous filter cartridge, the second is the surface wash stream of the filter cartridge directed along its surface. The washing liquid stream provides continuous removal of the filtered material from the surface of the cartridge, the washing water through the buffer tank returns to the line for supplying liquid radioactive waste to the filtration. In addition to filtering adsorbent particles, the porous material of the filter cartridge has its own ability to ion-exchange adsorption of cesium and strontium ions and other elements. Thus, additional purification of effluents from dissolved radioactive elements that are not connected on the surface of the adsorbent is provided.
Периодически производится обратная промывка с использованием сжатого воздуха картриджей противотоком со сбросом воды, содержащей удаленный из пор осадок, в блок отделения шлама (поз. 8) в цилиндрическую емкость с коническим сужением (поз. 8_1) для отстаивания. В блок отделения шлама (поз. 8) происходит осаждение отработанного адсорбента в виде плотного слоя мелкодисперсного шлама, осветленная вода возвращается в процесс очистки. Шлам с высоким содержанием радиоактивных примесей может легко транспортироваться шламовым насосом для последующей утилизации, при этом процесс перекачки шлама полностью автоматизирован и требует участия оператора.The backwash is periodically performed using compressed air cartridges countercurrently with the discharge of water containing sediment removed from the pores into the sludge separation unit (pos. 8) into a cylindrical container with a conical narrowing (pos. 8_1) for settling. In the sludge separation unit (item 8), the spent adsorbent is deposited in the form of a dense layer of fine sludge, the clarified water is returned to the cleaning process. Sludge with a high content of radioactive impurities can easily be transported by a slurry pump for subsequent disposal, while the process of pumping sludge is fully automated and requires operator intervention.
Из блока микрофильтрации (поз. 7) очищенный раствор поступает в одну или несколько накопительных емкости (поз. 10). Хранение очищенного солевого расхода осуществляется до проведения контроля радиационной безопасности, после чего очищенный раствор сбрасывается в определенный для этой цели естественный или искусственный водоем.From the microfiltration unit (pos. 7), the purified solution enters one or more storage tanks (pos. 10). The storage of the purified salt flow is carried out before the radiation safety control is carried out, after which the purified solution is discharged into a natural or artificial reservoir defined for this purpose.
Способ очистки солевых растворов от радионуклидов и установка для него позволяют провести очистку от стронция, что показано на следующем примере.The method for cleaning saline solutions from radionuclides and the installation for it allow purification from strontium, as shown in the following example.
Установку по изобретению использовали для очистки солевого раствора, близкого по составу к морской воде. Соленость раствора составляла 32 промилле. Солевой раствор был загрязнен изотопом стронция-90, активность раствора составляла более 1000 Бк/дм3. Раствор очищали по описанному способу очистки солевых растворов от радионуклидов с производительностью 1 м3/ч, при это показатель рН раствора поддерживался в диапазоне 7,5-8,5. Периодически контролировали активность исходного раствора, раствора после стадии блока контактно-фильтрационной очистки и после блока микрофильтрации. В качестве, фильтрующей загрузки фильтров блока контактно-фильтрационной очистки использовали кварцевый песок фракции 0,6-1,2 мм. Для микрофильтрации использовали фильтрующие картриджи «Арагон» производства ООО «Акватория», Санкт-Петербург, причем средний размер пор фильтрующих картриджей составлял 0,4-0,5 мкм. Результаты эксперимента приведены в таблице 1 и подтверждают высокую эффективность способа очистки солевых растворов от радионуклидов.The apparatus of the invention was used to purify a saline solution similar in composition to seawater. The salinity of the solution was 32 ppm. The saline solution was contaminated with strontium-90 isotope, the activity of the solution was more than 1000 Bq / dm 3 . The solution was purified according to the described method for cleaning saline solutions from radionuclides with a capacity of 1 m 3 / h, while the pH of the solution was maintained in the range of 7.5-8.5. The activity of the initial solution, the solution after the stage of the contact filtration unit and after the microfiltration unit was periodically monitored. As the filter load of the filters of the contact filtering unit, silica sand of a fraction of 0.6-1.2 mm was used. For microfiltration, Aragon filter cartridges manufactured by Aquatoria LLC, St. Petersburg were used, with the average pore size of the filter cartridges being 0.4-0.5 microns. The experimental results are shown in table 1 and confirm the high efficiency of the method for cleaning saline solutions from radionuclides.
Заявляемый способ очистки солевых растворов от радионуклидов и установка для него позволяет решить проблему использования атомной энергии - очистки жидких радиоактивных отходов, образующихся при эксплуатации ядерных энергетических установок и при переработке облученного ядерного топлива от стронция, а так же в дезактивации объемов накопленной воды в радиоактивно загрязненных поверхностных водоемах в районах функционирования предприятий ядерного топливного цикла.The inventive method of cleaning salt solutions from radionuclides and installation for it allows you to solve the problem of using atomic energy - cleaning liquid radioactive waste generated during the operation of nuclear power plants and in the processing of irradiated nuclear fuel from strontium, as well as in the decontamination of accumulated water in radioactively contaminated surface reservoirs in the areas where the nuclear fuel cycle enterprises operate.
Claims (14)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2016118322A RU2672662C2 (en) | 2016-05-11 | 2016-05-11 | Method for cleaning salt solutions from radionuclides and installation for its implementation |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2016118322A RU2672662C2 (en) | 2016-05-11 | 2016-05-11 | Method for cleaning salt solutions from radionuclides and installation for its implementation |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2016118322A RU2016118322A (en) | 2017-11-16 |
| RU2672662C2 true RU2672662C2 (en) | 2018-11-19 |
Family
ID=60328192
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2016118322A RU2672662C2 (en) | 2016-05-11 | 2016-05-11 | Method for cleaning salt solutions from radionuclides and installation for its implementation |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2672662C2 (en) |
Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0243557A1 (en) * | 1986-04-30 | 1987-11-04 | Westinghouse Electric Corporation | Apparatus and method for removing strontium and/or cesium ions from an aqueous solution containing chemical hardness |
| SU1679745A1 (en) * | 1987-07-23 | 1997-01-20 | Л.Н. Москвин | Method of cleaning water of cooling ponds of atomic station used fuel |
| RU2101234C1 (en) * | 1997-02-12 | 1998-01-10 | Пензин Роман Андреевич | Method and installation for removing radionuclides form sea water-type low-salt solutions |
| RU2118856C1 (en) * | 1997-05-06 | 1998-09-10 | Общество с ограниченной ответственностью "Дальхитосорб" | method and apparatus for removing strontium and cesium radionuclides from solutions |
| RU2301465C2 (en) * | 2002-11-25 | 2007-06-20 | Рве Нукем Гмбх | Radioactive effluents treatment method |
| RU2399974C1 (en) * | 2009-05-19 | 2010-09-20 | Закрытое акционерное общество Производственно-научная фирма "Термоксид" | Cleaning method of process water medium of nuclear productions from radionuclides |
-
2016
- 2016-05-11 RU RU2016118322A patent/RU2672662C2/en not_active Application Discontinuation
Patent Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0243557A1 (en) * | 1986-04-30 | 1987-11-04 | Westinghouse Electric Corporation | Apparatus and method for removing strontium and/or cesium ions from an aqueous solution containing chemical hardness |
| SU1679745A1 (en) * | 1987-07-23 | 1997-01-20 | Л.Н. Москвин | Method of cleaning water of cooling ponds of atomic station used fuel |
| RU2101234C1 (en) * | 1997-02-12 | 1998-01-10 | Пензин Роман Андреевич | Method and installation for removing radionuclides form sea water-type low-salt solutions |
| RU2118856C1 (en) * | 1997-05-06 | 1998-09-10 | Общество с ограниченной ответственностью "Дальхитосорб" | method and apparatus for removing strontium and cesium radionuclides from solutions |
| RU2301465C2 (en) * | 2002-11-25 | 2007-06-20 | Рве Нукем Гмбх | Radioactive effluents treatment method |
| RU2399974C1 (en) * | 2009-05-19 | 2010-09-20 | Закрытое акционерное общество Производственно-научная фирма "Термоксид" | Cleaning method of process water medium of nuclear productions from radionuclides |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2016118322A (en) | 2017-11-16 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Zhang et al. | Decontamination of radioactive wastewater: State of the art and challenges forward | |
| Al Abdulgader et al. | Hybrid ion exchange–Pressure driven membrane processes in water treatment: A review | |
| Tansel | New technologies for water and wastewater treatment: A survey of recent patents | |
| AU2009238632A1 (en) | Sulfate removal from water sources | |
| CA2976878C (en) | Storage and delivery for a water treatment system and method of using the same | |
| WO2013031689A1 (en) | Method and apparatus for purifying water containing radioactive substance and/or heavy metal | |
| KR101299735B1 (en) | Capacitive deionization method for drinking water treatment | |
| CN110349689B (en) | Radioactive waste liquid treatment device for nuclear power station | |
| CN105321589A (en) | Method for treating radioactive wastewater through whole membrane technology | |
| JP2012229998A (en) | Radioactive substance decontamination device and decontamination method, from radioactively contaminated water incorporating salt such as seawater | |
| RU2342720C1 (en) | Method of treating liquid radioactive wastes | |
| RU2686074C1 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes | |
| JP2012225755A (en) | Radioactive contamination water processing system, barge type radioactive contamination water processing facility, radioactive contamination water processing method, and on-barge radioactive contamination water processing method | |
| Babu et al. | A comprehensive treatment method for defluoridation of drinking water | |
| RU2672662C2 (en) | Method for cleaning salt solutions from radionuclides and installation for its implementation | |
| CN104973710B (en) | The method of particulate titanium dioxide treatment of acidic wastewater middle and high concentration arsenic and cadmium | |
| Yoshizuka et al. | Arsenic and boron in geothermal water and their removal | |
| KR102423511B1 (en) | Circulating water reclamation system | |
| CN212954669U (en) | Multi-stage filtration water purification system and water purifier | |
| RU2273066C1 (en) | Method for recovering liquid radioactive wastes | |
| Kiran et al. | Remediation of textile effluents via physical and chemical methods for a safe environment | |
| Peleka et al. | A hybrid flotation–microfiltration cell for effluent treatment | |
| Xu et al. | Electrosorption of heavy metals with capacitive deionization: Water reuse, desalination and resources recovery | |
| KR101748778B1 (en) | Multi-level eco-friendly sewage treatment system | |
| RU2817393C1 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| FA92 | Acknowledgement of application withdrawn (lack of supplementary materials submitted) |
Effective date: 20180316 |
|
| FZ9A | Application not withdrawn (correction of the notice of withdrawal) |
Effective date: 20180831 |