WO2023085972A1 - Способ последовательной дезактивации радиоактивных растворов - Google Patents

Способ последовательной дезактивации радиоактивных растворов Download PDF

Info

Publication number
WO2023085972A1
WO2023085972A1 PCT/RU2022/000311 RU2022000311W WO2023085972A1 WO 2023085972 A1 WO2023085972 A1 WO 2023085972A1 RU 2022000311 W RU2022000311 W RU 2022000311W WO 2023085972 A1 WO2023085972 A1 WO 2023085972A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
solutions
selective
selective sorbents
radioactive waste
sorbents
Prior art date
Application number
PCT/RU2022/000311
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
Виктор Павлович РЕМЕЗ
Original Assignee
Виктор Павлович РЕМЕЗ
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Виктор Павлович РЕМЕЗ filed Critical Виктор Павлович РЕМЕЗ
Publication of WO2023085972A1 publication Critical patent/WO2023085972A1/ru

Links

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

Definitions

  • the invention relates to a technology for handling liquid radioactive solutions of the nuclear fuel and energy cycle and can be used in the process of processing liquid radioactive waste (LRW).
  • LRW liquid radioactive waste
  • the method includes their preliminary evaporation to obtain a condensate and a bottoms residue, ozonation of the bottoms, separation of the resulting radioactive sludge and concentration of the filtrate by deep evaporation.
  • the ozonization of the VAT residue is carried out immediately after the preliminary evaporation of the solution.
  • the filtrate is passed through a filter container with a cesium-selective inorganic sorbent, then the spent filter container is sent for storage or disposal.
  • the disadvantages of the known method include a low coefficient of purification of salts released at the stage of treatment of the distillation residue, a significant and wasteful consumption of reagents interacting with the initial solution, as well as with the permeate and concentrate subsequently obtained.
  • liquid radioactive waste is mixed in containers with powder selective sorbents, and then the resulting suspension is filtered by pumping through at least one container intended for waste disposal and equipped at the outlet with at least one filter element separating from the liquid phase insoluble substances, after which the filtrate is passed through at least one container intended for waste disposal, with granular selective sorbents, while these containers are placed in concrete blocks.
  • Tanks used to remove sludge, colloids and suspended particles from the solution may have two or more filter elements.
  • the solution to be purified from insoluble particles can be passed through two or more containers connected in series and equipped with filter elements.
  • containers containing selective sorbents and insoluble substances removed from the liquid phase are filled with a hardening material, which can be used as cement mortar or polymer binders.
  • the stages of pumping LRW into the container, mixing with the sorbent, and removing the purified solution before curing the spent sorbent inside the container can be carried out several times.
  • the objective of the claimed invention is to eliminate the above disadvantages.
  • the technical result of the claimed invention is to increase the radiation protection of maintenance personnel in the production process, namely: reducing the dose load on personnel during the processing of LRW, simplifying the technological process, eliminating the formation of wash water that occurs during the operation of the filter elements, increasing the productivity of the technological process.
  • a method for the sequential decontamination of radioactive solutions, including the removal of radionuclides from solutions using selective sorbents.
  • the radioactive solution in the liquid radioactive waste storage tank is pumped into a container containing one or more selective sorbents.
  • radionuclides pass into the solid phase of sorbents, and the solution purified from radionuclides is returned back to the liquid radioactive waste storage tank, and this procedure is repeated sequentially, several times, until the selective sorbents are saturated with radionuclides.
  • Selective sorbents can be used both in dynamic mode (by passing a radioactive solution through a column or a filter container with a selective sorbent) and in a static mode (when a radioactive solution is mixed with a selective sorbent in separate containers).
  • dynamic mode by passing a radioactive solution through a column or a filter container with a selective sorbent
  • static mode when a radioactive solution is mixed with a selective sorbent in separate containers.
  • several containers containing selective sorbents are not supplied with filter elements, and suspensions and colloids, which usually clog filter elements, are returned back to the liquid radioactive waste storage tank.
  • Containers with selective sorbents are placed in protective containers that have sufficient biological protection against gamma radiation and are certified for the storage of radioactive materials.
  • the solution can be evaporated several times, and the radionuclides remaining in the evaporated concentrate can be removed by the claimed method.
  • Sludge and. sediments usually located at the bottom of the liquid radioactive waste storage tank, can be placed in protective containers in which there are selective sorbents used during the implementation of the method.
  • the volume of the entire solution in the CWT tank is PO cubic meters. 800 liters of a radioactive solution were pumped into a 900-liter metal container placed in a protective concrete casing, and 96 liters of a polydisperse powder selective sorbent based on nickel ferrocyanide with a particle size of 50 to 300 microns were added.
  • the specific activity of the radioactive solution in the CLR tank decreased by 380 times.
  • the partially decontaminated solution containing sludge and sediments in the CWT tank was evaporated to a final volume of 12 cubic meters, the resulting concentrate was evenly placed in containers with spent selective sorbent, monolithic using a cement binder and sent to the solid waste storage.
  • the volume of the entire solution in the CWL tank is 90 cubic meters.
  • This method makes it possible to reduce the dose load on personnel during LRW processing, to simplify the technological process of LRW processing, to obtain the final processing product that is safe to move and use and does not require special radiation safety measures.
  • This method can be used for processing low- and medium-level liquid radioactive waste at various nuclear industry facilities, including nuclear power plants; for the processing of solutions formed during the decontamination of buildings, structures, equipment, vehicles, etc.

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
  • Treatment Of Sludge (AREA)

Abstract

Способ переработки жидких радиоактивных отходов включает удаление из растворов, находящихся в баке хранилища, жидких радиоактивных отходов путем перекачивания их в емкость, содержащую один или несколько селективных сорбентов, после удаления радиоактивных отходов очищенный раствор возвращают обратно в бак хранилища и повторяют последовательно эту процедуру несколько раз до насыщения селективных сорбентов радионуклидами. Селективные сорбенты используют, как в динамическом режиме (при пропускании радиоактивного раствора через фильтр с селективным сорбентом), так и в статическом режиме (при перемешивании радиоактивного раствора с селективным сорбентом в отдельных емкостях). Для увеличения производительности процесса дезактивации радиоактивных растворов одновременно могут быть использованы несколько емкостей, содержащих селективные сорбенты.

Description

СПОСОБ ПОСЛЕДОВАТЕЛЬНОЙ ДЕЗАКТИВАЦИИ РАДИОАКТИВНЫХ РАСТВОРОВ
Изобретение относится к технологии обращения с жидкими радиоактивными растворами ядерного топливно-энергетического цикла и может быть использовано в процессе переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО).
Известно техническое решение по патенту RU 2226726, МПК G21F 9/08, G21F 9/12, опубликовано 20.11.2003, «СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ». Способ включает их предварительное упаривание с получением конденсата и кубового остатка, озонирование кубового остатка, отделение образующегося радиоактивного шлама и концентрирование фильтрата глубоким упариванием. При этом озонирование кубового остатка осуществляют непосредственно после предварительного упаривания раствора. После отделения радиоактивного шлама фильтрат пропускают через фильтр- контейнер с селективным к цезию неорганическим сорбентом, затем отработанный фильтр-контейнер направляют на хранение или захоронение.
К недостаткам известного способа относится низкий коэффициент очистки солей, выделяющихся на стадии обработки кубового остатка, значительный и нерациональный расход реагентов, взаимодействующих с исходным раствором, а также с получаемыми в дальнейшем пермеатом и концентратом.
Известен способ переработки и утилизации жидких радиоактивных отходов, описанный в патенте US 8753518 В2, МПК BOID 35/00, дата публикации 17.06.2014 г. Данный способ переработки жидких радиоактивных отходов и их утилизации включает окисление отходов, отделение от жидкой фазы шламов, коллоидов и взвешенных частиц и удаление из жидкой фазы радионуклидов для последующей утилизации с применением селективных сорбентов и фильтров.
Основные недостатки данного способа:
- очень сложная и дорогостоящая система разделения жидких и твердых компонентов. Оборудование требует тонкой регулировки и дистанционного обслуживания, так как не имеет защиты от облучения для персонала;
- образуются высокоактивные отходы переработки (шламы из фильтровальных аппаратов, отработанные сорбенты или емкости с отработанными сорбентами, фильтроэлементы). Обращение с этими отходами требует специальных дорогостоящих мер радиационной безопасности и охраны, поэтому их транспортировка, утилизация и хранение (захоронение) влечет значительные экономические затраты.
Также известен способ переработки жидких радиоактивных отходов и их утилизации по патенту RU 2577512 от 29.12.2014, опубликованный 20.03.2016. В указанном способе жидкие радиоактивные отходы перемешивают в емкости с порошковыми селективными сорбентами, а затем полученную суспензию фильтруют, прокачивая через по крайней мере, одну емкость, предназначенную для утилизации отходов и снабженную на выходе, по крайней мере, одним фильтрующим элементом, отделяющим от жидкой фазы нерастворимые вещества, после чего фильтрат пропускают, по крайней мере, через одну емкость, предназначенную для утилизации отходов, с гранулированными селективными сорбентами, при этом указанные емкости помещены в бетонные блоки.
Основные недостатки данного способа:
- необходимость использования отдельной специальной емкости для смешения жидких радиоактивных отходов с порошковыми сорбентами при проведении процесса селективной сорбции в статическом режиме;
- необходимость перемещать отработанные радиоактивные сорбенты из этой емкости в емкость для утилизации отходов, что требует использования дорогостоящего оборудования (насосы, запорная арматура и т.п.).
Наиболее близким к заявленному техническому решению является, способ переработки жидких радиоактивных отходов, патент RU № 2631244 от 25.08.2016 года, включающий отделение от жидкой фазы шламов, коллоидов и взвешенных частиц и удаление из жидкой фазы радионуклидов с применением селективных сорбентов, характеризующийся тем, что в жидкие радиоактивные отходы, находящиеся в емкости, добавляют при перемешивании селективный сорбент в виде мелкодисперсного порошка, а затем жидкую фазу, очищенную от радионуклидов, фильтруют, прокачивая через фильтр-элемент, находящийся на выходе из емкости, отделяющий от жидкой фазы нерастворимые вещества. В процессе переработки ЖРО могут использоваться один или несколько селективных сорбентов. Емкости, применяемые для удаления из раствора шламов, коллоидов и взвешенных частиц, могут иметь два или более фильтрэлементов. Очищаемый от нерастворимых частиц раствор может быть пропущен через две и более соединенных последовательно емкостей, снабженных фильтрэлементами. После использования емкости, содержащие селективные сорбенты и удаленные из жидкой фазы нерастворимые вещества, заливают отверждающим материалом, в качестве которого могут использоваться цементный раствор или полимерные связующие. Стадии закачивания ЖРО в емкость, перемешивания с сорбентом и отведения очищенного раствора перед отверждением отработанного сорбента внутри емкости могут проводиться несколько раз.
К недостаткам данного способа относятся:
- сложность изготовления и обслуживания емкостей снабженных фильтр-элементами; --
- необходимость частых обратных промывок фильтр-элементов, забивающихся шламами и осадками, находящимися в радиоактивных растворах; возникновение значительного количества промывных вод, образующихся при промывке фильтр-элементов;
- дополнительное облучение обслуживающего персонала при замене отработавших фильтр-элементов.
Задачей заявляемого изобретения является устранение вышеуказанных недостатков.
Техническим результатом заявляемого изобретения является повышение радиационной защиты обслуживающего персонала в процессе производства, а именно: снижение дозовой нагрузки на персонал во время переработки ЖРО, упрощение технологического процесса, исключение образования промывных вод, возникающих при работе фильтр-элементов, повышение производительности технологического процесса.
Для достижения указанного технического результата предлагается способ последовательной дезактивации радиоактивных растворов, включающий удаление из растворов радионуклидов с применением селективных сорбентов. По данному способу, радиоактивный раствор, находящийся в баке хранилища жидких радиоактивных отходов, перекачивают в емкость, содержащую один или несколько селективных сорбентов. При взаимодействии с сорбентами радионуклиды переходят в твердую фазу сорбентов, а очищенный от радионуклидов раствор возвращают обратно в бак хранилища жидких радиоактивных отходов, причем эту процедуру повторяют последовательно, несколько раз, до насыщения селективных сорбентов радионуклидами. Селективные сорбенты могут быть использованы как в динамическом режиме (при пропускании радиоактивного раствора через колонну или фильтр-контейнер с селективным сорбентом), так и в статическом режиме (при перемешивании радиоактивного раствора с селективным сорбентом в отдельных емкостях). Для увеличения производительности процесса дезактивации радиоактивных растворов одновременно могут быть использованы несколько емкостей содержащих селективные сорбенты. Емкости, содержащие селективные сорбенты, не снабжают фильтр-элементами, а взвеси и коллоиды, обычно забивающие фильтр-элементы, возвращаются обратно в бак хранилища жидких радиоактивных отходов.
Емкости с селективными сорбентами размещают в защитных контейнерах, имеющих достаточную биологическую защиту от гамма- излучения и сертифицированных для хранения радиоактивных материалов.
Организованный таким образом технологический процесс последовательной дезактивации радиоактивных растворов, позволяет быстро снизить активность растворов, находящихся в баках хранилища, жидких отходов, в 200 - 500 раз и более.
Для полной переработки радиоактивных растворов, находящихся в баке хранилища жидких радиоактивных, после обработки селективными сорбентами, может быть произведена упарка раствора в несколько раз , а оставшиеся в упаренном концентрате радионуклиды могут быть удалены заявляемым способом. Шлам и . осадки, обычно находящиеся на дне бака хранилища жидких радиоактивных отходов, могут быть размещены в защитных контейнерах в которых находятся отработавшие в процессе реализации способа селективные сорбенты.
Значительно уменьшить объем радиоактивных растворов, находящихся в хранилище жидких радиоактивных отходов и имеющих высокую удельную активность, используя процесс упаривания, нельзя, так как это приведет к увеличению удельной активности раствора до опасных уровней. Процесс упарки радиоактивных растворов можно применить только после удаления из растворов основной части радионуклидов селективными сорбентами, используя предлагаемый способ.
Примеры реализации способа.
Пример!.
Заявленным способом переработали жидкие радиоактивные растворы, находящиеся в баке хранилища жидких радиоактивных отходов (ХЖО) следующего состава: солесодержание 79 г/дм3; рН=10,9; удельная активность Cs-137 - 82,4* 106 Бк/дм 3 . Объем всего раствора в баке ХЖО - ПО куб.м. В металлическую емкость объемом 900 литров, помещенную в защитный бетонный кожух, закачали 800 литров радиоактивного раствора и добавили 96 литров полидисперсного порошкового селективного сорбента на основе ферроцианида никеля с размером частиц от 50 до 300 мкм. После перемешивания в течение 20 минут лопастной мешалкой, мешалку отключили, раствору дали отстояться в течение 40 минут и 600 литров очищенного от радионуклида цезия раствора откачали из емкости обратно в бак хранилища жидких радиоактивных отходов. Содержание цезия в очищенном растворе уменьшилось в 410 раз по сравнению с исходной активностью раствора. В емкость снова добавили 600 литров ЖРО и повторили процедуру очистки. Всего в этой емкости с сорбентом было проведено 15 циклов очистки, суммарный объем очищенного раствора составил 9000 литров. После аналогичного использования 18- ти емкостей, содержащих от 95 до НО кг селективного сорбента на основе ферроцианида никеля, удельная активность радиоактивного раствора в баке ХЖО снизилась в 380 раз. Далее, частично дезактивированный раствор, содержащий шламы и осадки, находящийся в баке ХЖО, упарили до конечного объема 12 куб.м, полученный концентрат равномерно разместили в емкостях с отработавшим селективным сорбентом, замонолитили используя цементное связущее и направили в хранилище твердых отходов.
Пример 2.
Заявленным способом переработали жидкие борсодержащие радиоактивные растворы, находящиеся в баке хранилища жидких радиоактивных отходов (ХЖО) следующего состава: солесодержание 87 г/дм3; рН=10,6; удельная активность радионуклида сурьма - 125 составляла 7,4* 106 Бк/дм3, активность радионуклида цезий — 137 составляла 3,4* 106 Бк/дм3. Объем всего раствора в баке ХЖО - 90 куб.м.
В металлическую колонну объемом 220 литров, помещенную в защитный бетонный контейнер, загрузили 100 литров гранулированного селективного сорбента на основе- сульфида меди и 100 литров гранулированного селективного сорбента на основе ферроцианида меди и прокачали за 50 часов через данную колонну 90 куб.м, радиоактивного раствора из бака ХЖО. Раствор после колонны возвращали в бак ХЖО. Удельная активность радиоактивного раствора в баке ХЖО снизилась в 944 раза для радионуклида цезия — 137 и в 872 раза для радионуклида сурьма - 125. После дезактивации раствор из бака ХЖО упарили, а полученный осадок зацементировали в сертифицированных НЗК контейнерах и отправили на захоронение. Колонну с использованным гранулированным сорбентом, находящуюся в бетонном контейнере, так же отправили в хранилище твердых отходов.
Использование предлагаемого способа позволяет снизить дозовую нагрузку на персонал во время переработки ЖРО, упростить технологический процесс переработки ЖРО, получить конечный продукт переработки, безопасный для перемещения и использования, не требующий специальных мер радиационной безопасности. Данный способ может быть использован для переработки низко- и среднеактивных жидких радиоактивных отходов на различных объектах атомной промышленности, в том числе на атомных электростанциях; для переработки растворов, образующихся при дезактивации зданий, сооружений, оборудования, транспорта и т.д.

Claims

ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ
1. Способ последовательной дезактивации радиоактивных растворов, включающий удаление из растворов радионуклидов с применением селективных сорбентов, отличающийся тем, что исходный радиоактивный раствор, находящийся в баке хранилища жидких радиоактивных отходов, перекачивают в емкость, содержащую селективные сорбенты, а после удаления селективными сорбентами радионуклидов из раствора его возвращают обратно в бак хранилища жидких радиоактивных отходов, причем эту процедуру повторяют последовательно, несколько раз, до насыщения селективных сорбентов радионуклидами и до многократного снижения удельной активности раствора, находящегося в баке хранилища жидких радиоактивных отходов.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что для дезактивации растворов используют один или несколько селективных сорбентов.
3. Способ по п.1, отличающийся тем, чте- для дезактивации растворов их перемешивают в емкости с полидисперсными селективными сорбентами.
4. Способ по п.1, отличающийся тем, что для дезактивации растворов используют гранулированные селективные сорбенты, помещенные в колонны или фильтр-контейнеры.
5. Способ по п.1, отличающийся тем, что для дезактивации растворов используют одновременно несколько емкостей, содержащих селективные сорбенты.
6. Способ по п.1, отличающийся тем, что емкости, содержащие селективные сорбенты, сертифицированы, для хранения радиоактивных материалов.
7. Способ по п.1, отличающийся тем, что в емкости, содержащие отработавшие селективные сорбенты, помещают шламы и осадки, находящиеся в баке хранилища жидких радиоактивных отходов.
7
PCT/RU2022/000311 2021-11-10 2022-10-13 Способ последовательной дезактивации радиоактивных растворов WO2023085972A1 (ru)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2021132694A RU2769953C1 (ru) 2021-11-10 2021-11-10 Способ последовательной дезактивации радиоактивных растворов
RU2021132694 2021-11-10

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2023085972A1 true WO2023085972A1 (ru) 2023-05-19

Family

ID=81255491

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2022/000311 WO2023085972A1 (ru) 2021-11-10 2022-10-13 Способ последовательной дезактивации радиоактивных растворов

Country Status (2)

Country Link
RU (1) RU2769953C1 (ru)
WO (1) WO2023085972A1 (ru)

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2286612C1 (ru) * 2005-03-10 2006-10-27 Ермаков Николай Иванович Способ переработки жидких радиоактивных отходов
RU2369929C1 (ru) * 2008-06-09 2009-10-10 Институт химии Дальневосточного отделения Российской академии наук (статус государственного учреждения) (Институт химии ДВО РАН) Способ очистки жидких радиоактивных отходов от радионуклидов цезия
US9597658B2 (en) * 2013-04-01 2017-03-21 Savannah River Nuclear Solutions, Llc Metal-organic framework templated synthesis of porous inorganic materials as novel sorbents
RU2631244C1 (ru) * 2016-07-25 2017-09-20 Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственное предприятие "Эксорб" Способ переработки жидких радиоактивных отходов
RU2675251C1 (ru) * 2017-12-19 2018-12-18 Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственное предприятие "Эксорб" Способ переработки жидких радиоактивных отходов

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2286612C1 (ru) * 2005-03-10 2006-10-27 Ермаков Николай Иванович Способ переработки жидких радиоактивных отходов
RU2369929C1 (ru) * 2008-06-09 2009-10-10 Институт химии Дальневосточного отделения Российской академии наук (статус государственного учреждения) (Институт химии ДВО РАН) Способ очистки жидких радиоактивных отходов от радионуклидов цезия
US9597658B2 (en) * 2013-04-01 2017-03-21 Savannah River Nuclear Solutions, Llc Metal-organic framework templated synthesis of porous inorganic materials as novel sorbents
RU2631244C1 (ru) * 2016-07-25 2017-09-20 Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственное предприятие "Эксорб" Способ переработки жидких радиоактивных отходов
RU2675251C1 (ru) * 2017-12-19 2018-12-18 Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственное предприятие "Эксорб" Способ переработки жидких радиоактивных отходов

Also Published As

Publication number Publication date
RU2769953C1 (ru) 2022-04-11

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR102058277B1 (ko) 액체 방사성 폐기물의 처리 및 그의 회수 방법
KR101643234B1 (ko) 하나 이상의 방사성 화학원소를 함유하는 배출수를 유동층에 처리하여 제염하는 방법
US4436655A (en) Process for the continuous purification of contaminated fluids and for conditioning the resulting concentrates
US8696911B2 (en) Decontamination of radioactive liquid effluent by solid-liquid extraction using a recycle loop
RU2467419C1 (ru) Способ очистки кубовых остатков жидких радиоактивных отходов от радиоактивного кобальта и цезия
RU2631244C1 (ru) Способ переработки жидких радиоактивных отходов
RU2769953C1 (ru) Способ последовательной дезактивации радиоактивных растворов
RU2268513C1 (ru) Способ переработки жидких радиоактивных отходов
RU2675251C1 (ru) Способ переработки жидких радиоактивных отходов
RU2747775C1 (ru) Способ ионоселективной дезактивации радиоактивных растворов
RU2675787C1 (ru) Способ переработки жидких радиоактивных отходов
RU2273066C1 (ru) Способ переработки жидких радиоактивных отходов
RU2817393C1 (ru) Способ переработки жидких радиоактивных отходов
JPS63274405A (ja) 中空糸膜濾過装置の逆洗水処理方法
US20230249993A1 (en) Apparatus and methods for treating water for removal of pfas
EP3416173B1 (en) Method for purifying liquid radioactive waste
RU2158449C1 (ru) Способ обезвреживания маломинерализованных слабо радиоактивно-загрязненных вод в полевых условиях
RU2553976C1 (ru) Способ очистки от 60co технологических растворов радиохимического производства, относящихся к средне- и низкоактивным отходам
Milner et al. Application of Modular Design in Abatement of Fuel Element Debris (FED) Liquid Waste Stream-16635
Brooksbank et al. LOW-RADIOACTIVITY-LEVEL WASTE TREATMENT. PART II. PILOT PLANT DEMONSTRATION OF THE REMOVAL OF ACTIVITY FROM LOW-LEVEL PROCESS WASTES BY A SCAVENGING-PRECIPITATION ION-EXCHANGE PROCESS
RU2455716C1 (ru) Способ очистки воды водоема, загрязненного радиоактивными и вредными химическими веществами
Slepokon et al. Application of the Sorption-Membrane Technologies for Liquid Radioactive Waste Processing at Kursk NPP
JP2017181337A (ja) 放射性セシウム含有物の除染方法
DE2909962A1 (de) Verfahren und anlage zur kombinierten aufarbeitung, dekontaminierung und filterung radioaktiver sowie schadstoffbelasteter abwaesser
JPH0474999A (ja) 放射性廃液の処理装置

Legal Events

Date Code Title Description
121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 22893355

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1