RU2817393C9 - Method of processing liquid radioactive wastes - Google Patents
Method of processing liquid radioactive wastes Download PDFInfo
- Publication number
- RU2817393C9 RU2817393C9 RU2023110416A RU2023110416A RU2817393C9 RU 2817393 C9 RU2817393 C9 RU 2817393C9 RU 2023110416 A RU2023110416 A RU 2023110416A RU 2023110416 A RU2023110416 A RU 2023110416A RU 2817393 C9 RU2817393 C9 RU 2817393C9
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- reverse osmosis
- radioactive waste
- radioactive
- liquid radioactive
- processing liquid
- Prior art date
Links
- 239000010857 liquid radioactive waste Substances 0.000 title claims abstract description 35
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 31
- 238000001223 reverse osmosis Methods 0.000 claims abstract description 22
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 claims abstract description 17
- 238000000746 purification Methods 0.000 claims abstract description 12
- 239000012528 membrane Substances 0.000 claims abstract description 8
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 claims abstract description 8
- 239000012466 permeate Substances 0.000 abstract description 9
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 abstract description 4
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 4
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 2
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 17
- 239000012141 concentrate Substances 0.000 description 13
- 239000000706 filtrate Substances 0.000 description 10
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 description 8
- 238000001179 sorption measurement Methods 0.000 description 7
- HEMHJVSKTPXQMS-UHFFFAOYSA-M Sodium hydroxide Chemical compound [OH-].[Na+] HEMHJVSKTPXQMS-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 6
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 6
- 238000011033 desalting Methods 0.000 description 5
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 4
- 239000003153 chemical reaction reagent Substances 0.000 description 4
- 230000003750 conditioning effect Effects 0.000 description 4
- 239000010802 sludge Substances 0.000 description 4
- 239000002594 sorbent Substances 0.000 description 4
- 239000003957 anion exchange resin Substances 0.000 description 3
- 239000004568 cement Substances 0.000 description 3
- 238000010612 desalination reaction Methods 0.000 description 3
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 3
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 3
- 239000007791 liquid phase Substances 0.000 description 3
- 239000000463 material Substances 0.000 description 3
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 3
- 239000006228 supernatant Substances 0.000 description 3
- 238000000108 ultra-filtration Methods 0.000 description 3
- 239000011398 Portland cement Substances 0.000 description 2
- 238000001914 filtration Methods 0.000 description 2
- 238000005342 ion exchange Methods 0.000 description 2
- 239000003456 ion exchange resin Substances 0.000 description 2
- 229920003303 ion-exchange polymer Polymers 0.000 description 2
- 150000002500 ions Chemical class 0.000 description 2
- 239000010808 liquid waste Substances 0.000 description 2
- NUJOXMJBOLGQSY-UHFFFAOYSA-N manganese dioxide Chemical compound O=[Mn]=O NUJOXMJBOLGQSY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 description 2
- 238000011045 prefiltration Methods 0.000 description 2
- NWUYHJFMYQTDRP-UHFFFAOYSA-N 1,2-bis(ethenyl)benzene;1-ethenyl-2-ethylbenzene;styrene Chemical compound C=CC1=CC=CC=C1.CCC1=CC=CC=C1C=C.C=CC1=CC=CC=C1C=C NWUYHJFMYQTDRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 235000019738 Limestone Nutrition 0.000 description 1
- 239000004743 Polypropylene Substances 0.000 description 1
- 239000002253 acid Substances 0.000 description 1
- 239000003513 alkali Substances 0.000 description 1
- 238000005349 anion exchange Methods 0.000 description 1
- 229910052792 caesium Inorganic materials 0.000 description 1
- TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N caesium atom Chemical compound [Cs] TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052799 carbon Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000005341 cation exchange Methods 0.000 description 1
- 239000003729 cation exchange resin Substances 0.000 description 1
- 238000005345 coagulation Methods 0.000 description 1
- 230000015271 coagulation Effects 0.000 description 1
- 150000001868 cobalt Chemical class 0.000 description 1
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 1
- 230000001143 conditioned effect Effects 0.000 description 1
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 1
- 238000005202 decontamination Methods 0.000 description 1
- 230000003588 decontaminative effect Effects 0.000 description 1
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 description 1
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 description 1
- 239000012467 final product Substances 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 238000002386 leaching Methods 0.000 description 1
- 239000006028 limestone Substances 0.000 description 1
- 230000004807 localization Effects 0.000 description 1
- 230000007774 longterm 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
- 230000003472 neutralizing effect Effects 0.000 description 1
- 239000003921 oil Substances 0.000 description 1
- 230000003204 osmotic effect Effects 0.000 description 1
- 230000001590 oxidative effect Effects 0.000 description 1
- 238000010979 pH adjustment Methods 0.000 description 1
- 230000000737 periodic effect Effects 0.000 description 1
- 239000003209 petroleum derivative Substances 0.000 description 1
- 238000006116 polymerization reaction Methods 0.000 description 1
- -1 polypropylene Polymers 0.000 description 1
- 229920001155 polypropylene Polymers 0.000 description 1
- 239000000276 potassium ferrocyanide Substances 0.000 description 1
- 239000012286 potassium permanganate Substances 0.000 description 1
- 239000002244 precipitate Substances 0.000 description 1
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 1
- 210000002307 prostate Anatomy 0.000 description 1
- 239000004576 sand Substances 0.000 description 1
- 229920006395 saturated elastomer Polymers 0.000 description 1
- 239000012047 saturated solution Substances 0.000 description 1
- 239000013535 sea water Substances 0.000 description 1
- 239000013049 sediment Substances 0.000 description 1
- 239000002893 slag Substances 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 238000007711 solidification Methods 0.000 description 1
- 230000008023 solidification Effects 0.000 description 1
- 239000000725 suspension Substances 0.000 description 1
- XOGGUFAVLNCTRS-UHFFFAOYSA-N tetrapotassium;iron(2+);hexacyanide Chemical compound [K+].[K+].[K+].[K+].[Fe+2].N#[C-].N#[C-].N#[C-].N#[C-].N#[C-].N#[C-] XOGGUFAVLNCTRS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052723 transition metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000003624 transition metals Chemical class 0.000 description 1
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Abstract
Description
Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при переработке жидких радиоактивных отходов. Наиболее эффективно заявляемый способ может быть использован для переработки мало- и среднеминерализованных жидких радиоактивных отходов (ЖРО).The invention relates to nuclear energy and can be used in the processing of liquid radioactive waste. The most effectively claimed method can be used for processing low- and medium-mineralized liquid radioactive waste (LRW).
Известен способ обезвреживания маломинерализованных низкоактивных жидких отходов в полевых условиях, (патент RU 2144708, МПК G21F 9/06, опубликован 20.01.2000), включающий очистку на механических и ультрафильтрах, отстаивание концентратов в промежуточных емкостях, коагуляцию, умягчение и обработку на осмотических аппаратах и ионообменных фильтрах с последующим включением образующихся радиоактивных концентратов в цемент, при этом жидкие отходы после очистки на механических и ультрафильтрах направляют в промежуточную емкость, из которой подают на обратноосмотическую обработку с возвратом концентрата в эту же емкость и периодическим реагентным умягчением насыщенного раствора, воду после обратного осмоса доочищают на Н+ - катионитовых и ОН- - анионитовых фильтрах, регенерируемых H2SO4 и NaOH, а образующийся после окончания обработки насыщенный радиоактивный концентрат и его осадки от умягчения включают в шлакопортландцемент, причем реагентное умягчение осуществляют путем выщелачивания концентратов отработавшими регенератами анионитов с последующей после отделения осадка нейтрализацией регенератами катионитов.There is a known method for neutralizing low-mineralized low-level liquid waste in field conditions (patent RU 2144708, IPC G21F 9/06, published 01/20/2000), including purification using mechanical and ultrafilters, settling concentrates in intermediate containers, coagulation, softening and treatment using osmotic devices and ion exchange filters with the subsequent inclusion of the resulting radioactive concentrates in cement, while the liquid waste after purification on mechanical and ultrafilters is sent to an intermediate container, from which it is supplied for reverse osmosis treatment with the return of the concentrate to the same container and periodic reagent softening of the saturated solution, water after reverse osmosis are further purified on H+ - cation exchange and OH- - anion exchange filters, regenerated by H 2 SO 4 and NaOH, and the saturated radioactive concentrate formed after the end of treatment and its precipitates from softening are included in slag Portland cement, and reagent softening is carried out by leaching the concentrates with spent regenerates of anion exchange resins, followed by after separation of the sediment by neutralization with cation exchange resin regenerates.
Недостатком известного способа является высокая сложность выполнения переработки ЖРО и высокая избирательность к составу перерабатываемых ЖРО, что снижает область и эффективность применения предложенного способа.The disadvantage of the known method is the high complexity of processing LRW and high selectivity to the composition of the processed LRW, which reduces the scope and efficiency of application of the proposed method.
Известен способ переработки жидких радиоактивных отходов (патент RU 2342720, МПК G21F 9/06, опубликован 27.12.2008), включающий отстаивание исходного ЖРО с образованием надосадочной жидкости и шлама, надосадочную жидкость осветляют на механическом фильтре с образованием фильтрата, фильтрат подвергают ионоселективной сорбции после глубокого обессоливания в две стадии: на первой стадии обратным осмосом с образованием потоков промежуточного концентрата и дезактивированного раствора, при этом перед отстаиванием, жидкие радиоактивные отходы подвергают предварительной фильтрации на фильтрах с загрузкой из сипрона и гранулированного полипропилена, обладающих способностью отделять масла, нефтепродукты и альфа-радионуклиды от жидких радиоактивных отходов, а после отстаивания, надосадочную жидкость подвергают последовательной механической фильтрации на песчаном и угольном фильтрах, с образованием фильтрата, который подвергают глубокому обессоливанию обратным осмосом, при этом после первой стадии дезактивированный раствор подвергают ионоселективной сорбции, а затем корректировке рН на известняковом фильтре, кроме того, на второй стадии глубокого обессоливания промежуточный концентрат подвергают доконцентрированию обратным осмосом с образованием концентрата с солесодержанием 100-150 г/л, который направляют на дальнейшее кондиционирование, и пермеата, направляют снова на первую стадию глубокого обессоливания.There is a known method for processing liquid radioactive waste (patent RU 2342720, IPC G21F 9/06, published 12/27/2008), including settling the initial liquid radioactive waste with the formation of supernatant liquid and sludge, the supernatant liquid is clarified on a mechanical filter to form a filtrate, the filtrate is subjected to ion-selective sorption after deep desalting in two stages: at the first stage, reverse osmosis with the formation of streams of intermediate concentrate and decontaminated solution, while before settling, liquid radioactive waste is subjected to preliminary filtration on filters loaded with siprone and granulated polypropylene, which have the ability to separate oils, petroleum products and alpha radionuclides from liquid radioactive waste, and after settling, the supernatant is subjected to sequential mechanical filtration on sand and carbon filters, forming a filtrate, which is subjected to deep desalting by reverse osmosis, and after the first stage, the decontaminated solution is subjected to ion-selective sorption, and then pH adjustment on a limestone filter In addition, at the second stage of deep desalting, the intermediate concentrate is subjected to additional concentration by reverse osmosis to form a concentrate with a salt content of 100-150 g/l, which is sent for further conditioning, and the permeate is sent again to the first stage of deep desalting.
Недостатками известного способа являются сложность технологического процесса переработки ЖРО за счет использования большого числа технологических операций и оборудования, за счет этого формирование значительных капитальных и эксплуатационных затрат, что снижает эффективность использования предложенного способа.The disadvantages of the known method are the complexity of the technological process for processing liquid radioactive waste due to the use of a large number of technological operations and equipment, due to this the formation of significant capital and operating costs, which reduces the efficiency of using the proposed method.
Известен способ комплексной переработки жидких радиоактивных отходов (патент RU 2686074, МПК G21F 9/12, опубликован 24.04.2019), включающий стадии предварительной очистки, обратноосмотического обессоливания с разделением потоков на пермеат (фильтрат) с солесодержанием <0,5 г/л и высокосолевой концентрат с последующей доочисткой фильтрата на сорбентах и локализацией высокосолевого концентрата и отработанных сорбентов путем их включения в цементную матрицу, при этом ультрафильтрацию раствора проводят в две ступени, причем первую ступень в непроточном (фронтальном) режиме, а вторую ступень в проточном (тангенциальном) режиме, очистку раствора от цезия осуществляют на стадии ультрафильтрации первой ступени введением суспензии мелкодисперсных сорбентов на основе ферроцианидов переходных металлов, обессоливание жидких радиоактивных отходов проводят обратным осмосом в две последовательные ступени и используют на второй ступени высокоселективные мембраны для опреснения морской воды, концентрирование на третьей ступени осмоса ограничивают 10-50 г/л с целью предотвращения выпадения осадков малорастворимых соединений, а перед стадией упаривания в концентратах проводят окислительную деструкцию органических веществ.There is a known method for the complex processing of liquid radioactive waste (patent RU 2686074, IPC G21F 9/12, published on April 24, 2019), including the stages of pre-purification, reverse osmosis desalting with separation of flows into permeate (filtrate) with a salt content of <0.5 g/l and high-salt concentrate with subsequent post-purification of the filtrate on sorbents and localization of the high-salt concentrate and spent sorbents by incorporating them into the cement matrix, while ultrafiltration of the solution is carried out in two stages, the first stage in a non-flowing (frontal) mode, and the second stage in a flow-through (tangential) mode, the solution is purified from cesium at the first-stage ultrafiltration stage by introducing a suspension of finely dispersed sorbents based on transition metal ferrocyanides; liquid radioactive waste is desalted by reverse osmosis in two successive stages and highly selective membranes are used at the second stage for desalination of sea water; concentration at the third stage of osmosis is limited to 10 -50 g/l in order to prevent precipitation of poorly soluble compounds, and before the evaporation stage, oxidative destruction of organic substances is carried out in concentrates.
Недостатками известного способа являются сложность технологического процесса переработки ЖРО и выполнение большого числа операций, требующих высоких затрат различных материалов и реагентов. Это ведет к значительному увеличению капитальных и эксплуатационных затрат.The disadvantages of this known method are the complexity of the technological process for processing liquid radioactive waste and the performance of a large number of operations that require high costs of various materials and reagents. This leads to a significant increase in capital and operating costs.
Наиболее близким аналогом по технической сущности к заявляемому способу переработки жидких радиоактивных отходов является способ переработки маломинерализованных средне- и низкоактивных жидких радиоактивных отходов (патент RU 2669013, МПК G21F 9/04, опубликован 05.10.2018), включающий очистку на механических и ультрафильтрах, опреснение на обратноосмотических фильтрах и доочистку на ионообменных фильтрах, реагентную обработку ионообменных смол ферроцианидом калия и солями кобальта с последующим использованием обработанных ионообменных смол в качестве сорбционного предфильтра и отверждение образующихся вторичных радиоактивных отходов включением в портландцементы, при этом дополнительно используют анионообменные смолы, которые обрабатывают перманганатом калия и полученный селективный сорбент диоксида марганца на основе анионообменной смолы также используют в качестве сорбционного предфильтра, при этом перед опреснением отходов на обратноосмотических фильтрах проводят их доочистку последовательно на обоих сорбционных предфильтрах, установленных перед обратноосмотическими фильтрами. Недостатками известного способа являются:The closest analogue in technical essence to the claimed method for processing liquid radioactive waste is a method for processing low-mineralized medium- and low-level liquid radioactive waste (patent RU 2669013, IPC G21F 9/04, published 10/05/2018), including purification using mechanical and ultrafilters, desalination using reverse osmosis filters and post-purification on ion exchange filters, reagent treatment of ion exchange resins with potassium ferrocyanide and cobalt salts with subsequent use of the treated ion exchange resins as a sorption prefilter and solidification of the resulting secondary radioactive waste by inclusion in Portland cements, while additionally using anion exchange resins that are treated with potassium permanganate and the resulting a selective manganese dioxide sorbent based on an anion exchange resin is also used as a sorption prefilter, and before desalination of waste on reverse osmosis filters, they are purified sequentially on both sorption prefilters installed in front of the reverse osmosis filters. The disadvantages of this known method are:
- высокая сложность переработки из-за использования в процессе большого числа оборудования и сорбционных материалов, что снижает эффективность предложенного способа;- high complexity of processing due to the use of a large number of equipment and sorption materials in the process, which reduces the efficiency of the proposed method;
- высокие капитальные и эксплуатационных затраты из-за использования большого числа технологических операций и оборудования, сложности изготовления сорбционных материалов;- high capital and operating costs due to the use of a large number of technological operations and equipment, the complexity of manufacturing sorption materials;
- высокие требования к операционному персоналу, занятому в процессе переработки ЖРО, ввиду применения в технологическом процессе разнообразных высоко технологичных операций.- high requirements for operating personnel involved in the processing of liquid radioactive waste, due to the use of various high-tech operations in the technological process.
Задачей изобретения является разработка способа переработки радиоактивных отходов, позволяющего очистить жидкие радиоактивные растворы от радионуклидов для дальнейшего использования жидкой фазы и снижения количества кондиционированных РАО, отправляемых на хранение/захоронение.The objective of the invention is to develop a method for processing radioactive waste, allowing to purify liquid radioactive solutions from radionuclides for further use of the liquid phase and reducing the amount of conditioned radioactive waste sent for storage/disposal.
Поставленная задача решается за счет того, что жидкие радиоактивные отходы так же, как и в прототипе, подвергают предварительной очистке на фильтрах грубой и тонкой очистки с получением фильтрата и твердых примесей (шлама). После чего примеси (шламы) отправляются на кондиционирование - цементирование или полимеризацию, а фильтрат подается в накопительную емкость. При необходимости величину рН фильтрата доводят до значения 5 за счет добавления в него кислоты (например, азотной или соляной) или щелочи (например, гидроксида натрия). Из накопительной емкости жидкая фаза направляется в установку обратного осмоса. Процесс обратного осмоса проводят при начальном значении рН раствора 5 и с начальным солесодержанием от 20 до 50 г/л, при давлении подачи ЖРО через мембрану в интервале от 3 до 4 МПа. Переработку одной порции фильтрата выполняют в течение не более 1 часа до момента достижения концентрации радионуклидов в пермеате менее 10 Бк/л. После чего «чистый» пермеат возвращают обратно в технологический процесс для дальнейшего использования, а концентрат направляют на кондиционирование.The problem is solved due to the fact that liquid radioactive waste, just like in the prototype, is subjected to preliminary purification using coarse and fine filters to obtain a filtrate and solid impurities (sludge). After which the impurities (sludge) are sent for conditioning - cementation or polymerization, and the filtrate is fed into a storage tank. If necessary, the pH of the filtrate is adjusted to a value of 5 by adding an acid (for example, nitric or hydrochloric) or alkali (for example, sodium hydroxide). From the storage tank, the liquid phase is sent to the reverse osmosis unit. The reverse osmosis process is carried out at an initial solution pH value of 5 and with an initial salt content of 20 to 50 g/l, with a liquid radioactive waste supply pressure through the membrane in the range of 3 to 4 MPa. Processing of one portion of the filtrate is carried out for no more than 1 hour until the concentration of radionuclides in the permeate reaches less than 10 Bq/l. After which the “clean” permeate is returned back to the technological process for further use, and the concentrate is sent for conditioning.
Применение обратного осмоса для переработки радиоактивных отходов с указанными технологическими параметрами повышает эффективность очистки РАО по сравнению с прототипом, снижает образование вторичных радиоактивных отходов, упрощает выполнение процесса переработки ЖРО.The use of reverse osmosis for the processing of radioactive waste with the specified technological parameters increases the efficiency of radioactive waste treatment compared to the prototype, reduces the formation of secondary radioactive waste, and simplifies the process of processing liquid radioactive waste.
В предлагаемом способе возможно выполнение очистки ЖРО посредством последовательного пропуска растворов через каскад обратноосмотических аппаратов. При этом вывод очищенного раствора из процесса обратноосмотической переработки осуществляют при достижении концентрации радионуклидов в пермеате менее 10 Бк/л.In the proposed method, it is possible to clean liquid radioactive waste by sequentially passing solutions through a cascade of reverse osmosis devices. In this case, the purified solution is removed from the reverse osmosis processing process when the concentration of radionuclides in the permeate reaches less than 10 Bq/l.
Преимуществами заявляемого способа дезактивации радиоактивных отходов являются:The advantages of the proposed method for decontamination of radioactive waste are:
- повышенная эксплуатационная и экономическая эффективность переработки за счет снижения времени очистки;- increased operational and economic efficiency of processing by reducing cleaning time;
- техническая и технологическая простата применения способа очистки ЖРО, обеспечиваемые применением стандартизованного оборудования;- technical and technological prostate application of the method of cleaning liquid radioactive waste, ensured by the use of standardized equipment;
- возможность за счет применения одной технологической операции очистить радиоактивные растворы до концентраций радиоизотопов, которые позволяют вывести жидкую фазу из категории ЖРО;- the ability, through the use of one technological operation, to purify radioactive solutions to concentrations of radioisotopes that make it possible to remove the liquid phase from the category of liquid radioactive waste;
- расширение рамок перерабатываемых радиоактивных растворов по их солесодержанию.- expanding the scope of processed radioactive solutions in terms of their salt content.
Указанные преимущества обеспечиваются тем, что процесс переработки ЖРО выполняется:These advantages are ensured by the fact that the LRW processing process is carried out:
- при оптимальных начальных показателях очищаемых радиоактивных растворов при величине рН 5 и солесодержании от 20 до 50 г/л, что позволяет менее чем за 1 час получить пермеат с удельной активностью менее 10 Бк/л;- with optimal initial parameters of the purified radioactive solutions at a pH value of 5 and a salt content of 20 to 50 g/l, which makes it possible to obtain permeate with a specific activity of less than 10 Bq/l in less than 1 hour;
- при оптимальных параметрах давления подачи радиоактивного раствора через мембрану, которые поддерживаются в интервале от 3 до 4 МПа, что позволяет значительно снизить время очистки ЖРО.- at optimal pressure parameters for supplying a radioactive solution through the membrane, which are maintained in the range from 3 to 4 MPa, which can significantly reduce the time of liquid radioactive waste cleaning.
Пример осуществления изобретения приведен ниже.An example of the invention is given below.
В качестве объекта переработки выполнялась очистка ЖРО с солесодержанием от 20 до 50 г/л методом обратного осмоса. В качестве мембраны использовали промышленно выпускаемые отечественные мембранный элемент марки ЭРО 96-950 на основе мембраны МГА-95П (производство ЗАО НТЦ «Владипор» г. Владимир). Начальная удельная активность ЖРО была на уровне ≈3500 Бк/л по 137Cs. Начальная величина рН ЖРО находилась в пределах от 7 до 10. Суммарный объем перерабатываемого радиоактивного раствора составлял 40 м3.As a processing object, liquid radioactive waste with a salt content of 20 to 50 g/l was purified using the reverse osmosis method. As a membrane, we used industrially produced domestic membrane elements of the ERO 96-950 brand based on the MGA-95P membrane (manufactured by JSC Scientific and Technical Center "Vladipor", Vladimir). The initial specific activity of liquid radioactive waste was at the level of ≈3500 Bq/l for 137Cs. The initial pH value of liquid radioactive waste was in the range from 7 to 10. The total volume of the radioactive solution processed was 40 m 3 .
Предварительно ЖРО подвергались очистке от примесей на ультрафильтрации с отделением шламов, которые направлялись на цементирование. Полученный фильтрат собирался в накопительной емкости. В объеме накопительной емкости значение рН направляемых на переработку радиоактивных растворов доводилось до требуемого технологического показателя - до значения 5.Previously, liquid radioactive waste was purified from impurities using ultrafiltration with separation of sludge, which was sent for cementing. The resulting filtrate was collected in a storage tank. In the volume of the storage tank, the pH value of radioactive solutions sent for processing was brought to the required technological indicator - to a value of 5.
После чего, растворы направлялись на установку обратного осмоса. Очистка радиоактивных растворов с начальным показателем рН=5 выполняли при давлении подачи в интервале от 3,0 до 4,0 МПа до момента достижения величины удельной активности в пермеате менее 10 Бк/л. Для очистки ЖРО использовали два аппарата обратного осмоса с последовательной подачей растворов через аппараты. Время переработки ЖРО составляло один час. Величина очистки ЖРО составила ≈96%. Результаты выполненной переработки представлены в таблице.After which, the solutions were sent to a reverse osmosis installation. Purification of radioactive solutions with an initial pH=5 was carried out at a supply pressure in the range from 3.0 to 4.0 MPa until the specific activity in the permeate reached less than 10 Bq/l. To clean liquid radioactive waste, two reverse osmosis devices were used with sequential supply of solutions through the devices. The processing time for liquid radioactive waste was one hour. The amount of liquid radioactive waste purification was ≈96%. The results of the performed processing are presented in the table.
Очищенный пермеат возвращается в технологический процесс переработки РАО. А радиоактивный концентрат подвергается кондиционированию (например, включение в цементную матрицу) с получением конечного продукта, отвечающим критериям приемлемости для последующего долговременного хранения/захоронения.The purified permeate is returned to the technological process for processing radioactive waste. And the radioactive concentrate is subjected to conditioning (for example, inclusion in a cement matrix) to obtain a final product that meets the acceptance criteria for subsequent long-term storage/disposal.
Claims (1)
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2817393C1 RU2817393C1 (en) | 2024-04-16 |
| RU2817393C9 true RU2817393C9 (en) | 2024-05-20 |
Family
ID=
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2267176C1 (en) * | 2004-05-05 | 2005-12-27 | Российская Федерация в лице Министерства Российской Федерации по атомной энергии | Method of neutralization of the low-mineralized and medium- mineralized low-active liquid wastes in the field conditions |
| RU147659U1 (en) * | 2013-12-23 | 2014-11-10 | Открытое акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" | INSTALLATION OF LIQUID RADIOACTIVE WASTE CLEANING |
| RU2597242C1 (en) * | 2015-04-13 | 2016-09-10 | Акционерное общество "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" | Method of cleaning liquid radioactive wastes from organic impurities |
| RU2669013C1 (en) * | 2018-02-06 | 2018-10-05 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Method for processing low-mineralized medium- and low-active liquid radioactive wastes |
| RU2686074C1 (en) * | 2018-08-15 | 2019-04-24 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" | Method of processing liquid radioactive wastes |
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2267176C1 (en) * | 2004-05-05 | 2005-12-27 | Российская Федерация в лице Министерства Российской Федерации по атомной энергии | Method of neutralization of the low-mineralized and medium- mineralized low-active liquid wastes in the field conditions |
| RU147659U1 (en) * | 2013-12-23 | 2014-11-10 | Открытое акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" | INSTALLATION OF LIQUID RADIOACTIVE WASTE CLEANING |
| RU2597242C1 (en) * | 2015-04-13 | 2016-09-10 | Акционерное общество "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" | Method of cleaning liquid radioactive wastes from organic impurities |
| RU2669013C1 (en) * | 2018-02-06 | 2018-10-05 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Method for processing low-mineralized medium- and low-active liquid radioactive wastes |
| RU2686074C1 (en) * | 2018-08-15 | 2019-04-24 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" | Method of processing liquid radioactive wastes |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| А.С. Никифоров и др. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов, М., Энергоатомиздат, 1985, с.43. * |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| AU2009238632B2 (en) | Sulfate removal from water sources | |
| CN103539288B (en) | Industrial wastewater recovery method and wastewater recovery system | |
| CN104900286A (en) | System for processing radioactive waste water to reach natural background radioactivity level and application | |
| EP0700315A4 (en) | Multi-stage water treatment system | |
| WO2014089796A1 (en) | Method for treating high concentration wastewater such as ro brine | |
| CN109994238B (en) | Method and system for concentrating and solidifying nuclides in liquid radioactive waste | |
| CN104108813B (en) | Refining sewage desalination integrated treatment process and device | |
| WO2013031689A1 (en) | Method and apparatus for purifying water containing radioactive substance and/or heavy metal | |
| Sorlini et al. | Survey on full-scale drinking water treatment plants for arsenic removal in Italy | |
| CN113105025B (en) | Combined treatment method for regenerating high-concentrated-salt wastewater by sodium ion exchanger | |
| RU2467419C1 (en) | Method of cleaning still residues of liquid radioactive wastes from radioactive cobalt and caesium | |
| RU2342720C1 (en) | Method of treating liquid radioactive wastes | |
| US7371326B2 (en) | Water treatment/remediation system | |
| RU2817393C9 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes | |
| RU2817393C1 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes | |
| RU2686074C1 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes | |
| CN107662987A (en) | The method and system of useful chemicals is produced from salt solution | |
| CN107601729B (en) | Strong salt wastewater zero-discharge treatment process and system for steel industry | |
| Epimakhov et al. | Reverse-osmosis filtration based water treatment and special water purification for nuclear power systems | |
| RU2442756C1 (en) | Way to get desalted water and highly pure water for nuclear power plants in research centres | |
| RU2369929C1 (en) | Method of purifying liquid radioactive wastes from caesium radionuclides | |
| CN109179826A (en) | A kind of strong brine processing technology of achievable zero-emission | |
| RU2112289C1 (en) | Method for recovery of liquid radioactive wastes | |
| RU2118945C1 (en) | Integrated processing of liquid radioactive wastes | |
| RU2809345C1 (en) | Method for processing liquid radioactive waste |