RU2267176C1 - Method of neutralization of the low-mineralized and medium- mineralized low-active liquid wastes in the field conditions - Google Patents
Method of neutralization of the low-mineralized and medium- mineralized low-active liquid wastes in the field conditions Download PDFInfo
- Publication number
- RU2267176C1 RU2267176C1 RU2004113700/06A RU2004113700A RU2267176C1 RU 2267176 C1 RU2267176 C1 RU 2267176C1 RU 2004113700/06 A RU2004113700/06 A RU 2004113700/06A RU 2004113700 A RU2004113700 A RU 2004113700A RU 2267176 C1 RU2267176 C1 RU 2267176C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- ion
- low
- wastes
- mineralized
- exchange
- Prior art date
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 17
- 239000010808 liquid waste Substances 0.000 title claims abstract description 9
- 238000006386 neutralization reaction Methods 0.000 title claims abstract description 9
- 238000005342 ion exchange Methods 0.000 claims abstract description 20
- 239000003456 ion exchange resin Substances 0.000 claims abstract description 17
- 229920003303 ion-exchange polymer Polymers 0.000 claims abstract description 17
- 238000011045 prefiltration Methods 0.000 claims abstract description 13
- 239000002699 waste material Substances 0.000 claims abstract description 13
- 238000010612 desalination reaction Methods 0.000 claims abstract description 11
- 239000011347 resin Substances 0.000 claims abstract description 11
- 229920005989 resin Polymers 0.000 claims abstract description 11
- 238000001179 sorption measurement Methods 0.000 claims abstract description 11
- 150000001868 cobalt Chemical class 0.000 claims abstract description 4
- 239000000276 potassium ferrocyanide Substances 0.000 claims abstract description 4
- 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 claims abstract description 4
- 238000001223 reverse osmosis Methods 0.000 claims description 13
- 239000004568 cement Substances 0.000 claims description 11
- 239000011398 Portland cement Substances 0.000 claims description 9
- 239000003153 chemical reaction reagent Substances 0.000 claims description 7
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 claims description 5
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 claims description 4
- 150000002500 ions Chemical class 0.000 claims 1
- 239000010857 liquid radioactive waste Substances 0.000 abstract description 16
- 238000000746 purification Methods 0.000 abstract description 14
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 6
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 2
- 239000000376 reactant Substances 0.000 abstract 1
- 235000002639 sodium chloride Nutrition 0.000 description 12
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 10
- HEMHJVSKTPXQMS-UHFFFAOYSA-M Sodium hydroxide Chemical compound [OH-].[Na+] HEMHJVSKTPXQMS-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 9
- 239000012141 concentrate Substances 0.000 description 8
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 description 8
- TVFDJXOCXUVLDH-RNFDNDRNSA-N cesium-137 Chemical compound [137Cs] TVFDJXOCXUVLDH-RNFDNDRNSA-N 0.000 description 6
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N iron Substances [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 238000010348 incorporation Methods 0.000 description 4
- 230000003472 neutralizing effect Effects 0.000 description 4
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 4
- 239000011780 sodium chloride Substances 0.000 description 4
- FAPWRFPIFSIZLT-UHFFFAOYSA-M Sodium chloride Chemical compound [Na+].[Cl-] FAPWRFPIFSIZLT-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 3
- CIOAGBVUUVVLOB-NJFSPNSNSA-N Strontium-90 Chemical compound [90Sr] CIOAGBVUUVVLOB-NJFSPNSNSA-N 0.000 description 3
- 229910052792 caesium Inorganic materials 0.000 description 3
- TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N caesium atom Chemical compound [Cs] TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 3
- 239000000706 filtrate Substances 0.000 description 3
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 3
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N nickel Substances [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 239000000047 product Substances 0.000 description 3
- 230000033558 biomineral tissue development Effects 0.000 description 2
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 2
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 description 2
- 229920006395 saturated elastomer Polymers 0.000 description 2
- 159000000000 sodium salts Chemical class 0.000 description 2
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 2
- 239000000725 suspension Substances 0.000 description 2
- 239000003643 water by type Substances 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
- ZLMJMSJWJFRBEC-UHFFFAOYSA-N Potassium Chemical compound [K] ZLMJMSJWJFRBEC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- FJAAKDGALOFQSO-UHFFFAOYSA-N [K].[Ni] Chemical compound [K].[Ni] FJAAKDGALOFQSO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000002253 acid Substances 0.000 description 1
- 239000003513 alkali Substances 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 244000309464 bull Species 0.000 description 1
- 238000009933 burial Methods 0.000 description 1
- AASNVWBJRMLCDX-UHFFFAOYSA-N carbonic acid;sulfuric acid;hydrochloride Chemical compound Cl.OC(O)=O.OS(O)(=O)=O AASNVWBJRMLCDX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000005352 clarification Methods 0.000 description 1
- GVPFVAHMJGGAJG-UHFFFAOYSA-L cobalt dichloride Chemical compound [Cl-].[Cl-].[Co+2] GVPFVAHMJGGAJG-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 1
- 239000000084 colloidal system Substances 0.000 description 1
- 229910052802 copper Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010949 copper Substances 0.000 description 1
- 230000018109 developmental process Effects 0.000 description 1
- 230000007613 environmental effect Effects 0.000 description 1
- 238000011049 filling Methods 0.000 description 1
- 238000002386 leaching Methods 0.000 description 1
- 239000002925 low-level radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 description 1
- 229910052700 potassium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011591 potassium Substances 0.000 description 1
- 239000002244 precipitate Substances 0.000 description 1
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 1
- 239000008213 purified water Substances 0.000 description 1
- 230000001172 regenerating effect Effects 0.000 description 1
- 230000008929 regeneration Effects 0.000 description 1
- 238000011069 regeneration method Methods 0.000 description 1
- 239000013535 sea water Substances 0.000 description 1
- 239000002893 slag Substances 0.000 description 1
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 1
- 239000002689 soil Substances 0.000 description 1
- 239000002594 sorbent Substances 0.000 description 1
- 238000005406 washing Methods 0.000 description 1
- 229910052725 zinc Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011701 zinc Substances 0.000 description 1
Landscapes
- Separation Using Semi-Permeable Membranes (AREA)
- Treatment Of Water By Ion Exchange (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области обезвреживания жидких радиоактивных отходов (ЖРО) мембранно-сорбционными методами и может быть использовано для очистки вод от радионуклидов на мобильных установках переработки ЖРО в полевых условиях.The invention relates to the field of neutralization of liquid radioactive waste (LRW) by membrane-sorption methods and can be used to purify water from radionuclides in mobile installations for the processing of LRW 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 мало- и среднеминерализованных природных (в том числе и морских) 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 в полевых условиях.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- and medium-mineralized natural (including marine) waters are contaminated with radionuclides to concentrations exceeding permissible only by 3-4 orders. 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 in the field.
Известен способ обезвреживания маломинерализованных низкоактивных вод в полевых условиях на установке, включающей очистку на механических и ультрафильтрах, опреснение на обратноосмотических фильтрах и доочистку на регенерируемых ионообменных фильтрах с отверждением образующихся радиоактивных концентратов включением в портландцементы [1]. Данный способ по своей технической сущности и достигаемому эффекту наиболее близок к заявляемому и выбран в качестве прототипа.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 regenerated ion-exchange filters with the curing of the resulting radioactive concentrates by inclusion in Portland cement [1]. This method in its technical essence and the achieved effect is closest to the claimed and selected as a prototype.
Основным недостатком данного способа является его низкая эффективность при переработке среднеминерализованных жидких отходов (например, радиоактивно загрязненных морских вод солесодержанием до 35 г/л). Дело в том, что при солесодержании перерабатываемых ЖРО более 3-4 г/л обратный осмос не обеспечивает опреснение растворов ниже 0,2 г/л (коэффициенты очистки по одновалентным солям 15-20 [2]). В то же время при доочистке на ионообменных фильтрах растворов с солесодержанием более 0,2 г/л (верхняя граница оптимального использования ионообменных фильтров [3]) происходит быстрое насыщение ионообменных фильтров, что требует их регенерации (обработки H2SO4 и NaOH) или частой замены. В любом случае происходит значительное увеличение объема захораниваемых отходов за счет цементирования обратноосмотических концентратов и регенератов (при отверждении концентрата до 200 г/л степень включения в цемент до 7,5% по солям [4]), причем для качественной регенерации требуется 4-5 кратный избыток реагентов, или за счет цементирования отработанных ионообменных смол (степень включения в цемент не более 10-12% по сухой массе [5]). Кроме того, если очистка от 90Sr в растворах, минерализация которых определяется солями натрия, на ионообменных фильтрах достигает 104 раз, то очистка от 137Cs определяется степенью обессоливания, т.е. удалением всех натриевых солей [6].The main disadvantage of this method is its low efficiency in the processing of saline liquid waste (for example, radioactively contaminated seawater with salinity up to 35 g / l). The fact is that when the salinity of the processed LRW is more than 3-4 g / l, reverse osmosis does not provide desalination of solutions below 0.2 g / l (purification coefficients for monovalent salts 15–20 [2]). At the same time, when the solutions with salt content of more than 0.2 g / l (the upper limit of the optimal use of ion-exchange filters [3]) are refined on ion-exchange filters, ion-exchange filters are rapidly saturated, which requires their regeneration (treatment with H 2 SO 4 and NaOH) or frequent replacement. In any case, there is a significant increase in the volume of disposed waste due to the cementation of reverse osmosis concentrates and regenerates (when the concentrate is cured up to 200 g / l, the degree of incorporation into cement is up to 7.5% by salt [4]), and 4-5 times excess reagents, or due to cementation of spent ion-exchange resins (the degree of inclusion in cement is not more than 10-12% by dry weight [5]). In addition, if purification from 90 Sr in solutions whose mineralization is determined by sodium salts on ion-exchange filters reaches 10 4 times, then purification from 137 Cs is determined by the degree of desalination, i.e. removal of all sodium salts [6].
Удаление 137Cs эффективно производят с помощью осаждения из растворов ферроцианидов таких металлов, как Fe, Ni, Cu, Zn. Наиболее часто применяют ферроцианид никеля, так как он менее чувствителен к солевому составу перерабатываемых отходов и сохраняет сорбционные свойства в широком интервале рН [7]. Однако осветление растворов после их химической обработки ферроцианидами никеля-калия весьма трудоемко, а образующиеся осадки имеют высокую (95-99%) влажность, что приводит при их последующем цементировании к значительному увеличению объемов захораниваемых отходов.The removal of 137 Cs is effectively carried out by precipitation from solutions of ferrocyanides of metals such as Fe, Ni, Cu, Zn. Nickel ferrocyanide is most often used, since it is less sensitive to the salt composition of the processed waste and retains sorption properties in a wide pH range [7]. However, clarification of the solutions after their chemical treatment with nickel-potassium ferrocyanides is very laborious, and the precipitates formed have high (95-99%) humidity, which leads to a significant increase in the volume of landfill waste upon subsequent cementing.
Задача, решаемая данным изобретением, заключается в расширении диапазона минерализации перерабатываемых ЖРО, увеличении степени очистки от радиоцезия и сокращении объема отвержденных радиоактивных отходов без ухудшения их качества.The problem solved by this invention is to expand the range of mineralization of processed LRW, increasing the degree of purification from radiocaesium and reducing the volume of solidified radioactive waste without compromising their quality.
Сущность изобретения заключается в том, что в способе обезвреживания мало- и среднеминерализованных низкоактивных жидких отходов в полевых условиях, включающем очистку на механических и ультрафильтрах, опреснение на обратноосмотических фильтрах и доочистку на ионообменных фильтрах с реагентной обработкой отработанных ионообменных смол и отверждением образующихся вторичных радиоактивных отходов включением в портландцемента, реагентную обработку отработанных ионообменных смол проводят не кислотой (H2SO4) и щелочью (NaOH), а ферроцианидом калия (К4[Fe(CN)6]) и солями кобальта, и затем обработанные смолы используют в качестве сорбционного предфильтра перед ионооменным фильтром.The essence of the invention lies in the fact that in a method of neutralizing low- and medium-mineralized low-level liquid wastes in the field, including cleaning on mechanical and ultrafilters, desalination on reverse osmosis filters and post-treatment on ion-exchange filters with reagent treatment of spent ion-exchange resins and curing the resulting secondary radioactive waste in Portland cement, the reagent treatment of spent ion-exchange resins is carried out not with acid (H 2 SO 4 ) and alkali (NaOH), but with ferrocyanine potassium house (K 4 [Fe (CN) 6 ]) and cobalt salts, and then the treated resins are used as a sorption prefilter in front of the ion exchange filter.
Способ осуществляется следующим образом.The method is as follows.
Среднеминерализованные (до 35 г/л по сухому остатку) низкоактивные (до 10-5 Ки/л), в основном хлоридно-сульфатно-бикарбонатные, жидкие отходы направляют на механические и ультрафильтры для очистки от взвесей и нефтепродуктов. Затем отходы подают на опреснение (снижение солесодержания в 15-20 раз, то есть до значений не более 1,8-2,3 г/л) на обратноосмотический фильтр и на доочистку на сорбционный предфильтр и ионообменный фильтр (солесодержание фильтрата не более 1,0 г/л и удельная активность не более 10-9 Ки/л). Регенерация ионообменного фильтра не производится, а загрузка предфильтра осуществляется отработанными ионообменными смолами (из ионообменного фильтра), обработанными ферроцианидом калия (К4[Fe(CN)6]) и солью кобальта (например, CoCl2•6Н2О). При этом на предфильтре происходит доочистка от основного количества радиоцезия, а на ионообменных фильтрах - от радиостронция и других радионуклидов. Образующиеся в процессе обезвреживания вторичные радиоактивные отходы отверждают включением в портландцемента. Причем со стадии доочистки на цементирование направляют только отработанные ионообменные смолы после выработки их ресурса в предфильтре. В процессе обезвреживания достигается суммарная очистка от радиоцезия не менее чем в 104 раз. Степень включения в портландцемента отработанных ионообменных смол после их реагентной обработки и использования в качестве предфильтров достигает 20% по сухой массе, а выщелачиваемость радиоцезия из отвержденных продуктов через 90 суток составляет менее 1•10-4 г/см2•сут.Medium-mineralized (up to 35 g / l dry solids) low-level (up to 10 -5 Ci / l), mainly chloride-sulphate-bicarbonate, liquid wastes are sent to mechanical and ultrafilters for cleaning from suspensions and oil products. Then the waste is fed to desalination (reduction of salinity by 15–20 times, that is, to values not more than 1.8–2.3 g / l) to a reverse osmosis filter and to post-treatment to a sorption prefilter and an ion-exchange filter (the salinity of the filtrate is not more than 1, 0 g / l and specific activity no more than 10 -9 Ci / l). The ion-exchange filter is not regenerated, and the pre-filter is loaded with spent ion-exchange resins (from the ion-exchange filter) treated with potassium ferrocyanide (K 4 [Fe (CN) 6 ]) and a cobalt salt (for example, CoCl 2 • 6H 2 O). In this case, the prefilter is refined from the main amount of radiocaesium, and on ion-exchange filters, from radiostrontium and other radionuclides. Secondary radioactive waste generated during the neutralization process is cured by incorporation into Portland cement. Moreover, from the post-treatment stage, only spent ion-exchange resins are sent to cementing after the development of their resource in the prefilter. In the process of neutralization, the total purification from radiocaesium is achieved not less than 10 4 times. The degree of incorporation of spent ion-exchange resins into Portland cement after their reagent treatment and use as prefilters reaches 20% by dry weight, and the radiocaesium leach from cured products after 90 days is less than 1 • 10 -4 g / cm 2 • days.
По сравнению с известными мембранно-сорбционньми способами обезвреживания ЖРО данный способ не только гарантирует очистку от радиоцезия не менее чем в 104 раз даже при солесодержании до 35 г/л, но приводит к сокращению объема отвержденных портландцементами ионообменных смол при повышении прочности фиксации в них радиоцезия, что не следует явным образом из уровня техники, т.е. соответствует критерию изобретательского уровня.Compared with the known membrane-sorption methods for LRW neutralization, this method not only guarantees the removal of cesium by no less than 10 4 times even with a salt content of up to 35 g / l, but also reduces the volume of ion exchange resins hardened by Portland cement with an increase in the fixation strength of radiocesium in them that does not follow explicitly from the prior art, i.e. meets the criteria of inventive step.
Примеры конкретного выполнения.Examples of specific performance.
Пример 1. В качестве среднеминерализованных низкоактивных жидких отходов использовали загрязненную морскую (солесодержанием 35 г/л) воду, содержащую 24,0 г/л NaCl, 5,0 г/л MgCl2, 3,9 г/л Na2SO4, 1,1 г/л CaCl2, 0,7 г/л KCl, 0,2 г/л NaHCO3, 0,1 г/л KBr, 0,05 г/л железа и 0,03 г/л нефтепродуктов (взвешенные вещества 0,1 г/л). Удельная активность составляла 5·10-6 Ки/л по цезию-137 и 5·10-6 Ки/л по стронцию-90.Example 1. As a medium-saline low-level liquid waste, we used contaminated sea (salinity of 35 g / l) water containing 24.0 g / l NaCl, 5.0 g / l MgCl 2 , 3.9 g / l Na 2 SO 4 , 1.1 g / l CaCl 2 , 0.7 g / l KCl, 0.2 g / l NaHCO 3 , 0.1 g / l KBr, 0.05 g / l iron and 0.03 g / l oil ( suspended solids 0.1 g / l). The specific activity was 5 · 10 -6 Ci / l for cesium-137 and 5 · 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 ионообменных фильтрах (КУ-2 в Н+-форме и АВ-17 в ОН--форме) от радионуклидов, входящих в состав комплексов и солей. Обратноосмотический фильтр работал при давлении 7 МПа с опреснением воды до 2 г/л и концентрированием ЖРО до 200 г/л. Ионообменный фильтр на 1 объем смолы обеспечивал обессоливание до 40 мг/л около 20 объемов раствора (без обратноосмотического опреснения, т.е. при 35 г/л - лишь около 1 объема).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 H + form and AV-17 in OH - form) from radionuclides entering in the composition of complexes and salts. The reverse osmosis filter was operated at a pressure of 7 MPa with desalination of water to 2 g / l and concentration of LRW to 200 g / l. An ion-exchange filter per 1 volume of resin provided desalination up to 40 mg / L of about 20 volumes of solution (without reverse osmosis desalination, i.e. at 35 g / L - only about 1 volume).
Образующиеся при обезвреживании вторичные радиоактивные растворы отверждали портландцементами ГОСТ 10178-85 (портландцементом или шлакопортландцементом марки 400). Обратноосмотический концентрат (200 г/л) смешивали с цементом в соотношении 0,6:1,0, а отработанные ионообменные смолы - с водой и цементом в соотношении 0,17-0,2:0,43-0,46:1,0 и отверждали в течение 28 суток.Secondary radioactive solutions formed during the neutralization were cured with GOST 10178-85 Portland cement (Portland cement or grade 400 slag Portland cement). A reverse osmosis concentrate (200 g / l) was mixed with cement in a ratio of 0.6: 1.0, and spent ion-exchange resins were mixed with water and cement in a ratio of 0.17-0.2: 0.43-0.46: 1, 0 and cured for 28 days.
Удельная активность очищенной воды составляла 5·10-9 Ки/л по цезию-137 и 5·10-10 Ки/л по стронцию-90. Отвержденные цементные компаунды с солевым концентратом имели прочность более 10 МПа, а с ионообменной смолой более 5 МПа при выщелачиваемости цезия-137 (через 90 суток) около 1·10-3 г/см2·сут, что соответствует техническим требованиям РД 95 10497-93 [8]. Объем отвержденных отходов, направляемых на захоронения, составлял, соответственно, 26% и 8-9% (суммарно до 34-35%) от объема исходных ЖРО.The specific activity of purified water was 5 · 10 -9 Ci / l for cesium-137 and 5 · 10 -10 Ci / l for strontium-90. The cured cement compounds with salt concentrate had a strength of more than 10 MPa, and with an ion-exchange resin of more than 5 MPa with a leaching of cesium-137 (after 90 days) about 1 · 10 -3 g / cm 2 · day, which corresponds to the technical requirements of RD 95 10497- 93 [8]. The volume of solidified waste sent to landfills was 26% and 8-9%, respectively (up to 34-35% in total) of the volume of the initial LRW.
Пример 2. Отличается от примера 1 тем, что отработанные ионообменные смолы не отверждали, а регенерировали 5-кратным избытком Н2SO4 и NaOH. Отработанные регенераты направляли на обратноосмотические фильтры для очистки и концентрирования, а полученные концентраты цементировали. Объем отвержденных концентратов (200 г/л) морских солей и регенератов составлял соответственно 26% и 8-9% (суммарно до 34-35%) от объема исходных ЖРО.Example 2. It differs from example 1 in that the spent ion-exchange resins were not cured, but were regenerated with a 5-fold excess of H 2 SO 4 and NaOH. The spent regenerates were sent to reverse osmosis filters for purification and concentration, and the resulting concentrates were cemented. The volume of cured concentrates (200 g / l) of sea salts and regenerates was 26% and 8-9%, respectively (up to 34-35% in total) of the volume of the initial LRW.
Пример 3. Отличается от примера 1 тем, что отработанные ионообменные смолы не отверждали, а обрабатывали 0,5 М раствором ферроцианида калия (К4[Fe(CN)6]), а затем 0,5 М раствором хлорида кобальта (CoCl2•6H2O). Обработанную смолу использовали в качестве сорбционного предфильтра перед свежезагруженным ионообменным фильтром и отверждали только после выработки ее ресурса по радиоцезию (проскока цезия в фильтрат). В этом случае свежий ионообменный фильтр работал до насыщения его по солям жесткости, то есть одним объемом смолы очищали до 200 объемов раствора после обратноосмотического фильтра (солесодержанием до 2 г/л). Примерно такой же объем выдерживал и сорбционной предфильтр, обеспечивая конечное содержание цезия-137 в фильтрате не более 1·10-10 Ки/л. После выработки ресурса смолу из ионообменного фильтра направляли на реагентную обработку и в предфильтр, а смолу из предфильтра направляли на отверждение. Отработанную смолу из предфильтра смешивали с водой и цементом в соотношении 0,43:0,65:1,0. Несмотря на большее (в 2 раза) наполнение по смоле и на 12-13% меньший расход цемента по сравнению с примером 1, прочность отвержденного продукта составляла более 10 МПа, а выщелачиваемость цезия-137 (через 90 суток) менее 1·10-4 г/см2·сут, что соответствует требованиям безопасности при захоронении радиоактивных цементных компаундов в открытый грунт [9]. Объем отвержденных концентратов (200 г/л) морских солей и смол из сорбционного предфильтра составил, соответственно, 26% и 0,7-0,8% (суммарно не более 27%) от объема исходных ЖРО.Example 3. It differs from example 1 in that the spent ion-exchange resins were not cured, but treated with a 0.5 M solution of potassium ferrocyanide (K 4 [Fe (CN) 6 ]), and then with a 0.5 M solution of cobalt chloride (CoCl 2 • 6H 2 O). The treated resin was used as a sorption prefilter in front of a freshly loaded ion-exchange filter and was cured only after its cesium resource was developed (cesium leakage into the filtrate). In this case, the fresh ion-exchange filter worked until it was saturated with hardness salts, i.e. up to 200 volumes of the solution were cleaned with a single volume of resin after the reverse osmosis filter (salinity up to 2 g / l). A sorption prefilter withstood approximately the same volume, providing a final cesium-137 content in the filtrate of not more than 1 · 10 -10 Ci / l. After the resource was depleted, the resin from the ion exchange filter was sent to the reagent treatment and to the prefilter, and the resin from the prefilter was sent to cure. The spent resin from the prefilter was mixed with water and cement in a ratio of 0.43: 0.65: 1.0. Despite a greater (2-fold) filling with resin and a 12-13% lower cement consumption compared to example 1, the strength of the cured product was more than 10 MPa, and the leachability of cesium-137 (after 90 days) less than 1 · 10 -4 g / cm 2 · day, which meets the safety requirements for the disposal of radioactive cement compounds in open ground [9]. The volume of cured concentrates (200 g / l) of sea salts and resins from the sorption prefilter was, respectively, 26% and 0.7-0.8% (total not more than 27%) of the volume of the initial LRW.
Предлагаемый способ расширяет диапазон солесодержания перерабатываемых ЖРО вплоть до 35 г/л, что является особенно важно при обезвреживании радиоактивно загрязненных морских вод. При этом достигается суммарная очистка от цезия-137 и стронция-90 до 104 раз, что обеспечивает для низкоактивных ЖРО возможность сброса обезвреженных вод в окружающую среду. Объем отвержденных отработанных ионообменных смол сокращается в 10 раз, а возрастающая в 10 раз прочность фиксации в них радиоцезия позволяет захоранивать такие цементные блоки в простейшие грунтовые могильники.The proposed method extends the salinity range of the processed LRW up to 35 g / l, which is especially important when neutralizing radioactively contaminated sea waters. In this case, the total purification from cesium-137 and strontium-90 up to 10 4 times is achieved, which provides for low-level LRW the possibility of dumping neutralized water into the environment. The volume of cured spent ion-exchange resins is reduced by 10 times, and a 10-fold increase in the strength of fixation in them of radiocaesium allows such cement blocks to be buried in the simplest soil burial grounds.
Предлагаемый способ может осуществляться на том же отечественном оборудовании, что и прототип (для сорбционной предочистки используется такой же фильтр, как и для ионообменной доочистки), т.е. промышленно применим. Повторное использование отработанных ионообменных смол в качестве селективного сорбента не только сокращает общий объем захораниваемых отвержденных отходов на 30%, но и повышает их качество и экологическую безопасность.The proposed method can be carried out on the same domestic equipment as the prototype (the same filter is used for sorption pretreatment as for ion exchange posttreatment), i.e. industrially applicable. Reuse of spent ion-exchange resins as a selective sorbent not only reduces the total volume of solidified solidified waste by 30%, but also improves their quality and environmental safety.
Источники информацииSources of information
1. Епимахов В.Н., Олейник М.С. Способ обезвреживания маломинерализованных низкоактивных отходов в полевых условиях. - Патент РФ №2144708, Бюл. №2, 2000.1. Epimakhov V.N., Oleinik M.S. A method of neutralizing low-mineralized low-level waste in the field. - RF patent No. 2144708, bull. No. 2, 2000.
2. Дытнерский Ю.И., Пушков А.А., Свитцев А.А. и др. Очистка и концентрирование жидких отходов с низким уровнем радиоактивности методом обратного осмоса. - Атомная энергия, 1973, т.35, вып.6, с.405-408.2. Dytnersky Yu.I., Pushkov A.A., Svitsev A.A. and other Purification and concentration of liquid waste with a low level of radioactivity by reverse osmosis. - Atomic energy, 1973, v. 35, issue 6, p. 405-408.
3. Хоникевич А.А. Очистка радиоактивно-загрязненных вод. - М., Атомиздат, 1974, с.284.3. Khonikevich A.A. Treatment of radioactive contaminated water. - M., Atomizdat, 1974, p. 284.
4. Соболев И.А. и др. Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах. - М., Энергоатомиздат, 1983 г., с.40-45.4. Sobolev I.A. and others. Disposal of radioactive waste at centralized points. - M., Energoatomizdat, 1983, p. 40-45.
5. Bonnevie-Svendsen M." Tallberg К., Aittola P., e.a. Studies on the incorporation of spent ion-exchange resins from nuclear power plants into bitum and cement. - In: Symposium on the ion-site management of power reactor wastes, Zurich, 26-30 Marh, 1979, Paris, 1979, p.155-174.5. Bonnevie-Svendsen M. "Tallberg K., Aittola P., ea Studies on the incorporation of spent ion-exchange resins from nuclear power plants into bitum and cement. - In: Symposium on the ion-site management of power reactor wastes Zurich, 26-30 Marh, 1979, Paris, 1979, p. 155-174.
6. Раузен Ф.В., Соловьева З.Я. Удаление радиоактивных изотопов из сбросных вод. - Атомная энергия, 1965, т.18, вып.6, с.623-626.6. Rausen F.V., Solovyova Z.Ya. Removal of radioactive isotopes from waste water. - Atomic energy, 1965, vol. 18, issue 6, p. 623-626.
7. Никифоров А.С., Еуличенко В.В., Жихарев М.И. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. -М, Энергоатомиздат, 1985, с.36.7. Nikiforov A.S., Eulichenko V.V., Zhikharev M.I. Neutralization of liquid radioactive waste. -M, Energoatomizdat, 1985, p. 36.
8. Качество компаундов, образующихся при цементировании жидких радиоактивных отходов низкого и среднего уровней активности. - Технические требования. - РД 95 10497-93. - М.: Минатом РФ, 1993.8. The quality of the compounds formed by cementing liquid radioactive waste of low and medium levels of activity. - Technical requirements. - RD 95 10497-93. - M .: Minatom of the Russian Federation, 1993.
9. Баженов Ю.М., Волкова О.И., Духович Ф.С. и др. Условия безопасности при хранении радиоактивных цементов. - Изотопы в СССР, 1970, т.17, с.17-22.9. Bazhenov Yu.M., Volkova OI, Duhovich F.S. and others. Safety conditions during storage of radioactive cements. - Isotopes in the USSR, 1970, v.17, p.17-22.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2004113700/06A RU2267176C1 (en) | 2004-05-05 | 2004-05-05 | Method of neutralization of the low-mineralized and medium- mineralized low-active liquid wastes in the field conditions |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2004113700/06A RU2267176C1 (en) | 2004-05-05 | 2004-05-05 | Method of neutralization of the low-mineralized and medium- mineralized low-active liquid wastes in the field conditions |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2004113700A RU2004113700A (en) | 2005-10-20 |
| RU2267176C1 true RU2267176C1 (en) | 2005-12-27 |
Family
ID=35863021
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2004113700/06A RU2267176C1 (en) | 2004-05-05 | 2004-05-05 | Method of neutralization of the low-mineralized and medium- mineralized low-active liquid wastes in the field conditions |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2267176C1 (en) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU178724U1 (en) * | 2017-07-03 | 2018-04-18 | Владимир Иванович Вяликов | Portable reverse osmosis filter |
| 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 |
| RU2696016C1 (en) * | 2018-11-30 | 2019-07-30 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Method of processing low- and medium-mineralized low-level liquid radioactive wastes |
| RU2817393C1 (en) * | 2023-04-24 | 2024-04-16 | Акционерное общество "Научно-исследовательский и конструкторский институт монтажной технологии - Атомстрой" (АО "НИКИМТ-Атомстрой") | Method of processing liquid radioactive wastes |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB1103365A (en) * | 1966-10-07 | 1968-02-14 | Stone & Webster Eng Corp | Disposal of radioactive impurities |
| RU2118945C1 (en) * | 1996-03-12 | 1998-09-20 | Пензин Роман Андреевич | Integrated processing of 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 |
-
2004
- 2004-05-05 RU RU2004113700/06A patent/RU2267176C1/en active
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB1103365A (en) * | 1966-10-07 | 1968-02-14 | Stone & Webster Eng Corp | Disposal of radioactive impurities |
| RU2118945C1 (en) * | 1996-03-12 | 1998-09-20 | Пензин Роман Андреевич | Integrated processing of 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 |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| КУЗНЕЦОВ Ю.В. и др. Основы дезактивации воды. - М.: Атомиздат, 1968, гл.3. * |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU178724U1 (en) * | 2017-07-03 | 2018-04-18 | Владимир Иванович Вяликов | Portable reverse osmosis filter |
| 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 |
| WO2019156596A3 (en) * | 2018-02-06 | 2019-12-19 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Method for reprocessing low-mineralized medium- and low-level liquid radioactive waste |
| RU2696016C1 (en) * | 2018-11-30 | 2019-07-30 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Method of processing low- and medium-mineralized low-level liquid radioactive wastes |
| RU2817393C1 (en) * | 2023-04-24 | 2024-04-16 | Акционерное общество "Научно-исследовательский и конструкторский институт монтажной технологии - Атомстрой" (АО "НИКИМТ-Атомстрой") | Method of processing liquid radioactive wastes |
| RU2817393C9 (en) * | 2023-04-24 | 2024-05-20 | Акционерное общество "Научно-исследовательский и конструкторский институт монтажной технологии - Атомстрой" (АО "НИКИМТ-Атомстрой") | Method of processing liquid radioactive wastes |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2004113700A (en) | 2005-10-20 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Pansini | Natural zeolites as cation exchangers for environmental protection | |
| CN104900286A (en) | System for processing radioactive waste water to reach natural background radioactivity level and application | |
| KR102058277B1 (en) | Liquid radioactive waste treatment and recovery method thereof | |
| Trus et al. | The study of the particular aspects of water purification from the heavy metal ions using the method of nanofiltration | |
| Yong et al. | Treatment of the wastewater containing low-level 241Am using flocculation-microfiltration process | |
| Kosarek | Radionuclide removal from water | |
| Valentine et al. | Removing radium by adding preformed hydrous manganese oxides | |
| RU2267176C1 (en) | Method of neutralization of the low-mineralized and medium- mineralized low-active liquid wastes in the field conditions | |
| RU2144708C1 (en) | Method for decontaminating low- mineralized and low-active liquid wastes under field conditions | |
| CN115626733A (en) | Method for purification and regeneration of aquaculture wastewater | |
| EP0548106B1 (en) | Effluent treatment | |
| RU2473145C1 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes from use of decontamination solutions | |
| JP6180838B2 (en) | Soil decontamination method and apparatus | |
| Epimakhov et al. | Reverse-osmosis filtration based water treatment and special water purification for nuclear power systems | |
| RU2669013C1 (en) | Method for processing low-mineralized medium- and low-active liquid radioactive wastes | |
| RU2369929C1 (en) | Method of purifying liquid radioactive wastes from caesium radionuclides | |
| RU2054716C1 (en) | Method for clearing water from radioactive cesium | |
| RU2195726C2 (en) | Method for neutralizing slightly mineralized low-activity wastes in field conditions | |
| RU2168221C2 (en) | Method for handling coolants and technical solutions of nuclear power installations at research centers | |
| RU2817393C1 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes | |
| RU2817393C9 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes | |
| Timoshenko et al. | Treatment of radioactively contaminated waters with an increased content of salts | |
| US5457273A (en) | Processing Waste solidification | |
| Braico | Ammonia removal from recycled fish hatchery water | |
| EP0563097B1 (en) | Processing waste solidification |