RU2195726C2 - Method for neutralizing slightly mineralized low-activity wastes in field conditions - Google Patents
Method for neutralizing slightly mineralized low-activity wastes in field conditionsInfo
- Publication number
- RU2195726C2 RU2195726C2 RU2000126513A RU2000126513A RU2195726C2 RU 2195726 C2 RU2195726 C2 RU 2195726C2 RU 2000126513 A RU2000126513 A RU 2000126513A RU 2000126513 A RU2000126513 A RU 2000126513A RU 2195726 C2 RU2195726 C2 RU 2195726C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- low
- filters
- concentrates
- waste
- neutralizing
- Prior art date
Links
Landscapes
- Separation Using Semi-Permeable Membranes (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к технологии обезвреживания жидких радиоактивных отходов (ЖРО) мембранно-сорбционными методами в полевых условиях. The invention relates to a technology for the neutralization of liquid radioactive waste (LRW) by membrane-sorption methods in the field.
При эксплуатации атомных станций и других ядерных объектов помимо образования реагентных ЖРО (дезактивирующих, моющих, регенерирующих растворов и др.), отличающихся повышенной засоленностью и радиоактивностью, происходит загрязнение значительных объемов маломинерализованных природных вод радионуклидами до концентраций, превышающих допустимые лишь на 3-4 порядка. Такие отходы часто образуются на объектах, не имеющих собственных установок водоочистки, т.е. требующих применения мобильных (транспортируемых) установок. During the operation of nuclear power plants and other nuclear facilities, in addition to the formation of reagent LRW (deactivating, washing, regenerating solutions, etc.), characterized by increased salinity and radioactivity, significant volumes of low-mineralized natural waters are contaminated with radionuclides to concentrations exceeding the permissible levels by only 3-4 orders of magnitude. Such waste is often generated at facilities that do not have their own water treatment plants, i.e. requiring the use of mobile (transported) installations.
ЖРО, образующиеся на крупных предприятиях, например АЭС, обезвреживаются на стационарных промышленных установках спецводоочистки (СВО). Основным способом, используемым на этих установках, является очистка на механических фильтрах, выпарных аппаратах, работающих при небольшом избыточном давлении (не более 0,5 МПа над атмосферным), и ионообменных фильтрах с последующим отверждением радиоактивных концентратов битумированием или цементированием [1]. LRW generated in large enterprises, such as nuclear power plants, are neutralized in stationary industrial installations for special water treatment (SVO). The main method used in these plants is cleaning using mechanical filters, evaporators operating at low overpressure (not more than 0.5 MPa above atmospheric pressure), and ion-exchange filters, followed by curing of the radioactive concentrates by bitumen or cementing [1].
Недостатком данного способа является то, что при высокой степени очистки от радионуклидов (для реальных отходов АЭС степень очистки в среднем в 104 раз при концентрировании ЖРО до 150-200 г/л) выпаривание при температуре свыше 100oС является высокоэнергоемким процессом (на 1 м3 раствора расходуется до 1 т пара), что ограничивает его применение в полевых условиях на передвижных (мобильных) установках и делает нерентабельным при переработке небольших объемов маломинерализованных низкоактивных ЖРО. Кроме того, в этой технологической схеме при выпаривании в щелочной среде (рН 10-11), поддерживаемой в ЖРО для перевода радионуклидов иода в нелетучей форме, высокая степень очистки от основной массы солей сопровождается значительным загрязнением дистиллята аммиаком, что резко повышает нагрузку на ионообменные фильтры. Интенсивная работа ионообменных фильтров требует частых регенераций и отработанные регенераты, поступая также на выпарку, значительно увеличивают общее количество солей в отходах.The disadvantage of this method is that with a high degree of purification from radionuclides (for real nuclear waste, the degree of purification is on average 10 4 times with LRW concentration up to 150-200 g / l) evaporation at temperatures above 100 o C is a highly energy-intensive process (per 1 m 3 of solution is consumed up to 1 t of steam), which limits its use in the field on mobile (mobile) plants and makes it unprofitable when processing small volumes of low-mineralized low-active LRW. In addition, in this technological scheme, when evaporated in an alkaline medium (pH 10-11), maintained in LRW to transfer iodine radionuclides in non-volatile form, a high degree of purification from the bulk of the salts is accompanied by a significant contamination of the distillate with ammonia, which sharply increases the load on the ion-exchange filters . Intensive operation of ion-exchange filters requires frequent regenerations and spent regenerates, also entering the residue, significantly increase the total amount of salts in the waste.
При доупаривании кубового остатка (солесодержанием 150-200 г/л) с целью сокращения объема радиоактивных отходов до предела насыщения растворов по солям (350-400 г/л) происходит снижение степени очистки от радионуклидов и интенсивное выделение солей жесткости на греющих поверхностях выпарных аппаратов, снижающее их теплоотдачу и затрудняющее эксплуатацию. Это требует периодических кислотных промывок аппаратов с добавкой НNО3 (проведение упаривания в кислотном режиме при рН~3), что дополнительно повышает солесодержание, а значит и объем захораниваемых отходов. Причем цементирование концентратов АЭС при повышении солесодержания отходов с 200 г/л до 400 г/л требует уменьшения раствороцементного отношения (с 0,6-0,7 до 0,3-0,4), т.е. двухкратного повышения расхода цемента. В результате объем отвержденного продукта, отправляемого на захоронение, практически не сокращается. Мало того, выщелачиваемость радионуклидов из цементных блоков с высоким солесодержанием возрастает и, следовательно, их экологическая безопасность снижается [2].When the bottom residue is added (with a salinity of 150-200 g / l) in order to reduce the volume of radioactive waste to the salt saturation limit of solutions (350-400 g / l), the degree of purification from radionuclides decreases and the hardness salts are intensively released on the heating surfaces of the evaporators, reducing their heat transfer and making it difficult to operate. This requires periodic acid washing of the apparatus with the addition of HNO 3 (evaporation in acidic mode at pH ~ 3), which additionally increases the salt content, and hence the volume of landfill waste. Moreover, cementing NPP concentrates while increasing the salt content of waste from 200 g / l to 400 g / l requires a decrease in mortar-cement ratio (from 0.6-0.7 to 0.3-0.4), i.e. two-fold increase in cement consumption. As a result, the volume of the cured product sent for disposal is practically not reduced. Moreover, the leachability of radionuclides from cement blocks with high salinity increases and, consequently, their environmental safety decreases [2].
Известен способ обезвреживания маломинерализованных низкоактивных вод в полевых условиях на установке, включающей очистку на механических и ультрафильтрах, обессоливание на обратноосмотических фильтрах и доочистку на ионитовых фильтрах с отверждением образующихся радиоактивных концентратов включением в шлакопортландцемент [3]. There is a method of neutralizing low-saline low-active water in the field at the installation, including cleaning on mechanical and ultrafilters, desalination on reverse osmosis filters and post-treatment on ion exchange filters with curing the resulting radioactive concentrates by inclusion in slag Portland cement [3].
Основным недостатком данного способа является то, что при экономически эффективных параметрах процесса (давление до 7 МПа) достигается концентрирование ЖРО лишь до солесодержания не более 50 г/л. Для достижения в концентрате солесодержания 200 г/л давление в обратноосмотическом аппарате должно быть увеличено до значений более 20 МПа, что практически невозможно из-за недостаточной прочности обратноосмотических мембран. Причем с увеличением степени концентрирования ЖРО снижается их степень очистки от солей и радионуклидов, что приводит к повышению количества регенерационных промывок ионитовых фильтров и, соответственно, количества отработанных регенератов. Кроме того, с ростом солесодержания концентрата увеличивается и выделение солей жесткости на обратноосмотических мембранах, что требует предварительного реагентного умягчения растворов перед обратным осмосом (в частности, путем обработки отработавшими регенератами ионитов). Все это ведет к увеличению общего количества солей, поступающих на отверждение. The main disadvantage of this method is that with cost-effective process parameters (pressure up to 7 MPa) concentration of LRW is achieved only up to salinity of not more than 50 g / l. To achieve a salinity of 200 g / l in the concentrate, the pressure in the reverse osmosis apparatus should be increased to values of more than 20 MPa, which is almost impossible due to the insufficient strength of the reverse osmosis membranes. Moreover, with an increase in the concentration of LRW, their degree of purification from salts and radionuclides decreases, which leads to an increase in the number of regeneration washes of ion-exchange filters and, accordingly, the number of spent regenerates. In addition, with increasing salt content of the concentrate, the release of hardness salts on reverse osmosis membranes also increases, which requires preliminary reagent softening of the solutions before reverse osmosis (in particular, by treatment with spent ion exchangers). All this leads to an increase in the total amount of salts entering the cure.
Задача, решаемая данным изобретением, заключается в сокращении объема отвержденных радиоактивных концентратов без ухудшения их качества и без снижения степени очистки маломинерализованных низкоактивных ЖРО. The problem solved by this invention is to reduce the volume of cured radioactive concentrates without compromising their quality and without reducing the degree of purification of low-mineralized low-level LRW.
Для достижения этого технического результата в способе обезвреживания маломинерализованных низкоактивных жидких отходов в полевых условиях, включающем очистку на механических и ультрафильтрах, обессоливание на обратноосмотических фильтрах и доочистку на ионитовых фильтрах с отверждением образующихся радиоактивных концентратов включением в шлакопортландцемент, согласно изобретению образующиеся жидкие радиоактивные концентраты перед отверждением подвергают вакуумному доупариванию на роторно-пленочном концентраторе до насыщения по солям при сохранении их исходного химического состава. To achieve this technical result, in a method for neutralizing low-mineralized low-level liquid wastes in the field, including cleaning on mechanical and ultrafilters, desalination on reverse osmosis filters, and post-treatment on ion-exchangers with curing the resulting radioactive concentrates by incorporating into the slag Portland cement, according to the invention, the generated radioactive liquids are transferred vacuum addition on a rotor-film concentrator to saturated I for salts, while maintaining their original chemical composition.
Степень очистки радиоактивных концентратов на вакуумном аппарате, обратно пропорциональная степени концентрирования, не влияет на степень очистки исходных ЖРО, т.к. конденсат упариваемого концентрата снова подается в обратноосмотический фильтр. Аналогично загрязнение конденсата аммиаком не сказывается на солевой нагрузке ионитовых фильтров, т.к. на обратноосмотических фильтрах очистка от аммиака, происходящая без раздела фаз, соответствует очистке от остальных солей. Это позволяет эксплуатировать ионитовые фильтры при доочистке обессоленных обратным осмосом вод без проведения регенераций. В то же время, проведение процесса доупаривания концентрата под вакуумом (при температуре ниже 100oС) предотвращает загрязнение конденсата нефтепродуктами и значительно снижает энергозатраты. Для предотвращения интенсивного нарастания солей жесткости на греющих поверхностях при глубоком доупаривании могут использоваться, например, роторно-пленочные концентраторы, обеспечивающие стабильное проведение процесса при получении конечного продукта влажностью вплоть до 20% [4].The degree of purification of radioactive concentrates on a vacuum apparatus, inversely proportional to the degree of concentration, does not affect the degree of purification of the initial LRW, as the condensate of the evaporated concentrate is again fed into the reverse osmosis filter. Similarly, ammonia pollution of the condensate does not affect the salt load of the ion exchange filters, as on reverse osmosis filters, ammonia purification without phase separation corresponds to purification from other salts. This allows the use of ionite filters in the after-treatment of demineralized reverse osmosis water without regeneration. At the same time, the process of adding the concentrate under vacuum (at a temperature below 100 o C) prevents the condensate from being contaminated with oil products and significantly reduces energy consumption. To prevent the intense buildup of hardness salts on heating surfaces during deep evaporation, for example, rotor-film concentrators can be used to ensure a stable process when obtaining the final product with humidity up to 20% [4].
Способ осуществляется следующим образом. The method is as follows.
Маломинерализованные (до 1 г/л по сухому остатку) низкоактивные (до 10-5 Ки/л), в основном бикарбонатные хлоридно-сульфатные, жидкие отходы направляют на механические и ультрафильтры для очистки от взвесей и нефтепродуктов. Затем отходы подают на обессоливание (включая удаление аммиака) на обратноосмотический фильтр и на доочистку на ионитовый фильтр (солесодержание фильтрата менее 1 мг/л и удельная активность не более 10-9 Ки/л). После доочистки на ионитовых фильтрах воды пригодны к сбросу в окружающую среду или для повторного использования в технических целях. Причем из-за малой нагрузки на ионитовые фильтры регенерация не производится и их эксплуатация ведется до исчерпания емкости. Образующиеся после обратноосмотической очистки жидкие радиоактивные концентраты с солесодержанием не более 50 г/л доупаривают на роторно-пленочном вакуумном концентраторе [4] до насыщения по солям (до солесодержания 350-400 г/л) при сохранении их исходного химического состава и отверждают включением в шлакопортландцемент при раствороцементном отношении 0,7. Конденсат от доупаривания концентратов возвращается для очистки на обратноосмотические фильтры. При этом в связи с отсутствием в процессе обезвреживания реагентных процессов (умягчения отходов, регенерации ионитовых фильтров и т.д.) общее количество солей в отвеждаемых концентратах по сравнению с исходными отходами не увеличивается. Данный способ обеспечивает сокращение объема ЖРО не менее чем в 350-400 раз при степени очистки растворов от радионуклидов не менее чем в 104 раз. Объем захораниваемых отвержденных отходов составляет не более чем 0,4% от объема исходных ЖРО. Прочность отвержденных цементных блоков более 10 МПа, а выщелачиваемость радионуклидов менее 1•10-3 г/см2•сут, что соответствует требованиям МАГАТЭ к захораниваемым радиоактивным цементным компаундам.Low-mineralized (up to 1 g / l dry solids) low-level (up to 10 -5 Ci / l), mainly bicarbonate chloride-sulphate, liquid wastes are sent to mechanical and ultrafilters for cleaning from suspensions and oil products. Then the waste is fed to desalination (including ammonia removal) to a reverse osmosis filter and to an after-treatment to an ion exchanger (salinity of the filtrate is less than 1 mg / l and specific activity is not more than 10 -9 Ci / l). After purification on ion exchange filters, the water is suitable for discharge into the environment or for reuse for technical purposes. Moreover, due to the low load on the ion exchange filters, regeneration is not performed and their operation is carried out until the capacity is exhausted. Liquid radioactive concentrates formed after reverse osmosis with a salt content of not more than 50 g / l are doubled on a rotor-film vacuum concentrator [4] until saturated with salts (to a salt content of 350-400 g / l) while maintaining their original chemical composition and solidify by inclusion in slag Portland cement with a mortar-cement ratio of 0.7. Condensate from the addition of concentrates is returned for cleaning to reverse osmosis filters. Moreover, due to the absence of reagent processes during the neutralization process (waste softening, regeneration of ionite filters, etc.), the total amount of salts in the curable concentrates does not increase compared to the initial waste. This method provides a reduction in the volume of LRW not less than 350-400 times with the degree of purification of solutions from radionuclides not less than 10 4 times. The volume of solidified solidified waste is not more than 0.4% of the volume of the initial LRW. The strength of the cured cement blocks is more than 10 MPa, and the leachability of radionuclides is less than 1 • 10 -3 g / cm 2 • days, which complies with the IAEA requirements for radioactive cement compounds that are buried.
По сравнению с известными методами обезвреживания ЖРО данный способ обезвреживания с доупариванием жидких радиоактивных концентратов после обратноосмотических фильтров на вакуумном концентраторе, например роторно-пленочного типа (при этом за счет применения доупаривания достигается возможность проведения процесса обезвреживания без реагентных орбаботок, т.е. при сохранении исходного химического состава), позволяет в полевых условиях, т. е. при температуре ниже 100oС и с минимальными энергозатратами обеспечить не только очистку маломинерализованных низкоактивных вод до санитарных норм, но и сокращение в 350-400 раз объема отходов, подлежащих отверждению, при сохранении высокой прочности и низкой выщелачиваемости отвержденных продуктов без повышения удельного расхода шлакопортландцемента, что не следует явным образом из уровня техники, т.е. соответствует критерию изобретательского уровня.Compared with the known methods of LRW neutralization, this method of neutralization with the additional evaporation of liquid radioactive concentrates after reverse osmosis filters on a vacuum concentrator, for example a rotor-film type (in this case, using the additional evaporation, it is possible to conduct the neutralization process without reagent orbotting, i.e., while maintaining the original chemical composition), allows the field, ie. e. at a temperature below 100 o C, and with minimum power consumption not only provide cleaning little ineralizovannyh low level water to sanitary standards, but also the reduction in 350-400 times the volume of waste to be cured, while retaining high strength and low leaching cured products without increasing the specific consumption of blast-furnace cement, which should not be explicitly in the art, i.e., meets the criterion of inventive step.
Примеры конкретного исполнения. Examples of specific performance.
Пример 1. В качестве маломинерализованных низкоактивных жидких отходов использовали раствор природных вод, содержащий 200 мг/л гидрокарбонатов, 150 мг/л хлоридов, 80 мг/л сульфатов, 5 мг/л нитратов, 60 мг/л кальция, 15 мг/л магния, 60 мг/л натрия, 40 мг/л калия, 10 мг/л аммония, 15 мг/л железа и 15 мг/л нефтепродуктов (взвешенные вещества 10 мг/л, рН 8,5). Удельная активность составляла 5•10-6 Ки/л по цезию-137 и 5•10-6 Ки/л по стронцию-90 (согласно нормам радиационной безопасности НРБ-96, допустимая удельная активность ДУА радионуклидов в воде составляет 2,6•10-6 Ки/л для цезия-137 и 1,2•10-6 Ки/л для стронция-90).Example 1. As a low-salinity low-level liquid waste, a solution of natural water was used containing 200 mg / L bicarbonates, 150 mg / L chlorides, 80 mg / L sulfates, 5 mg / L nitrates, 60 mg / L calcium, 15 mg / L magnesium. , 60 mg / L sodium, 40 mg / L potassium, 10 mg / L ammonium, 15 mg / L iron and 15 mg / L oil (suspended solids 10 mg / L, pH 8.5). The specific activity was 5 • 10 -6 Ci / l for cesium-137 and 5 • 10 -6 Ci / l for strontium-90 (according to the radiation safety standards NRB-96, the permissible specific activity of DUA of radionuclides in water is 2.6 • 10 -6 Ci / l for cesium-137 and 1.2 • 10 -6 Ci / l for strontium-90).
Обезвреживание проводили путем очистки на механических и ультрафильтрах от радионуклидов, адсорбированных на взвесях и коллоидах, затем обессоливанием на обратноосмотическом фильтре и доочисткой на ионитовых фильтрах (КУ-2 в H+-форме и АВ-17 в ОН--форме) от радионуклидов, входящих в состав комплексов и солей. Ионитовые фильтры работали в безрегенерационном режиме. Обратноосмотический фильтр работал при давлении 7 МПа с концентрированием ЖРО до 50 г/л. Концентрат направляли на доупаривание в роторно-пленочный вакуумный концентратор до солесодержания 400 г/л. Конденсат от доупаривания концентрата возвращали для очистки на обратноосмотический фильтр. Доупаренный концентрат смешивали с шлакопортландцементом М-400 при раствороцементном отношении 0,7 и отверждали в течение 28 суток.Neutralization was carried out by purification on mechanical and ultrafilters of radionuclides adsorbed on suspensions and colloids, then desalination on a reverse osmosis filter and after-treatment on ion exchange filters (KU-2 in the H + form and AV-17 in the OH - form) from the radionuclides entering in the composition of complexes and salts. Ionite filters worked in a non-regenerative mode. The reverse osmosis filter was operated at a pressure of 7 MPa with LRW concentration of up to 50 g / l. The concentrate was sent for additional evaporation into a rotor-film vacuum concentrator to a salinity of 400 g / l. The condensate from the evaporation of the concentrate was returned for cleaning to a reverse osmosis filter. Duplexed concentrate was mixed with slag Portland cement M-400 at a mortar-cement ratio of 0.7 and cured for 28 days.
Удельная активность очищенной воды составляла 5•10-10 Ки/л по цезию-137 и 1,1•10-10 Ки/л по стронцию-90, т. е. ниже ДУА. Отвержденные цементные компаунды имели прочность 16-18 МПа, а выщелачиваемость цезия-137 (через 150 суток) составляла 6,5•10-4 г/см2•сут. Объем отвержденных отходов, направляемых на захоронения, составлял 0,25% от объема исходных ЖРО.The specific activity of the purified water was 5 • 10 -10 Ci / l for cesium-137 and 1.1 • 10 -10 Ci / l for strontium-90, that is, below the DEA. The cured cement compounds had a strength of 16-18 MPa, and the leachability of cesium-137 (after 150 days) was 6.5 • 10 -4 g / cm 2 • day. The volume of solidified waste sent to landfills amounted to 0.25% of the volume of the initial LRW.
Пример 2. Отличается от примера 1 тем, что доупаривание концентрата на роторно-пленочном вакуумном концентраторе проводили до солесодержания 800 г/л. В этом случае объем отходов сокращался не менее чем в 103 раз (0,1% от объема исходных ЖРО). При охлаждении такой концентрат застывал в монолит "солевой плав", не поддающийся цементированию. В то же время выщелачиваемость цезия-137 из "солевого плава" составляла около 1 г/см2•сут, что близко к полному растворению. Согласно санитарным правилам обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-85) такие отходы не могут в полном смысле считаться отвержденными и в виде "солевого плава" возможно только их временное хранение, т. к. при контакте с грунтовыми водами возможен полный выход радионуклидов в окружающую среду.Example 2. It differs from example 1 in that the evaporation of the concentrate on a rotor-film vacuum concentrator was carried out to a salinity of 800 g / L. In this case, the volume of waste was reduced by at least 10 3 times (0.1% of the volume of the initial LRW). When cooled, such a concentrate solidified in a monolith "salt melt", not amenable to cementation. At the same time, the leachability of cesium-137 from the “salt melt” was about 1 g / cm 2 • day, which is close to complete dissolution. According to the sanitary rules for the management of radioactive waste (SPORO-85), such waste cannot be completely cured and can only be temporarily stored in the form of “salt melt”, since contact with groundwater can lead to the complete release of radionuclides into the environment .
Пример 3. Отличается от примера 1 тем, что концентрат обратноосмотического фильтра солесодержанием 50 г/л направляют на цементирование без доупаривания. Параметры очищенной воды те же, что и в примере 1. Прочность цементных компаундов 12-14 МПа, а выщелачиваемость цезия-137 (через 150 сут) составляла 7,5•10-4 г/см2•сут. Объем отвержденных продуктов, направляемых на захоронение, составлял 2% от объема исходных ЖРО.Example 3. It differs from example 1 in that the reverse osmosis filter concentrate with a salinity of 50 g / l is sent for cementing without additional evaporation. The parameters of purified water are the same as in example 1. The strength of cement compounds is 12-14 MPa, and the leachability of cesium-137 (after 150 days) was 7.5 • 10 -4 g / cm 2 • day. The volume of cured products sent for disposal amounted to 2% of the volume of the initial LRW.
Следует отметить, что при отверждении доупаренных до 400 г/л концентратов природных вод шлакопортландцементом цементные компаунды сохраняют высокую прочность и низкую выщелачиваемость, хотя содержание в концентратах NaCl достигает 100 г/л, тогда как считается, что для сохранения высоких физико-химических свойств цементных компаундов содержание NaCl в отверждаемых концентратах не должно превышать 30 г/л [5]. It should be noted that during the curing of natural water concentrates added to 400 g / l with slag Portland cement, the cement compounds retain high strength and low leachability, although the content of NaCl concentrates reaches 100 g / l, while it is believed that to maintain the high physicochemical properties of cement compounds the NaCl content in the curable concentrates should not exceed 30 g / l [5].
Предлагаемый способ облегчает эксплуатацию мобильных мембранно-сорбционных установок обезвреживания маломинерализованных низкоактивных отходов, так как позволяет вести очистку на обратноосмотических фильтрах с концентрированием по солям не более 50 г/л, т.е. с давлением не более 7 МПа, с незначительным выделением солей жесткости и высокими степенями очистки. Это позволяет вести процесс без реагентных обработок (умягчения отходов, регенерации ионитовых фильтров и т.д), т.е. не увеличивать количества солей в отходах и не изменять их исходного состава. В то же время вакуумное доупаривание проводится при температуре ниже 100oС и обеспечивает получение концентратов насыщенных по солям (до 350-400 г/л) с очисткой конденсата на обратноосмотических фильтрах. Габариты и энергопотребление вакуумного концентратора делают его промышленно-применимым в полевых условиях (в мобильном варианте), а его использование позволяет при последующем включении ЖРО в шлакопортландцемент сократить объем отвержденных продуктов, подлежащих захоронению, в 7-8 раз без снижения их качества.The proposed method facilitates the operation of mobile membrane-sorption plants for the neutralization of low-mineralized low-level waste, as it allows cleaning with reverse osmosis filters with salt concentration of not more than 50 g / l, i.e. with a pressure of not more than 7 MPa, with a slight release of hardness salts and high degrees of purification. This allows the process to be carried out without reagent treatments (softening waste, regeneration of ionite filters, etc.), i.e. Do not increase the amount of salts in the waste and do not change their initial composition. At the same time, vacuum adding is carried out at a temperature below 100 o C and ensures the production of saturated salt concentrates (up to 350-400 g / l) with condensate purification on reverse osmosis filters. The dimensions and energy consumption of the vacuum concentrator make it industrially applicable in the field (in the mobile version), and its use allows the subsequent incorporation of LRW into slag Portland cement to reduce the volume of cured products to be disposed of by 7-8 times without reducing their quality.
Источники информации
1. Никифоров А.С. и др. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. М., Энергоатомиздат, 1985 г., с. 54-55.Sources of information
1. Nikiforov A.S. and other neutralization of liquid radioactive waste. M., Energoatomizdat, 1985, p. 54-55.
2. Соболев И. А. и др. Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах. М., Энергоатомиздат, 1983 г., с. 40-45. 2. Sobolev I.A. et al. Disposal of radioactive waste at centralized sites. M., Energoatomizdat, 1983, p. 40-45.
3. Епимахов В. Н. , Олейник М.С. Способ обезвреживания маломинерализованных низкоактивных отходов в полевых условиях. Патент РФ 2144708, 20.01.2000 г., Бюл. 2. 3. Epimakhov V. N., Oleinik M. S. A method of neutralizing low-mineralized low-level waste in the field. RF patent 2144708, 01.20.2000, bull. 2.
4. Никифоров А.С. и др. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. М., Энергоатомиздат, 1985 г., с. 112-115. 4. Nikiforov A.S. and other neutralization of liquid radioactive waste. M., Energoatomizdat, 1985, p. 112-115.
5. Малашек Э. Развитие методов отверждения радиоактивных концентратов. В кн. : Исследования в области обезвреживания жидких, твердых и газообразных радиоактивных отходов и дезактивации загрязненных поверхностей. Материалы IV научно-технической конференции СЭВ. М., Атомиздат, 1978, вып. 2, с. 5-21. 5. Malashek E. Development of methods for curing radioactive concentrates. In the book. : Research on the disposal of liquid, solid and gaseous radioactive waste and the decontamination of contaminated surfaces. Materials of the IV scientific and technical conference CMEA. M., Atomizdat, 1978, no. 2, p. 5-21.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2000126513A RU2195726C2 (en) | 2000-10-23 | 2000-10-23 | Method for neutralizing slightly mineralized low-activity wastes in field conditions |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2000126513A RU2195726C2 (en) | 2000-10-23 | 2000-10-23 | Method for neutralizing slightly mineralized low-activity wastes in field conditions |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2000126513A RU2000126513A (en) | 2002-09-10 |
| RU2195726C2 true RU2195726C2 (en) | 2002-12-27 |
Family
ID=20241259
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2000126513A RU2195726C2 (en) | 2000-10-23 | 2000-10-23 | Method for neutralizing slightly mineralized low-activity wastes in field conditions |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2195726C2 (en) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2391727C1 (en) * | 2008-12-08 | 2010-06-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Procedure for neutralisation of low mineralised low-activity waste under field conditions |
| RU2412494C1 (en) * | 2009-12-01 | 2011-02-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Method of decontaminating low-mineralised low-activity wastes in field conditions |
| RU2488421C1 (en) * | 2012-03-07 | 2013-07-27 | Виталий Алексеевич Узиков | Concentration of liquid solutions |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE3532390A1 (en) * | 1984-09-12 | 1986-06-19 | Carl Still Gmbh & Co Kg, 4350 Recklinghausen | Process for treating waste water arising in coking or other coal upgrading processes |
| GB2186418A (en) * | 1984-09-12 | 1987-08-12 | Magyar Asvanyolaj Es Foeldgaz | A complex preparation-process and apparatus for decreasing inactive salt content of waste solutions of nuclear power stations |
| RU2112289C1 (en) * | 1996-03-12 | 1998-05-27 | Пензин Роман Андреевич | Method for recovery of liquid radioactive wastes |
| RU2133991C1 (en) * | 1997-09-17 | 1999-07-27 | Производственное объединение "МАЯК" | Method for decontaminating liquid radioactive wastes |
| RU2144708C1 (en) * | 1998-08-11 | 2000-01-20 | Научно-исследовательский технологический институт им.А.П.Александрова | Method for decontaminating low- mineralized and low-active liquid wastes under field conditions |
-
2000
- 2000-10-23 RU RU2000126513A patent/RU2195726C2/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE3532390A1 (en) * | 1984-09-12 | 1986-06-19 | Carl Still Gmbh & Co Kg, 4350 Recklinghausen | Process for treating waste water arising in coking or other coal upgrading processes |
| GB2186418A (en) * | 1984-09-12 | 1987-08-12 | Magyar Asvanyolaj Es Foeldgaz | A complex preparation-process and apparatus for decreasing inactive salt content of waste solutions of nuclear power stations |
| RU2112289C1 (en) * | 1996-03-12 | 1998-05-27 | Пензин Роман Андреевич | Method for recovery of liquid radioactive wastes |
| RU2133991C1 (en) * | 1997-09-17 | 1999-07-27 | Производственное объединение "МАЯК" | Method for decontaminating liquid radioactive wastes |
| RU2144708C1 (en) * | 1998-08-11 | 2000-01-20 | Научно-исследовательский технологический институт им.А.П.Александрова | Method for decontaminating low- mineralized and low-active liquid wastes under field conditions |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2391727C1 (en) * | 2008-12-08 | 2010-06-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Procedure for neutralisation of low mineralised low-activity waste under field conditions |
| RU2412494C1 (en) * | 2009-12-01 | 2011-02-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Method of decontaminating low-mineralised low-activity wastes in field conditions |
| RU2488421C1 (en) * | 2012-03-07 | 2013-07-27 | Виталий Алексеевич Узиков | Concentration of liquid solutions |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Pansini | Natural zeolites as cation exchangers for environmental protection | |
| Butter et al. | The removal and recovery of cadmium from dilute aqueous solutions by biosorption and electrolysis at laboratory scale | |
| Fang et al. | Removal of High‐Concentration Sulfate Ions from the Sodium Alkali FGD Wastewater Using Ettringite Precipitation Method: Factor Assessment, Feasibility, and Prospect | |
| TW301751B (en) | ||
| GB2583276A (en) | Method and system for concentrating and solidifying nuclides in radioactive liquid waste | |
| RU2112289C1 (en) | Method for recovery of liquid radioactive wastes | |
| RU2467419C1 (en) | Method of cleaning still residues of liquid radioactive wastes from radioactive cobalt and caesium | |
| RU2144708C1 (en) | Method for decontaminating low- mineralized and low-active liquid wastes under field conditions | |
| RU2195726C2 (en) | Method for neutralizing slightly mineralized low-activity wastes in field conditions | |
| RU2118945C1 (en) | Integrated processing of liquid radioactive wastes | |
| Tucker et al. | Deactivation of hazardous chemical wastes | |
| RU2226726C2 (en) | Method for recovering liquid radioactive wastes of nuclear power plant | |
| JP7247343B2 (en) | Method for conditioning ion exchange resin and apparatus for carrying it out | |
| Epimakhov et al. | Reverse-osmosis filtration based water treatment and special water purification for nuclear power systems | |
| RU2391727C1 (en) | Procedure for neutralisation of low mineralised low-activity waste under field conditions | |
| RU2369929C1 (en) | Method of purifying liquid radioactive wastes from caesium radionuclides | |
| RU2669013C1 (en) | Method for processing low-mineralized medium- and low-active liquid radioactive wastes | |
| RU2412494C1 (en) | Method of decontaminating low-mineralised low-activity wastes in field conditions | |
| RU2817393C1 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes | |
| JP3058705B2 (en) | Radioactive waste treatment method and pretreatment equipment | |
| RU2267176C1 (en) | Method of neutralization of the low-mineralized and medium- mineralized low-active liquid wastes in the field conditions | |
| RU2817393C9 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes | |
| RU2168221C2 (en) | Method for handling coolants and technical solutions of nuclear power installations at research centers | |
| JP5072334B2 (en) | Method and apparatus for treating radioactive waste | |
| JP3058854B2 (en) | Radioactive waste treatment method |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20091024 |