UA14319U - Method for processing liquid radioactive waste - Google Patents
Method for processing liquid radioactive waste Download PDFInfo
- Publication number
- UA14319U UA14319U UAU200510301U UAU200510301U UA14319U UA 14319 U UA14319 U UA 14319U UA U200510301 U UAU200510301 U UA U200510301U UA U200510301 U UAU200510301 U UA U200510301U UA 14319 U UA14319 U UA 14319U
- Authority
- UA
- Ukraine
- Prior art keywords
- waste
- liquid
- radionuclides
- ozone
- radioactive waste
- Prior art date
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 16
- 239000010857 liquid radioactive waste Substances 0.000 title claims description 39
- CBENFWSGALASAD-UHFFFAOYSA-N Ozone Chemical compound [O-][O+]=O CBENFWSGALASAD-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 30
- 239000002594 sorbent Substances 0.000 claims abstract description 19
- 239000002699 waste material Substances 0.000 claims abstract description 16
- 229910052500 inorganic mineral Inorganic materials 0.000 claims abstract description 12
- 239000012528 membrane Substances 0.000 claims abstract description 12
- 239000011707 mineral Substances 0.000 claims abstract description 12
- 238000001914 filtration Methods 0.000 claims abstract description 11
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims abstract description 8
- 239000002245 particle Substances 0.000 claims abstract description 8
- 229910000000 metal hydroxide Inorganic materials 0.000 claims abstract description 7
- 150000004692 metal hydroxides Chemical class 0.000 claims abstract description 7
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 claims abstract description 5
- 239000007791 liquid phase Substances 0.000 claims description 32
- 239000010802 sludge Substances 0.000 claims description 28
- 238000000926 separation method Methods 0.000 claims description 14
- 238000001471 micro-filtration Methods 0.000 claims description 11
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 8
- 238000003860 storage Methods 0.000 claims description 6
- 239000007787 solid Substances 0.000 claims description 5
- 230000007774 longterm Effects 0.000 claims description 4
- 238000000746 purification Methods 0.000 claims description 4
- 230000001590 oxidative effect Effects 0.000 abstract description 2
- 150000002500 ions Chemical class 0.000 abstract 1
- 239000002910 solid waste Substances 0.000 abstract 1
- 230000001131 transforming effect Effects 0.000 abstract 1
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 description 9
- 239000000706 filtrate Substances 0.000 description 8
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 description 8
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 5
- 239000003153 chemical reaction reagent Substances 0.000 description 4
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 4
- 238000001179 sorption measurement Methods 0.000 description 4
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 3
- 238000006385 ozonation reaction Methods 0.000 description 3
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N Nickel Chemical compound [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000008569 process Effects 0.000 description 2
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 2
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 description 2
- 238000007711 solidification Methods 0.000 description 2
- 230000008023 solidification Effects 0.000 description 2
- 239000000725 suspension Substances 0.000 description 2
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 239000004568 cement Substances 0.000 description 1
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 description 1
- 239000002894 chemical waste Substances 0.000 description 1
- 238000005352 clarification Methods 0.000 description 1
- 238000005345 coagulation Methods 0.000 description 1
- 230000015271 coagulation Effects 0.000 description 1
- 239000012141 concentrate Substances 0.000 description 1
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 1
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 238000001035 drying Methods 0.000 description 1
- 230000007613 environmental effect Effects 0.000 description 1
- 230000007717 exclusion Effects 0.000 description 1
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 1
- 150000004679 hydroxides Chemical class 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 1
- 239000000543 intermediate Substances 0.000 description 1
- 230000014759 maintenance of location Effects 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
- 238000006386 neutralization reaction Methods 0.000 description 1
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000008520 organization Effects 0.000 description 1
- 230000000737 periodic effect Effects 0.000 description 1
- 239000012071 phase Substances 0.000 description 1
- 239000011148 porous material Substances 0.000 description 1
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 1
- 238000003672 processing method Methods 0.000 description 1
- 238000005070 sampling Methods 0.000 description 1
- 238000004062 sedimentation Methods 0.000 description 1
- 230000008719 thickening Effects 0.000 description 1
Abstract
Description
Опис винаходуDescription of the invention
Корисна модель відноситься до області охорони навколишнього середовища від радіоактивного забруднення, а точніше до технології поводження з рідкими радіоактивними відходами. Даний спосіб може бути використаний для переробки низько- і середньо-активних рідких радіоактивних відходів на різних об'єктах атомної промисловості, у тому числі на атомних електростанціях.A useful model refers to the field of environmental protection from radioactive contamination, and more precisely to the technology of handling liquid radioactive waste. This method can be used to process low- and medium-level liquid radioactive waste at various facilities of the nuclear industry, including at nuclear power plants.
У силу неможливості знищити радіоактивні елементи (радіонукліди) якими-небудь технічними методами, промислові способи переробки рідких радіоактивних відходів полягають лише в зниженні вмісту радіонуклідів у 70 рідких радіоактивних відходах шляхом їхнього виділення з рідких радіоактивних відходів, щоб вміст радіонуклідів не перевищував гранично припустимих концентрацій. При цьому радіонукліди необхідно сконцентрувати в мінімально можливому об'ємі.Due to the impossibility of destroying radioactive elements (radionuclides) by any technical methods, industrial methods of processing liquid radioactive waste consist only in reducing the content of radionuclides in 70 liquid radioactive waste by separating them from liquid radioactive waste, so that the content of radionuclides does not exceed the maximum permissible concentrations. At the same time, radionuclides must be concentrated in the minimum possible volume.
Рідкі радіоактивні відходи, як правило, містять, крім радіонуклідів, що знаходяться або в іонній, або в колоїдній формах, різні баластні компоненти мінеральної й органічної природи, що перебувають або в 19 розчиненому, або у зваженому стані. Для досягнення максимального концентрування радіонуклідів при переробці рідких радіоактивних відходів бажано в ході переробки мінімізувати або зовсім виключити введення в рідкі радіоактивні відходи додаткових хімічних реагентів, а також постаратися вивести з використання максимальну кількість нерадіоактивних баластних компонентів.Liquid radioactive waste, as a rule, contains, in addition to radionuclides, which are either in ionic or colloidal forms, various ballast components of mineral and organic nature, which are either in a dissolved or in a suspended state. In order to achieve the maximum concentration of radionuclides during the processing of liquid radioactive waste, it is desirable to minimize or completely eliminate the introduction of additional chemical reagents into the liquid radioactive waste during processing, and also to try to remove from use the maximum amount of non-radioactive ballast components.
Відомий спосіб переробки рідких радіоактивних відходів, заснований на виділенні основної маси радіонуклідів на різного роду колекторах з наступним виділенням сольових компонентів осадженням їхньою коагуляцією й поділом суміші на шламову частину й рідку фазу А.С. Никифоров и др., Обезвреживание жидких радисактивньїх отходов, Москва, Атомиздат, 1985). Використання колекторів у вигляді гідроокисів металів або селективних сорбентів забезпечує невисокий коефіцієнт очищення рідкої фази, утворення великої кількості шламу, що вимагає для організації його зберігання спеціальних сховищ.A known method of liquid radioactive waste processing is based on the separation of the main mass of radionuclides on various types of collectors, followed by the separation of salt components by precipitation, their coagulation, and the separation of the mixture into the sludge part and the liquid phase A.S. Nikiforov et al., Neutralization of liquid radioactive waste, Moscow, Atomizdat, 1985). The use of collectors in the form of metal hydroxides or selective sorbents provides a low coefficient of cleaning of the liquid phase, the formation of a large amount of sludge, which requires the organization of its storage in special storage facilities.
Відомий також спосіб переробки рідких радіоактивних відходів атомних електростанцій, у якому сольові в відходи піддають озонуванню й наступному відділенню радіоактивного шламу, що утвориться при окислюванні (патент КО Мо2066493, кл. 521 9/08, 10.09.1996). До вад даного способу відноситься невисокі коефіцієнти очищення від радіонуклідів, що залишаються після окислювання в іонному стані.There is also a known method of processing liquid radioactive waste of nuclear power plants, in which the salt in the waste is subjected to ozonation and the subsequent separation of the radioactive sludge formed during oxidation (patent KO Mo2066493, class 521 9/08, 10.09.1996). The disadvantages of this method include low coefficients of purification from radionuclides remaining after oxidation in the ionic state.
Найбільш близьким до корисної моделі по технічній сутності й досягаємому результату, є спосіб переробки о рідких радіоактивних відходів, що містять радіонукліди в іонній і колоїдній формах і баластні компоненти «- мінеральної й органічної природи в розчиненому й зваженому станах, який полягає в тім, що органічні компоненти рідких радіоактивних відходів окисляють до газоподібного стану, а мінеральні іонні компоненти, у Ше тому числі й радіонукліди, переводять у зважений стан у вигляді гідроокисів металів шляхом подачі в потік «І відходів озону, потік окислених відходів розділяють на згущений шлам і рідку фазу, на селективних сорбентах 3о проводять доочищення рідкої фази від радіонуклідів, що залишилися в іонній формі, а шлам, що утворився, і -- відпрацьовані сорбенти переводять у тверду форму й відправляють на тривале зберігання (патент КИThe method of processing liquid radioactive waste containing radionuclides in ionic and colloidal forms and ballast components of mineral and organic nature in dissolved and suspended states is the closest to a useful model in terms of technical essence and achievable result, which consists in the fact that organic components of liquid radioactive waste are oxidized to a gaseous state, and mineral ionic components, including radionuclides, are converted into a suspended state in the form of metal hydroxides by feeding into the stream of ozone waste, the stream of oxidized waste is divided into a thickened sludge and a liquid phase, with selective sorbents 3o, the liquid phase is further purified from radionuclides remaining in the ionic form, and the resulting sludge and spent sorbents are converted into a solid form and sent for long-term storage (KI patent
Мо2122753, кл. 521 9/06 27.11.1998).Mo2122753, cl. 521 9/06 11/27/1998).
Однак у даному способі переробки радіоактивних відходів на окислювання озоном подають потік рідких « радіоактивних відходів, забруднений суспензіями, що приводить до збільшення витрати озону на окислювання З органічних компонентів рідких радіоактивних відходів, оскільки тверді частки утрудняють взаємодію озону, що с перебуває у вигляді газових пухирців, з рідкої фази рідких радіоактивних відходів. Через коливання вHowever, in this method of radioactive waste processing for ozone oxidation, a flow of liquid radioactive waste contaminated with suspensions is fed, which leads to an increase in the consumption of ozone for the oxidation of organic components of liquid radioactive waste, since solid particles hinder the interaction of ozone, which is in the form of gas bubbles, from the liquid phase of liquid radioactive waste. Due to fluctuations in
Із» концентраціях компонентів рідких радіоактивних відходів, що піддаються окислюванню, немає гарантії повного насичення рідини озоном в умовах проточного режиму обробки. Тому можливо проскакування колоїдної форми радіонуклідів в очищену рідку фазу через селективний сорбент, оскільки ні відділення згущеного шламу, ні 42 селективна сорбція не затримують радіонуклідів. - Технічним результатом, на досягнення якого спрямована дана корисна модель, є збільшення коефіцієнта «їз» зменшення об'єму радіоактивного концентрату, формованого у вигляді шламу, за рахунок виключення введення в рідкі радіоактивні відходи додаткових реагентів, а також підвищення коефіцієнта очищення рідкої фази рідких о радіоактивних відходів від радіонуклідів за рахунок більше повного витягу радіонуклідів, які перебувають у - 20 0 колоїдній формі.With the concentrations of components of liquid radioactive waste that are subject to oxidation, there is no guarantee of complete saturation of the liquid with ozone in the conditions of the flow treatment mode. Therefore, it is possible for the colloidal form of radionuclides to slip into the purified liquid phase through a selective sorbent, since neither the separation of thickened sludge nor selective sorption retain radionuclides. - The technical result, which this useful model is aimed at achieving, is an increase in the coefficient of "IZ" reduction of the volume of radioactive concentrate formed in the form of sludge, due to the exclusion of the introduction of additional reagents into liquid radioactive waste, as well as an increase in the coefficient of purification of the liquid phase of liquid o radioactive waste from radionuclides due to more complete extraction of radionuclides that are in - 20 0 colloidal form.
Зазначений технічний результат досягається за рахунок того, що спосіб переробки рідких радіоактивних с відходів, що містять радіонукліди в іонній і колоїдній формах і баластні компоненти мінеральної й органічної природи в розчиненому й зваженому станах, який полягає в тім, що органічні компоненти рідких радіоактивних відходів окисляють до газоподібного стану, а мінеральні іонні компоненти, у тому числі й радіонукліди 52 переводять у зважений стан у вигляді гідроокисів металів шляхом подачі в потік озону, потік окислених с відходів розділяють на згущений шлам і рідку фазу, на селективних сорбентах проводять доочищення рідкої фази від радіонуклідів, що залишилися в іонній формі, а шлам, що утворився, і відпрацьовані сорбенти переводять у тверду форму й відправляють на тривале зберігання, при цьому перед обробкою озоном потік відходів шляхом фільтрації на сітчастому фільтруючому матеріалі очищають від зважених часток, обробку 60 озоном проводять у циркуляційному режимі, поділ окисленого потоку на згущений шлам і рідку фазу проводять шляхом фільтрації на сітчастому фільтруючому матеріалі, а перед доочищенням рідкої фази на селективних сорбентах проводять мембранну мікрофільтрацію з відділенням від рідкої фази радіонуклідів у колоїдній формі, які повертають у потік рідких радіоактивних відходів після подачі в нього озону.The specified technical result is achieved due to the fact that the method of processing liquid radioactive waste containing radionuclides in ionic and colloidal forms and ballast components of mineral and organic nature in dissolved and suspended states, which consists in the fact that the organic components of liquid radioactive waste are oxidized to in a gaseous state, and mineral ionic components, including radionuclides 52, are converted into a suspended state in the form of metal hydroxides by feeding ozone into the flow, the flow of oxidized waste is divided into a thickened sludge and a liquid phase, the liquid phase is further purified from radionuclides on selective sorbents, that remained in ionic form, and the formed sludge and spent sorbents are converted into solid form and sent for long-term storage, while before ozone treatment, the waste stream is cleaned of suspended particles by filtration on mesh filter material, ozone treatment is carried out in circulation mode , division of oxidized p the thickened sludge and the liquid phase are separated by filtration on a mesh filter material, and before the liquid phase is purified on selective sorbents, membrane microfiltration is carried out with the separation of radionuclides in colloidal form from the liquid phase, which are returned to the flow of liquid radioactive waste after ozone is fed into it.
У ході проведеного дослідження було встановлено, що вихідний потік рідких радіоактивних відходів може бо бути попередньо звільнений від зважених компонентів, що дозволяє інтенсифікувати реакцію окислювання в потоці рідких радіоактивних відходів озоном, при цьому введення озону в потік рідких радіоактивних відходів проводять у циркуляційному режимі, що дозволяє гарантувати повне окислювання компонентів рідких радіоактивних відходів, що окисляють. Розділення окисленого потоку на шлам і рідку фазу шляхом фільтрування на сітчастому матеріалі, що легко регенерується, дозволяє одержати більше згущений шлам. Проведення мембранної мікрофільтрації рідкої фази після фільтрування на сітчастому матеріалі дозволяє повністю очистити рідку фазу від радіонуклідів у колоїдній формі й вивести їх у вигляді шламу на стадії розділення.In the course of the conducted research, it was established that the initial flow of liquid radioactive waste may be pre-freed from suspended components, which allows to intensify the oxidation reaction in the flow of liquid radioactive waste with ozone, while the introduction of ozone into the flow of liquid radioactive waste is carried out in circulation mode, which allows to guarantee complete oxidation of the components of oxidizing liquid radioactive waste. Separation of the oxidized flow into sludge and liquid phase by filtering on mesh material that is easily regenerated allows to obtain a more thickened sludge. Carrying out membrane microfiltration of the liquid phase after filtering on a mesh material allows you to completely clean the liquid phase of radionuclides in colloidal form and remove them as sludge at the stage of separation.
Коефіцієнт зменшення об'єму одержуваного шламу є одним з основних параметрів технології переробки рідких радіоактивних відходів. Зменшення об'єму одержуваного шламу досягається за рахунок виключення /о введення в рідкі радіоактивні відходи додаткових реагентів на стадії озонування, оскільки повне окислювання компонентів досягається за рахунок циркуляційного режиму введення озону, а не за рахунок додавання додаткових хімічних реагентів, наприклад гідроокису металів. Крім того, посвітління рідкої фази мікрофільтраційними мембранами дозволяє істотно підвищити обмінну ємність селективних сорбентів і пропорційно цьому зменшити витрати відпрацьованого сорбенту на загущення.The coefficient of reduction of the volume of the obtained sludge is one of the main parameters of the liquid radioactive waste processing technology. Reducing the volume of the resulting sludge is achieved by eliminating the introduction of additional reagents into the liquid radioactive waste at the ozonation stage, since complete oxidation of the components is achieved due to the circulation mode of ozone introduction, and not due to the addition of additional chemical reagents, for example, metal hydroxide. In addition, clarification of the liquid phase with microfiltration membranes allows you to significantly increase the exchange capacity of selective sorbents and, proportionally, to reduce the costs of spent sorbent for thickening.
Таким чином, коефіцієнт очищення від радіонуклідів підвищується завдяки тому, що всі радіонукліди, що перебувають у колоїдній формі, видаляються з рідкої фази за допомогою мікрофільтраційних мембран, чого раніше неможливо було досягти ні на стадії розділення, ні на стадії селективної сорбції.Thus, the radionuclide purification factor increases due to the fact that all radionuclides in colloidal form are removed from the liquid phase using microfiltration membranes, which was previously impossible to achieve either at the stage of separation or at the stage of selective sorption.
На кресленні представлена блок-схема способу переробки рідких радіоактивних відходів.The drawing shows a block diagram of the liquid radioactive waste processing method.
Установка по переробці рідких радіоактивних відходів містить фільтр 1 попереднього очищення рідких 2о радіоактивних відходів від зважених часток, збірну ємність 2 фільтрату, блок З генерації й введення озону в потік рідких радіоактивних відходів при здійсненні циркуляції потоку між збірною ємністю 2 і блоком З генерації й введення озону, фільтр 4 розділення окисленого потоку на шлам і рідку фазу, проміжну ємність 5 збору рідкої фази, мембранний мікрофільтраційний апарат б, лінію 7 повернення концентрованого потоку радіонуклідів після відділення на стадії мікрофільтрації на фільтр 4 розділення окисленого потоку, фільтр-контейнер 8 із селективним сорбентом, блок 9 переведення у твердий стан шламу, блок 10 переведення у твердий стан відпрацьованого сорбенту. о,The installation for the processing of liquid radioactive waste includes a filter 1 for preliminary cleaning of liquid 2o radioactive waste from suspended particles, a collection tank 2 of filtrate, a unit for generation and introduction of ozone into the flow of liquid radioactive waste during the circulation of the flow between a collection tank 2 and a unit for generation and introduction of ozone , filter 4 for separating the oxidized flow into sludge and liquid phase, intermediate container 5 for collecting the liquid phase, membrane microfiltration device b, line 7 for returning the concentrated stream of radionuclides after separation at the microfiltration stage to filter 4 for separating the oxidized flow, filter container 8 with a selective sorbent, block 9 of sludge solidification, block 10 of used sorbent solidification. at,
Спосіб переробки рідких радіоактивних відходів, що містять радіонукліди в іонній і колоїдній формах і баластні компоненти мінеральної й органічної природи в розчиненому й зваженому станах, реалізується наступним чином. Ге! зо Потік відходів шляхом фільтрації на сітчастому фільтруючому матеріалі фільтра 1 очищають від зважених часток, які направляють у блок 9, а фільтрат направляють у збірну ємність 2. Далі проводять обробку фільтрату -- озоном за допомогою використання блоку З генерації й введення озону в збірну ємність 2 фільтрату, причому с обробку проводять у циркуляційному режимі. Шляхом подачі в потік відходів озону органічні компоненти рідких радіоактивних відходів окисляють до газоподібного стану, а мінеральні іонні компоненти, у тому числі й « радіонукліди, переводять у зважений стан у вигляді гідроокисів металів. Потік окислених відходів розділяють «- на фільтрі 4 на згущений шлам і рідку фазу. Розділення окисленого потоку на згущений шлам і рідку фазу проводять шляхом фільтрації на сітчастому фільтруючому матеріалі. У проміжній ємності 5 збору рідкої фази завершують процес відділення шламу від рідкої фази з одержанням проясненої рідкої фази. Далі за допомогою мембранного мікрофільтраційного апарата 6 проводять мембранну мікрофільтрацію з відділенням від рідкої « фази радіонуклідів у колоїдній формі, які по лінії 7 повертають у потік рідких радіоактивних відходів після з с подачі в нього озону. Після цього у фільтрі-контейнері 8 на селективних сорбентах проводять доочищення рідкої . фази від радіонуклідів, що залишилися в іонній формі, а шлам, що утворився, у блоці 9 і відпрацьовані и?» сорбенти в блоці 10 переводять у тверду форму й відправляють на тривале зберігання.The method of processing liquid radioactive waste containing radionuclides in ionic and colloidal forms and ballast components of mineral and organic nature in dissolved and suspended states is implemented as follows. Gee! The waste stream is cleaned of suspended particles by filtration on the mesh filter material of filter 1, which is sent to unit 9, and the filtrate is sent to collecting tank 2. Next, the filtrate is treated with ozone using the generating unit Z and introducing ozone into collecting tank 2 of filtrate, and processing is carried out in circulation mode. By introducing ozone into the waste stream, organic components of liquid radioactive waste are oxidized to a gaseous state, and mineral ionic components, including radionuclides, are transferred to a suspended state in the form of metal hydroxides. The flow of oxidized waste is separated on filter 4 into thickened sludge and liquid phase. Separation of the oxidized stream into a thickened sludge and a liquid phase is carried out by filtration on a mesh filter material. In the intermediate container 5 for the collection of the liquid phase, the process of separating the sludge from the liquid phase is completed, and the clarified liquid phase is obtained. Next, with the help of membrane microfiltration apparatus 6, membrane microfiltration is carried out with the separation of radionuclides in colloidal form from the liquid phase, which are returned to the flow of liquid radioactive waste along line 7 after ozone has been supplied to it. After that, in the filter-container 8 on selective sorbents, the liquid is further purified. phases from radionuclides that remained in the ionic form, and the sludge formed in unit 9 and spent sorbents in block 10 are converted into solid form and sent for long-term storage.
Приклад. Пропонований спосіб був застосований для переробки рідких радіоактивних відходів наступної кладу: - - сухий залишок (висушування при 1-1052С) - З24г/л; - - прожарений залишок (мінеральна частина) - 286г/л;Example. The proposed method was used for the processing of liquid radioactive waste of the following type: - - dry residue (drying at 1-1052С) - З24g/l; - - roasted residue (mineral part) - 286g/l;
Ге) - зважена частина (на фільтрі "синя стрічка") - б2г/л; - загальна питома активність -1,2.10-бки/л; - - 1837св -0,8.10-бкКи/л; 3е) - босСо -1,2-.10-6бки/л;Ge) - weighted part (on the "blue ribbon" filter) - b2g/l; - total specific activity -1.2.10-bky/l; - - 1837sv -0.8.10-bqKy/l; 3e) - bosSO -1.2-.10-6 bky/l;
Вихідний потік рідких радіоактивних відходів надходить на фільтр попереднього очищення 1, де відбуваєтьсяThe output stream of liquid radioactive waste enters the pre-cleaning filter 1, where it takes place
Звільнення потоку від основної частини суспензій. Тонкість фільтрування - «х Б5Омкм. Періодично фільтр регенерується. Шлам, що утворився з відділених зважених часток, з фільтра 1 акумулюється в блоці 9, де після с його заповнення роблять переведення шламу у твердий стан шляхом додаванням цементу. Потік фільтрату надходить у збірну ємність 2, що одночасно є відстійником. Вона обладнана нижнім спуском для періодичного виводу шламу, що надходить у блок 9. З ємності 2 розчин насосом прокачується через блок З генерування й бо введення озону й повертається в ємність 2. Введення озону здійснюється за допомогою ежектора. При цьому відбувається окислювання органічних компонентів до СО 5 і НьО и мінеральних іонних компонентів до гідроокисів. Повнота окислювання визначається відбором проб на наявність ізотопу Со у фільтраті проби (на фільтрі "синя стрічка").Release of the flow from the main part of suspensions. Fineness of filtering - "x B5 Ohm. Periodically, the filter is regenerated. Sludge formed from separated suspended particles from filter 1 accumulates in block 9, where after it is filled, the sludge is solidified by adding cement. The filtrate flows into collection tank 2, which is also a sedimentation tank. It is equipped with a lower downspout for the periodic removal of sludge entering block 9. From container 2, the solution is pumped by a pump through block Z for generation and introduction of ozone and returns to container 2. Ozone is introduced using an ejector. At the same time, organic components are oxidized to CO 5 and HNO and mineral ionic components to hydroxides. The completeness of oxidation is determined by sampling for the presence of the Co isotope in the sample filtrate (on the "blue ribbon" filter).
Озонування рідких радіоактивних відходів провадилося при рН 12,5, витрата озону склала 6б,5г на 1л 65 розчину. При відсутності попереднього фільтрування витрата озону становила би 10,5г на 1л розчину.Ozonation of liquid radioactive waste was carried out at a pH of 12.5, ozone consumption was 6b.5g per 1l of 65 solution. In the absence of pre-filtering, ozone consumption would be 10.5 g per 1 liter of solution.
Окислений потік надходить на сітчастий фільтр 4 з тонкістю фільтрування « 5мкм, що так само періодично регенерується імпульсом зворотного струму фільтрату, а шлам надходить у блок 9. Прояснена рідка фаза насосом під тиском 0,25МПа подається на мембранний апарат 6, оснащений керамічними мікрофільтраційними мембранами з порами 0,2мкм. Фільтрат передається далі на фільтр-контейнер 8 селективної сорбції, концентрований потік радіонуклідів повертається на повторне розділення у фільтрі 4. За рахунок асоціювання колоїдних часток, у тому числі й радіоколоїдів, при концентруванні розчину з'являється можливість їхнього втримання на сітчастому фільтрі 4, після чого вони попадають у шлам.The oxidized flow enters the mesh filter 4 with a filtration fineness of 5 μm, which is also periodically regenerated by the return pulse of the filtrate, and the sludge enters unit 9. The clarified liquid phase is fed by a pump under a pressure of 0.25 MPa to the membrane apparatus 6, equipped with ceramic microfiltration membranes with pores 0.2 μm. The filtrate is further transferred to the filter-container 8 of selective sorption, the concentrated flow of radionuclides is returned for re-separation in the filter 4. Due to the association of colloidal particles, including radiocolloids, when the solution is concentrated, the possibility of their retention on the mesh filter 4 appears, after which they fall into the mud.
Параметри виділеної рідкої фази після мембранного апарата наступні: 70 - сухий залишок -216г/л; - прожарений залишок - 201г/л; - зважена частина - не визначається; - загальна питома активність -1,05.10-6бки/л; - 1837св -0.78.10-бкКи/л; - 60Со -«1-10-9Ки/л;The parameters of the separated liquid phase after the membrane apparatus are as follows: 70 - dry residue -216g/l; - roasted residue - 201g/l; - weighted part - not defined; - total specific activity -1.05.10-6 bky/l; - 1837sv -0.78.10-bqKy/l; - 60Со -«1-10-9Ky/l;
При відсутності мікрофільтрації загальна питома активність розчину залишається підвищеною до рівня 1,15.109Киу/л за рахунок проскакування через фільтр 4 колоїдної фракції радіонуклідів.In the absence of microfiltration, the total specific activity of the solution remains elevated to the level of 1.15.109Kiu/l due to the colloidal fraction of radionuclides passing through the filter 4.
Після селективної сорбції на сорбенті НЖА (фероціанід нікелю) питома активність розчину знижується до величини 0,5.10779Ки/л, що нижче граничного рівня й дозволяє поводитися з розчином як зі звичайним хімічним відходом.After selective sorption on the NZHA (nickel ferrocyanide) sorbent, the specific activity of the solution decreases to the value of 0.5.10779Ki/l, which is below the limit level and allows the solution to be treated as an ordinary chemical waste.
Пропонований спосіб закладений у проект промислової установки для АЕС.The proposed method is included in the design of an industrial plant for a nuclear power plant.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| UAU200510301U UA14319U (en) | 2005-11-01 | 2005-11-01 | Method for processing liquid radioactive waste |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| UAU200510301U UA14319U (en) | 2005-11-01 | 2005-11-01 | Method for processing liquid radioactive waste |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| UA14319U true UA14319U (en) | 2006-05-15 |
Family
ID=37458048
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| UAU200510301U UA14319U (en) | 2005-11-01 | 2005-11-01 | Method for processing liquid radioactive waste |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| UA (1) | UA14319U (en) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US8753518B2 (en) | 2010-10-15 | 2014-06-17 | Diversified Technologies Services, Inc. | Concentrate treatment system |
| US9283418B2 (en) | 2010-10-15 | 2016-03-15 | Avantech, Inc. | Concentrate treatment system |
| US10580542B2 (en) | 2010-10-15 | 2020-03-03 | Avantech, Inc. | Concentrate treatment system |
-
2005
- 2005-11-01 UA UAU200510301U patent/UA14319U/en unknown
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US8753518B2 (en) | 2010-10-15 | 2014-06-17 | Diversified Technologies Services, Inc. | Concentrate treatment system |
| US9283418B2 (en) | 2010-10-15 | 2016-03-15 | Avantech, Inc. | Concentrate treatment system |
| US10580542B2 (en) | 2010-10-15 | 2020-03-03 | Avantech, Inc. | Concentrate treatment system |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP5909281B2 (en) | Water treatment equipment | |
| JPH07290094A (en) | Method and device for disposal of liquid fluid containing dissolved pollutant | |
| RU2268513C1 (en) | Method of processing of radioactive effluent | |
| JPWO2013031689A1 (en) | Method and apparatus for purifying radioactive material and / or heavy metal-containing water | |
| CN101857321A (en) | Method and equipment for treating and recycling reverse osmosis concentrated water and complex wastewater with high salt content | |
| CN205662404U (en) | Zero release water treatment facilities | |
| JP2012232311A (en) | Membrane filtration treatment system | |
| RU2589139C2 (en) | Method of cleaning drainage water of solid domestic waste landfills | |
| JP5085634B2 (en) | Membrane filtration system | |
| RU2313147C1 (en) | Method for recovering liquid radioactive waste of low level of activity | |
| UA14319U (en) | Method for processing liquid radioactive waste | |
| KR20070102531A (en) | Treatment of wastewater streams containing surfactants | |
| KR20040077088A (en) | Process of Radioactive Liquid Waste | |
| CN205528261U (en) | Stainless steel pickling wastewater treatment device | |
| US20140251907A1 (en) | Method for separating radioactive nuclides by means of ceramic filter membranes | |
| CN104773889B (en) | Method for treating waste drilling fluid of oil and gas field | |
| WO2021255541A1 (en) | Plant for purifying wastewater | |
| CN110451677A (en) | A kind of pickling lines rinsing waste-water treatment process | |
| JP6385141B2 (en) | Method for removing radioactive pollutants from radioactively contaminated water | |
| RU2273066C1 (en) | Method for recovering liquid radioactive wastes | |
| RU2817393C1 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes | |
| JP6340302B2 (en) | Waste liquid treatment method, waste liquid treatment device, and waste liquid reuse method | |
| JP4033671B2 (en) | Coal storage muddy water purification device and coal muddy muddy water purification method | |
| CN105923881A (en) | Industrial sewage treatment method | |
| RU2809345C1 (en) | Method for processing liquid radioactive waste |