RU2101072C1 - Sorption unit for cleaning liquid radioactive wastes - Google Patents
Sorption unit for cleaning liquid radioactive wastes Download PDFInfo
- Publication number
- RU2101072C1 RU2101072C1 RU97104385A RU97104385A RU2101072C1 RU 2101072 C1 RU2101072 C1 RU 2101072C1 RU 97104385 A RU97104385 A RU 97104385A RU 97104385 A RU97104385 A RU 97104385A RU 2101072 C1 RU2101072 C1 RU 2101072C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- shell
- sorption
- container
- inlet
- sorbent
- Prior art date
Links
- 238000001179 sorption measurement Methods 0.000 title claims abstract description 55
- 239000010857 liquid radioactive waste Substances 0.000 title claims description 16
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 title claims description 13
- 239000002594 sorbent Substances 0.000 claims abstract description 33
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 claims description 27
- 238000007789 sealing Methods 0.000 claims description 13
- 239000011150 reinforced concrete Substances 0.000 claims description 7
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 claims description 5
- 239000010959 steel Substances 0.000 claims description 5
- 238000010408 sweeping Methods 0.000 claims 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 3
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 3
- 238000005202 decontamination Methods 0.000 abstract description 2
- 230000003588 decontaminative effect Effects 0.000 abstract description 2
- 238000007599 discharging Methods 0.000 abstract description 2
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 abstract 1
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 29
- 238000000034 method Methods 0.000 description 7
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 7
- 229910052792 caesium Inorganic materials 0.000 description 6
- TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N caesium atom Chemical compound [Cs] TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 238000000746 purification Methods 0.000 description 6
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 5
- NINIDFKCEFEMDL-AKLPVKDBSA-N Sulfur-35 Chemical compound [35S] NINIDFKCEFEMDL-AKLPVKDBSA-N 0.000 description 3
- 238000009933 burial Methods 0.000 description 3
- HNPSIPDUKPIQMN-UHFFFAOYSA-N dioxosilane;oxo(oxoalumanyloxy)alumane Chemical compound O=[Si]=O.O=[Al]O[Al]=O HNPSIPDUKPIQMN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 3
- 238000002203 pretreatment Methods 0.000 description 3
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Chemical compound O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910021536 Zeolite Inorganic materials 0.000 description 2
- TZCXTZWJZNENPQ-UHFFFAOYSA-L barium sulfate Chemical compound [Ba+2].[O-]S([O-])(=O)=O TZCXTZWJZNENPQ-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 2
- 230000008021 deposition Effects 0.000 description 2
- 238000001914 filtration Methods 0.000 description 2
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 2
- 239000010808 liquid waste Substances 0.000 description 2
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 2
- 239000000047 product Substances 0.000 description 2
- 238000001223 reverse osmosis Methods 0.000 description 2
- 239000013535 sea water Substances 0.000 description 2
- 239000000725 suspension Substances 0.000 description 2
- 239000010457 zeolite Substances 0.000 description 2
- BVKZGUZCCUSVTD-UHFFFAOYSA-M Bicarbonate Chemical class OC([O-])=O BVKZGUZCCUSVTD-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 1
- CPELXLSAUQHCOX-UHFFFAOYSA-M Bromide Chemical compound [Br-] CPELXLSAUQHCOX-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 1
- OYPRJOBELJOOCE-UHFFFAOYSA-N Calcium Chemical compound [Ca] OYPRJOBELJOOCE-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-M Chloride anion Chemical compound [Cl-] VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 1
- ZGTMUACCHSMWAC-UHFFFAOYSA-L EDTA disodium salt (anhydrous) Chemical compound [Na+].[Na+].OC(=O)CN(CC([O-])=O)CCN(CC(O)=O)CC([O-])=O ZGTMUACCHSMWAC-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 1
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 description 1
- FYYHWMGAXLPEAU-UHFFFAOYSA-N Magnesium Chemical compound [Mg] FYYHWMGAXLPEAU-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910019142 PO4 Inorganic materials 0.000 description 1
- ZLMJMSJWJFRBEC-UHFFFAOYSA-N Potassium Chemical compound [K] ZLMJMSJWJFRBEC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000006004 Quartz sand Substances 0.000 description 1
- VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N Silicium dioxide Chemical compound O=[Si]=O VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- NINIDFKCEFEMDL-UHFFFAOYSA-N Sulfur Chemical compound [S] NINIDFKCEFEMDL-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- JYIBXUUINYLWLR-UHFFFAOYSA-N aluminum;calcium;potassium;silicon;sodium;trihydrate Chemical class O.O.O.[Na].[Al].[Si].[K].[Ca] JYIBXUUINYLWLR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000011575 calcium Substances 0.000 description 1
- 229910052791 calcium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052799 carbon Inorganic materials 0.000 description 1
- 231100000481 chemical toxicant Toxicity 0.000 description 1
- 238000005056 compaction Methods 0.000 description 1
- 239000002131 composite material Substances 0.000 description 1
- 230000003750 conditioning effect Effects 0.000 description 1
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 1
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 1
- 238000010908 decantation Methods 0.000 description 1
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 230000007613 environmental effect Effects 0.000 description 1
- 239000012527 feed solution Substances 0.000 description 1
- 239000000706 filtrate Substances 0.000 description 1
- 238000007667 floating Methods 0.000 description 1
- 231100001261 hazardous Toxicity 0.000 description 1
- 230000003301 hydrolyzing effect Effects 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 150000002500 ions Chemical class 0.000 description 1
- 239000011777 magnesium Substances 0.000 description 1
- 229910052749 magnesium Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000001471 micro-filtration Methods 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000003209 petroleum derivative Substances 0.000 description 1
- 235000021317 phosphate Nutrition 0.000 description 1
- 150000003013 phosphoric acid derivatives Chemical class 0.000 description 1
- 239000011148 porous material Substances 0.000 description 1
- 239000011591 potassium Substances 0.000 description 1
- 229910052700 potassium Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000010926 purge Methods 0.000 description 1
- 239000008213 purified water Substances 0.000 description 1
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 description 1
- 239000012266 salt solution Substances 0.000 description 1
- 238000004062 sedimentation Methods 0.000 description 1
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 1
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 239000011550 stock solution Substances 0.000 description 1
- 239000011593 sulfur Substances 0.000 description 1
- 229910052717 sulfur Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000003467 sulfuric acid derivatives Chemical class 0.000 description 1
- 239000003440 toxic substance Substances 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
Images
Landscapes
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к химической технологии, конкретно к атомной экологии и может быть использовано при переработке жидких радиоактивных отходов (ЖРО), образующихся при эксплуатации различных атомно-энергетических установок (АЭУ) на АЭС, транспортных средствах (атомных ледоколах, подводных лодках (АПЛ), плавучих АЭС). The invention relates to chemical technology, specifically to atomic ecology and can be used in the processing of liquid radioactive waste (LRW) generated during the operation of various nuclear power plants (AEU) at nuclear power plants, vehicles (nuclear icebreakers, submarines, nuclear submarines), floating NUCLEAR PLANT).
В процессе ядерно-энергетического цикла образуются различные типы ЖРО, которые затем необходимо перерабатывать с целью их последующей утилизации в компактном твердом виде. Как правило, процесс переработки ЖРО должен включать в себя их очистку до суммарного содержания β-активных радионуклидов меньше 10-10 Кu/л. Такие показатели могут быть достигнуты только при использовании сорбционных процессов на стадиях предварительной очистки исходных растворов и финишной доочистки обессоленных растворов до допустимых сбросных норм. Поэтому во всех схемах переработки одним из важных узлов является сорбционный блок.In the process of the nuclear energy cycle, various types of LRW are formed, which then need to be processed for their subsequent disposal in compact solid form. As a rule, the LRW reprocessing process should include their purification to a total content of β-active radionuclides of less than 10 -10 Ku / l. Such indicators can only be achieved by using sorption processes at the stages of preliminary purification of the initial solutions and the final post-treatment of the desalted solutions to the permissible discharge norms. Therefore, in all processing schemes, one of the important nodes is the sorption block.
Известен сорбционный блок, представляющий собой герметичную сорбционную обечайку, заполненную сорбентом и снабженную верхними и нижними распределительными устройствами и патрубками для подвода и отвода жидкости [2]
Недостатком этого блока является необходимость гидровыгрузки сорбентов, что влечет за собой появление дополнительного количества ЖРО.Known sorption block, which is a sealed sorption shell filled with sorbent and equipped with upper and lower distribution devices and nozzles for supplying and discharging liquid [2]
The disadvantage of this unit is the need for hydraulic discharge of sorbents, which entails the appearance of an additional amount of LRW.
Наиболее близким к описываемому является сорбционный блок для очистки жидких радиоактивных отходов, содержащий внешний защитный контейнер и внутреннюю сменную цилиндрическую обечайку с загруженным сорбентом, снабженную подводящими и отводящими патрубками, разъемными уплотнительными узлами, верхним и нижним распределительным устройствами и верхним захватным устройством для смены обечайки [3]
Данный блок используют для очистки кубовых остатков на АЭС, содержащих радионуклиды. Его загружают селективным к удаляемым радионуклидам сорбентом. Он содержит открытый сверху внешний защитный контейнер с подводящим патрубком для ввода охлаждающей воды, подлежащей фильтрации, и отводящим патрубком для вывода очищенной воды. Открытый верх контейнера закрыт крышкой. В контейнере установлен фильтрующий патрон, который в верхней части плотно контактирует с углубленным выступом контейнера. В результате фильтрующий патрон располагается в последнем в свободно подвешенном состоянии. Патрон делит полость контейнера на две камеры, сообщающиеся соответственно с подводящим и отводящим патрубками. При отработке сорбента производят замену сорбционной обечайки и на ее место ставят новую, а отработанный сорбент вместе с обечайкой захоранивают в специальном контейнере [3]
Недостатком данного сорбционного блока является то, что при осуществлении очистки радиоактивных жидких отходов внешняя часть фильтрующего патрона подвергается загрязнению, в связи с чем перед окончательным захоронением фильтрующий патрон нуждается в поверхностной дезактивации. Эта дополнительная операция значительно усложняет процесс очистки радиоактивных жидких отходов. Помимо этого предложенная в известном устройстве кольцевая система уплотнения фильтрующего патрона в защитном контейнере предполагает предельно точную центровку фильтрующего патрона внутри контейнера, что также усложняет реализацию способа с использованием известного устройства.Closest to the described is a sorption unit for cleaning liquid radioactive waste, containing an external protective container and an internal removable cylindrical shell with a loaded sorbent, equipped with inlet and outlet pipes, detachable sealing units, upper and lower distribution devices and an upper gripping device for changing the shell [3 ]
This unit is used to clean bottoms at nuclear power plants containing radionuclides. It is loaded with a sorbent selective for radionuclides to be removed. It contains an external protective container open from above with an inlet pipe for introducing cooling water to be filtered, and a discharge pipe for outputting purified water. The open top of the container is covered with a lid. A filter cartridge is installed in the container, which in the upper part is in close contact with the recessed protrusion of the container. As a result, the filter cartridge is located in the latter in a freely suspended state. The cartridge divides the cavity of the container into two chambers, communicating respectively with the inlet and outlet pipes. When working out the sorbent, the sorption shell is replaced and a new one is put in its place, and the spent sorbent together with the shell are stored in a special container [3]
The disadvantage of this sorption unit is that during the cleaning of radioactive liquid waste, the outer part of the filter cartridge is contaminated, and therefore, before the final disposal, the filter cartridge needs surface decontamination. This additional operation greatly complicates the process of cleaning radioactive liquid waste. In addition, the annular sealing system of the filter cartridge in the protective container proposed in the known device assumes extremely accurate alignment of the filter cartridge inside the container, which also complicates the implementation of the method using the known device.
Задачей изобретения является разработка устройства, позволяющего повысить экологическую и радиационную безопасность процесса эксплуатации сорбционного блока для очистки ЖРО, а также значительно упростить режим очистки радиоактивных жидкостей. The objective of the invention is to develop a device to improve the environmental and radiation safety of the operation of the sorption unit for the treatment of LRW, as well as significantly simplify the treatment of radioactive liquids.
Поставленная задача достигается описываемым сорбционным блоком для очистки жидких радиоактивных отходов, содержащим внешний защитный контейнер, выполненный в виде стального или железобетонного модуля с отверстиями, в которых расположены одна или несколько цилиндрических обечаек, предпочтительно в количестве 1-8 штук, и снабженный верхней съемной крышкой и на одном уровне расположенными подводящими и отводящими патрубками, и внутреннею сменную цилиндрическую обечайку с загруженным сорбентом, снабженную центральной трубой для ввода или вывода раствора, и подводящими и отводящими патрубками, расположенными на одном уровне, причем эти патрубки соединяются с аналогичными патрубками защитного контейнера с помощью разъемного уплотнительного узла, снабженного прокладками, таким образом, что сорбционная обечайка установлена в подвешенном состоянии на отводящем и подводящем патрубках, расположенных в защитном контейнере. The problem is achieved by the described sorption unit for cleaning liquid radioactive waste, containing an external protective container made in the form of a steel or reinforced concrete module with holes in which one or more cylindrical shells are located, preferably in an amount of 1-8 pieces, and equipped with a removable top cover and at the same level, located inlet and outlet pipes, and an internal removable cylindrical shell with a loaded sorbent, equipped with a central pipe for input and whether there is a solution outlet, and inlet and outlet nozzles located at the same level, and these nozzles are connected to similar nozzles of the protective container by means of a detachable sealing assembly provided with gaskets, so that the sorption shell is mounted in suspension on the outlet and inlet nozzles located in a protective container.
Отличительным признаком сорбционного блока для очистки жидких радиоактивных отходов является то, что внешний защитный контейнер снабжен на одном уровне расположенными подводящими и отводящими патрубками, а сменная цилиндрическая обечайка снабжена центральной трубой для ввода или вывода раствора, а ее подводящие и отводящие патрубки расположены на одном уровне, причем эти патрубки соединяются с аналогичными патрубками защитного контейнера с помощью разъемного уплотнительного узла, снабженного прокладками, таким образом, что сорбционная обечайка установлена в подвешенном состоянии на отводящем и подводящем патрубках, расположенных в защитном контейнере. A distinctive feature of the sorption unit for cleaning liquid radioactive waste is that the external protective container is provided at the same level with the inlet and outlet pipes, and the replaceable cylindrical shell is equipped with a central pipe for solution inlet or outlet, and its inlet and outlet pipes are located at the same level. moreover, these nozzles are connected to similar nozzles of the protective container using a detachable sealing unit provided with gaskets, so that sorption This shell is mounted in suspension on the outlet and inlet pipes located in a protective container.
Конструкция заявленного устройства предполагает, что внешний защитный контейнер может быть выполнен в виде стального или железобетонного модуля с отверстиями, в которых расположены одна или несколько цилиндрических обечаек, предпочтительно в количестве 1-8 штук, причем над каждой обечайкой установлена верхняя съемная крышка, снабженная прижимными болтами. The design of the claimed device suggests that the external protective container can be made in the form of a steel or reinforced concrete module with holes in which one or more cylindrical shells are located, preferably in an amount of 1-8 pieces, with a removable top cover provided with clamping bolts above each shell .
Компоновка сорбционного блока изображена на фиг. 1. На фиг. 1 изображены также баки для исходного и очищенного раствора, являющиеся дополнительной биологической защитой блока. Сорбционный блок состоит из следующих основных частей: 1 защитны цилиндрический контейнер, 2а сорбционные колонны доочистки, 2в сорбционные колонны предочистки, 3 подводящие и отводящие патрубки контейнера. Функциональное устройство блока, которое показывает схему крепления одной сорбционной обечайки в блоке, изображено на фиг. 2, где 1 - защитный цилиндрический контейнер, 2 сорбционные колонны, 3 подводящие и отводящие патрубки контейнера, 4 подводящие и отводящие патрубки обечайки, 5 съемная защитная крышка контейнера, 6 верхнее и нижнее распределительные устройства, 7 центральная труба, 8 разъемный уплотнительный узел, снабженный прокладками. Сорбционный блок дополнительно имеет внешние прижимные болты 9, установленные в съемной крышке контейнера, которые служат для обеспечения более надежного уплотнения прокладок в узле 8. The layout of the sorption block is shown in FIG. 1. In FIG. 1 also shows tanks for the initial and purified solution, which are additional biological protection of the block. The sorption block consists of the following main parts: 1 protective cylindrical container, 2a sorption post-treatment columns, 2c sorption pre-treatment columns, 3 inlet and outlet pipes of the container. The functional unit of the block, which shows the attachment scheme of one sorption shell in the block, is shown in FIG. 2, where 1 is a protective cylindrical container, 2 sorption columns, 3 inlet and outlet branch pipes of the container, 4 inlet and outlet branch pipes of the shell, 5 removable protective cover of the container, 6 upper and lower distribution devices, 7 central pipe, 8 detachable sealing assembly provided gaskets. The sorption unit additionally has external clamping bolts 9 installed in a removable container lid, which serve to provide more reliable sealing of the gaskets in the node 8.
Данный сорбционный блок функционирует следующим образом. Исходный раствор поступает в предварительно собранный сорбционный блок, в котором, как правило, находятся несколько сорбционных обечаек, через подводящий патрубок защитного контейнера 3а и уплотнительный узел 8, в подводящий патрубок обечайки 4а и затем попадает на верхнее распределительное устройство обечайки 6а. С помощью этого устройства исходный раствор равномерно распределяется по всей ширине колонки и фильтруется сверху вниз через слой сорбента, расположенного в сорбционной обечайке 2. Отфильтрованный и очищенный от радионуклидов цезия раствор собирается с помощью нижнего распределительного устройства 6в и через центральную трубу 7 подается в обратном порядке сначала через отводящий патрубок обечайки 4в, затем через уплотнительный узел 8, в выходной отводящий патрубок защитного контейнера 3в. Очищенные таким образом растворы могут поступать как на следующую сорбционную обечайку, находящуюся в этом же блоке, так и в промежуточную емкость, оттуда насосами их подают на следующие стадии очистки. This sorption block operates as follows. The initial solution enters the pre-assembled sorption block, in which, as a rule, several sorption shells are located, through the inlet pipe of the protective container 3a and the sealing assembly 8, into the inlet pipe of the shell 4a and then enters the upper distribution device of the shell 6a. Using this device, the initial solution is uniformly distributed over the entire width of the column and is filtered from top to bottom through a layer of sorbent located in the
В случае необходимости данный сорбционный блок может функционировать в режиме фильтрации снизу вверх. В этом случае после прохождения через подводящий патрубок обечайки 4а растворы через центральную трубу 7 поступают на нижнее распределительное устройство 6в и затем снизу вверх фильтруются через слой сорбента. Затем через разъемный уплотнительный узел 8 растворы поступают в выходной отводящий патрубок защитного контейнера 3в. If necessary, this sorption unit can operate in a filtering mode from the bottom up. In this case, after passing through the inlet pipe of the shell 4a, the solutions through the central pipe 7 enter the lower switchgear 6b and are then filtered from the bottom up through the sorbent layer. Then, through the split sealing assembly 8, the solutions enter the outlet outlet pipe of the protective container 3c.
После выработки ресурса сорбента производят его дистанционную замену вместе с сорбционной обечайкой с помощью специального захватного устройства с следующей последовательности. Прекращают подачу исходного раствора, затем проводят осушение сорбента непосредственно в сорбционной обечайке путем ее подключения к вакуумнасосу или продувки горячим азотом. Затем с помощью ручного приспособления снимают верхнюю защитную крышку с контейнера, с помощью специального механического приспособления, снабженного механизмом дистанционного захвата с фиксатором, втягивают обечайку вместе с активным сорбентом внутрь защитного транспортируемого контейнера и транспортируют на захоронение в специальный железобетонный защитный контейнер. After the exhaustion of the resource of the sorbent, its remote replacement is carried out together with the sorption shell using a special gripping device with the following sequence. The feed solution is stopped, then the sorbent is drained directly in the sorption shell by connecting it to a vacuum pump or purging it with hot nitrogen. Then, with the help of a manual device, the upper protective cover is removed from the container, using a special mechanical device equipped with a remote locking mechanism with a lock, the shell along with the active sorbent is pulled into the transportable protective container and transported for burial to a special reinforced concrete protective container.
На освободившееся место с помощью разъемного уплотнительного узла ставят новую сорбционную обечайку со свежим сорбентом. Таким образом, после установки сорбционная обечайка находится внутри защитного контейнера в подвешенном состоянии за счет присоединения к патрубкам контейнера, являющихся одновременно и точками опоры. За счет этого и под действием собственного веса происходит надежное уплотнение всей системы, препятствующее протеканию радиоактивного раствора. With the help of a detachable sealing assembly, a new sorption shell with a fresh sorbent is put on the vacated space. Thus, after installation, the sorption shell is suspended inside the protective container due to the connection to the container nozzles, which are simultaneously the fulcrum. Due to this, and under the influence of its own weight, a reliable compaction of the entire system occurs, which prevents the flow of the radioactive solution.
Такое устройство сорбционного блока позволяет обеспечить требуемые нормами радиационной безопасности (СПОРО-85) условия работы обслуживающего персонала с отработанным сорбентом, исключив радиационноопасные операции по его перегрузке и обеспечив возможность его компактного и безопасного захоронения. Such a device of the sorption block makes it possible to provide the operating conditions of the operating personnel with the spent sorbent required by the radiation safety standards (SPORO-85), eliminating radiation hazardous operations for its overload and ensuring the possibility of its compact and safe disposal.
Пример 1. проводят комплексную очистку жидких радиоактивных отходов следующего состава: общее солесодержание 2 г/л; взвеси 100 мг/л; нефтепродукты 10 мг/л; жесткость 35 мг/л; Cl 0,8 г/л; ПАВ-6 мг/л; трилон "Б" 14 мг/л; рН 8,5; Sr 2,1х10-6 Ku/л; Cs(134+137)1х10-5 Ku/л, остальные радионуклиды 2,5х10-6 Ku/л.Example 1. conduct a comprehensive cleaning of liquid radioactive waste of the following composition: total salinity of 2 g / l; suspend 100 mg / l; petroleum products 10 mg / l; hardness 35 mg / l; Cl 0.8 g / l; Surfactant-6 mg / l; Trilon B, 14 mg / L; pH 8.5; Sr 2.1x10 -6 Ku / l; Cs (134 + 137) 1x10 -5 Ku / l, the remaining radionuclides 2.5x10 -6 Ku / l.
Очистку ведут в следующей последовательности. Cleaning is carried out in the following sequence.
На первой стадии исходный раствор направляют на стадии предочистки (для удаления механических примесей и нефтепродуктов). Эти операции проводят путем его пропускания через фильтр механической очистки, загруженный кварцевым песком или модифицированным клиноптилолитным сорбентом марки "СЕЛЕКС-КМ", и сорбционный фильтр, загруженный сорбентом для удаления нефтепродуктов - "ПОРОЛАС-ТМ". Эти фильтры помещены в общий сорбционный блок, изображенный на фиг. 1. Данный блок представляет собой прямоугольный железобетонный контейнер, во внутренней части которого находятся восемь цилиндрических отверстий для установки сорбционных обечаек. Сверху блок имеет восемь съемных крышек для обеспечения радиационной безопасности. На одной из внешних панелей блока выведены в общий регулирующий узел все подводящие и отводящие патрубки, снабженные регулирующими устройствами. В верхних частях цилиндрических отверстий блока расположены подводящий и отводящий патрубки защитного контейнера, на которых с помощью уплотнительного узла подвешиваются сорбционные обечайки. После стадий предочистки ЖРО со скоростью 10 К.О./ч (объемов раствора, равных объему сорбентов) пропускают через композиционный ферроцианидный сорбент на основе ферроцианида переходного металла (КФС) марки НЖА, который также помещен в сорбционный блок. Затем очищенный от радионуклидов цезия раствор пропускают через обечайку, заполненную синтетическим цеолитом типа "А" марки ЦМП, находящуюся в том же сорбционном блоке. Затем растворы направляют в обратноосмотический блок, снабженный двумя рулонными обратноосмотическими элементами SWHR 30-8040 и патронными фильтрами 20 и 5 мкм. Фильтрацию ведут при рабочем давлении до 5,9 МПа путем последовательного пропускания ЖРО через два элемента. Этот блок представляет собой независимое устройство, соединенное линиями входа и выхода растворов с сорбционным блоком. Он служит для обессоливания ЖРО и их очистки от гидролизных форм радионуклидов, плохо поглощающихся неорганическими сорбентами. In the first stage, the initial solution is sent to the pre-treatment stage (to remove mechanical impurities and oil products). These operations are carried out by passing it through a mechanical cleaning filter loaded with quartz sand or a modified clinoptilolite sorbent of the SELEKS-KM brand and a sorption filter loaded with a sorbent for removing oil products - POROLAS-TM. These filters are placed in a common sorption unit shown in FIG. 1. This block is a rectangular reinforced concrete container, in the inner part of which there are eight cylindrical holes for installing sorption shells. On top of the unit has eight removable covers to ensure radiation safety. On one of the external panels of the unit, all inlet and outlet pipes equipped with control devices are displayed in a common control unit. In the upper parts of the cylindrical openings of the block are the inlet and outlet pipes of the protective container, on which sorption shells are suspended using a sealing assembly. After the stages of pretreatment of LRW at a rate of 10 K.O. / h (solution volumes equal to the volume of sorbents), they are passed through a composite ferrocyanide sorbent based on transition metal ferrocyanide (CFS) of the NZhA brand, which is also placed in the sorption block. Then the solution purified from cesium radionuclides is passed through a shell filled with synthetic zeolite type “A” of the TsMP brand, located in the same sorption block. Then the solutions are sent to a reverse osmosis unit equipped with two roll reverse osmosis elements SWHR 30-8040 and cartridge filters of 20 and 5 microns. Filtration is carried out at a working pressure of up to 5.9 MPa by successively passing LRW through two elements. This block is an independent device connected by the lines of input and output of solutions with a sorption block. It serves to desalinate LRW and their purification from hydrolytic forms of radionuclides poorly absorbed by inorganic sorbents.
Обессоленные до солесодержания < 10 мг/л растворы опять подают на сорбционный блок для доочистки путем их пропускания через обечайки, заполненные синтетическим цеолитом типа "А" марки ЦМП и модифицированным цеолитом моноклинной структуры марки "СЕЛЕКС-КМ". Обечайки с сорбентами в защитном контейнере расположены таким образом, что менее "активные" сорбенты в его наружной части служат радиационной защитой для более "активных", расположенных в его внутренней части. Затем растворы направляют на финишное кондиционирование и доочистку, которые проводят путем их пропускания через фильтры с активным углем и микрофильтрационными элементами с размером пор 5-10 мкм. Эти операции необходимы для получения растворов, удовлетворяющих сбросным нормам по всем токсичным химическим примесям. Таким образом, в сорбционном блоке, состоящем из 8 сорбционных обечаек, происходит очистка от радионуклидов и вредных химических примесей. The solutions desalted to salinity <10 mg / L are again fed to the sorption block for tertiary treatment by passing them through shells filled with synthetic zeolite type “A” of the TsMP grade and modified zeolite of the monoclinic structure of the brand “SELEX-KM”. Shells with sorbents in a protective container are arranged in such a way that less "active" sorbents in its outer part serve as radiation protection for more "active" ones located in its inner part. Then the solutions are sent to final conditioning and post-treatment, which is carried out by passing them through active carbon filters and microfiltration elements with a pore size of 5-10 microns. These operations are necessary to obtain solutions that satisfy the waste standards for all toxic chemical impurities. Thus, in the sorption block, consisting of 8 sorption shells, there is a purification from radionuclides and harmful chemical impurities.
В очищенном на конечной стадии растворе содержание b-активных радионуклидов составляет < 10-10 Ku/л, что соответствует сбросным нормам по НРБ-96.In the solution purified at the final stage, the content of b-active radionuclides is <10 -10 Ku / l, which corresponds to the discharge standards according to NRB-96.
Отработанные сорбенты с блоков сорбционной предочистки и доочистки после достижения ими удельной активности 10-(2-4) Ku/кг подвергают захоронению в специальном железобетонном контейнере. Захоронение ведут без выгрузки сорбентов после их осушки путем замены самой сорбционной обечайки с помощью вышеописанных специальных приспособлений. Затем на освободившееся место ставят новую сорбционную обечайку со свежим сорбентом.The spent sorbents from the sorption pre-treatment and post-treatment units after they reach a specific activity of 10 - (2-4) Ku / kg are subjected to burial in a special reinforced concrete container. Burial is carried out without unloading the sorbents after they are dried by replacing the sorption shell itself using the above-described special devices. Then, a new sorption shell with a fresh sorbent is put on the vacated space.
Пример 2. Проводят очистку солевых растворов типа морской воды с солесодержанием 20 г/л и содержанием ионов, хлориды 55; сульфаты 7,7; бикарбонаты 0,4; фосфаты 0,07; бром-ион 0,02; натрий 30,6; магний 3,7; кальций 1,2; калий 1,1. В растворе содержится изотоп серы-35 в количестве 9х10-7 Ku/л. Очистку проводят двухступенчатым сорбционноосадительным методом с удалением на первой стадии радионуклидов цезия путем пропускания исходных растворов через сорбционный блок, включающий в себя одну сорбционную обечайку с ферроцианидным сорбентом марки МЖА-М. Операции по очистке растворов проводят в следующей последовательности.Example 2. Purify salt solutions such as sea water with a salinity of 20 g / l and the content of ions, chloride 55; sulfates 7.7; 0.4 bicarbonates; phosphates 0.07; bromine ion 0.02; sodium 30.6; magnesium 3.7; calcium 1.2; potassium 1.1. The solution contains the sulfur isotope-35 in the amount of 9x10 -7 Ku / l. Cleaning is carried out by a two-stage sorption-precipitation method with the removal of cesium radionuclides in the first stage by passing the initial solutions through a sorption block, which includes one sorption shell with a ferrocyanide sorbent of the MZHA-M brand. Solutions cleaning operations are carried out in the following sequence.
Исходные растворы морской воды, содержащей следовые количества радионуклидов цезия и серу-35, пропускают через сорбционный блок, изображенный на фиг. 2. В данном варианте сорбционный блок состоит из одной обечайки и выполнен в виде стального цилиндрического защитного контейнера. Так как прогнозируемая степень насыщения сорбента радионуклидом цезия будет невелика (не более 10-4 Ku/кг), то и защитный контейнер может быть выполнен из обычной стали. Через сорбционный блок пропускают растворы со скоростью 10-20 К.О./ч (объемов раствора, равных объему сорбента). В таком режиме через один объем сорбента пропускают 50 тыс. К.О. раствора. Степень очистки исходного раствора от радионуклидов цезия составляет при этом 99% Затем фильтраты поступают в емкости для осаждения, в которых проводят операции по удалению серы-35 путем ее осаждения в виде сульфата бария. После операций осаждения, отстаивания и декантации содержание радионуклидов серы-35 в растворе снижается в 70 раз и полностью соответствует допустимым нормам в соответствии со СПОРО-85 и НРБ-96 для сброса в открытые водоемы.Stock solutions of seawater containing trace amounts of cesium and sulfur-35 radionuclides are passed through the sorption unit shown in FIG. 2. In this embodiment, the sorption block consists of one shell and is made in the form of a steel cylindrical protective container. Since the predicted degree of saturation of the sorbent with cesium radionuclide will be small (not more than 10 -4 Ku / kg), the protective container can also be made of ordinary steel. Solutions are passed through the sorption block at a rate of 10-20 K.O./h (solution volumes equal to the volume of the sorbent). In this mode, 50 thousand K.O. are passed through one volume of sorbent. solution. In this case, the degree of purification of the initial solution from cesium radionuclides is 99%. Then, the filtrates enter the deposition tanks, in which operations are carried out to remove sulfur-35 by its deposition in the form of barium sulfate. After precipitation, sedimentation and decantation, the content of sulfur-35 radionuclides in the solution decreases by 70 times and fully complies with the permissible standards in accordance with SPORO-85 and NRB-96 for discharge into open water bodies.
Отработанные сорбент МЖА-М с блока сорбционной предочистки после достижения им удельной активности 10-4 Ku/кг подвергают захоронению в специальном железобетонном контейнере, а на его место ставят новую обечайку с сорбентом как это описано в примере 1.The spent sorbent MZHA-M from the sorption pretreatment unit, after it reaches a specific activity of 10 -4 Ku / kg, is buried in a special reinforced concrete container, and a new shell with the sorbent is put in its place as described in Example 1.
Таким образом, предложенное устройство сорбционного блока позволяет проводить операции по перегрузке сорбентов без использования ручного труда, что повышает радиационную безопасность всего комплекса операций по переработке ЖРО. Кроме того, разработанная конструкция позволяет использовать данное устройство не только в стационарном, береговом варианте, но и при установке на плавсредстве. Небольшие отклонения от вертикальной оси за счет особенностей конструкции не повлияют на положение сорбционной обечайки и, тем самым, на эффективность проведения самого сорбционного процесса. Thus, the proposed device of the sorption block allows operations to reload sorbents without the use of manual labor, which increases the radiation safety of the entire complex of operations for the processing of LRW. In addition, the developed design allows the use of this device not only in a stationary, coastal version, but also when installed on a boat. Small deviations from the vertical axis due to the design features will not affect the position of the sorption shell and, thus, the efficiency of the sorption process itself.
Л И Т Е Р А Т У Р А
1. Нормы радиационной безопасности НРБ-96. М. Энергоиздат 1996, с. 17-35. 2. Кузнецов Ю.В. Щебетковский В.Н. А.Г.Трусов. Основы очистки воды от радиоактивных загрязнений. М. Атомиздат, 1974, с. 17-126.L AND T E R A T U R A
1. Norms of radiation safety NRB-96. M. Energy Publishing 1996, p. 17-35. 2. Kuznetsov Yu.V. Shchebetkovsky V.N. A.G. Trusov. Basics of water purification from radioactive contamination. M. Atomizdat, 1974, p. 17-126.
3. Патент США N 4280906, кл. D 01 В 27/02, 1981. 3. US patent N 4280906, CL. D 01 B 27/02, 1981.
Claims (3)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU97104385A RU2101072C1 (en) | 1997-03-27 | 1997-03-27 | Sorption unit for cleaning liquid radioactive wastes |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU97104385A RU2101072C1 (en) | 1997-03-27 | 1997-03-27 | Sorption unit for cleaning liquid radioactive wastes |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2101072C1 true RU2101072C1 (en) | 1998-01-10 |
| RU97104385A RU97104385A (en) | 1998-05-27 |
Family
ID=20191013
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU97104385A RU2101072C1 (en) | 1997-03-27 | 1997-03-27 | Sorption unit for cleaning liquid radioactive wastes |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2101072C1 (en) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2003046450A1 (en) * | 2001-11-28 | 2003-06-05 | Obschestvo S Ogranichennoi Otvestvennostju 'akela-N' | Adsorber |
| CN104108768A (en) * | 2014-08-04 | 2014-10-22 | 中国原子能科学研究院 | Radioactive shield mixed ion exchanger |
| RU2610830C1 (en) * | 2015-09-25 | 2017-02-16 | Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственное предприятие "Эксорб" | Device for extracting radionuclides from aqueous solutions |
| RU194757U1 (en) * | 2018-12-29 | 2019-12-23 | федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ" (НИЯУ МИФИ) | FILTER-SORBER DEVICE FOR CLEANING WATER MEDIA FROM CESIUM RADIONUCLIDES, STRONTIUM |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4280906A (en) * | 1979-11-21 | 1981-07-28 | Ab Asea-Atom | Filter for separating solid contaminants from a fluid, especially solid contaminants in a reactor cooling water used in nuclear reactor plants |
-
1997
- 1997-03-27 RU RU97104385A patent/RU2101072C1/en active
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4280906A (en) * | 1979-11-21 | 1981-07-28 | Ab Asea-Atom | Filter for separating solid contaminants from a fluid, especially solid contaminants in a reactor cooling water used in nuclear reactor plants |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2003046450A1 (en) * | 2001-11-28 | 2003-06-05 | Obschestvo S Ogranichennoi Otvestvennostju 'akela-N' | Adsorber |
| CN104108768A (en) * | 2014-08-04 | 2014-10-22 | 中国原子能科学研究院 | Radioactive shield mixed ion exchanger |
| RU2610830C1 (en) * | 2015-09-25 | 2017-02-16 | Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственное предприятие "Эксорб" | Device for extracting radionuclides from aqueous solutions |
| RU194757U1 (en) * | 2018-12-29 | 2019-12-23 | федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ" (НИЯУ МИФИ) | FILTER-SORBER DEVICE FOR CLEANING WATER MEDIA FROM CESIUM RADIONUCLIDES, STRONTIUM |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5366634A (en) | Waste treatment process for removal of contaminants from aqueous, mixed-waste solutions using sequential chemical treatment and crossflow microfiltration, followed by dewatering | |
| CA1062648A (en) | Liquid waste processing system | |
| KR102058277B1 (en) | Liquid radioactive waste treatment and recovery method thereof | |
| 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 | |
| JP2016001115A (en) | Organic-based radioactive waste treatment system and organic-based radioactive waste treatment method | |
| RU2101072C1 (en) | Sorption unit for cleaning liquid radioactive wastes | |
| RU2101235C1 (en) | Method and installation for system reprocessing of liquid radioactive wastes | |
| CN110349689A (en) | Nuclear power station Spent Radioactive liquid processing device | |
| RU2118945C1 (en) | Integrated processing of liquid radioactive wastes | |
| CN210777869U (en) | Contain salt radioactive wastewater treatment system | |
| RU97104384A (en) | METHOD FOR COMPLEX PROCESSING OF LIQUID RADIOACTIVE WASTE AND INSTALLATION FOR ITS IMPLEMENTATION | |
| KR102624080B1 (en) | Mobile radioactive contaminated water treatment system for simultaneous removal of high-concentration multi-nuclide | |
| Epimakhov et al. | Reverse-osmosis filtration based water treatment and special water purification for nuclear power systems | |
| RU2369929C1 (en) | Method of purifying liquid radioactive wastes from caesium radionuclides | |
| RU2172032C1 (en) | Method for cleaning low-activity liquid radioactive wastes from radionuclides | |
| RU194177U9 (en) | Filter container for cleaning solutions from radionuclides | |
| RU2675251C1 (en) | Method for processing liquid radioactive wastes | |
| JP2016065787A (en) | Contaminated water treatment method and contaminated water treatment system | |
| RU2769953C1 (en) | Method for sequential deactivation of radioactive solutions | |
| SU1745289A1 (en) | Filter-modulus for cleaning water in emergency situations | |
| RU2221292C2 (en) | Method for recovering low- and medium-demineralized low-active liquid wastes | |
| RU2817393C9 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes | |
| RU2817393C1 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes | |
| RU147659U1 (en) | INSTALLATION OF LIQUID RADIOACTIVE WASTE CLEANING |