RU2297055C1 - Method for recovering still bottoms of liquid radioactive waste - Google Patents
Method for recovering still bottoms of liquid radioactive waste Download PDFInfo
- Publication number
- RU2297055C1 RU2297055C1 RU2006113718/06A RU2006113718A RU2297055C1 RU 2297055 C1 RU2297055 C1 RU 2297055C1 RU 2006113718/06 A RU2006113718/06 A RU 2006113718/06A RU 2006113718 A RU2006113718 A RU 2006113718A RU 2297055 C1 RU2297055 C1 RU 2297055C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- cesium
- oxidation
- bottoms
- radionuclides
- lrw
- Prior art date
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 45
- 239000010857 liquid radioactive waste Substances 0.000 title claims abstract description 38
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 claims abstract description 35
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 claims abstract description 34
- 239000002594 sorbent Substances 0.000 claims abstract description 26
- 229910052792 caesium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 23
- TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N caesium atom Chemical compound [Cs] TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 23
- 239000007800 oxidant agent Substances 0.000 claims abstract description 21
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 claims abstract description 16
- CBENFWSGALASAD-UHFFFAOYSA-N Ozone Chemical compound [O-][O+]=O CBENFWSGALASAD-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 12
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims abstract description 12
- TVFDJXOCXUVLDH-RNFDNDRNSA-N cesium-137 Chemical compound [137Cs] TVFDJXOCXUVLDH-RNFDNDRNSA-N 0.000 claims abstract description 10
- 229920006395 saturated elastomer Polymers 0.000 claims abstract description 9
- GUTLYIVDDKVIGB-OUBTZVSYSA-N Cobalt-60 Chemical compound [60Co] GUTLYIVDDKVIGB-OUBTZVSYSA-N 0.000 claims abstract description 6
- 238000000926 separation method Methods 0.000 claims abstract description 6
- 238000009835 boiling Methods 0.000 claims abstract description 5
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-M hydroxide Chemical compound [OH-] XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-M 0.000 claims abstract description 3
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 13
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 claims description 13
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 claims description 13
- MHAJPDPJQMAIIY-UHFFFAOYSA-N Hydrogen peroxide Chemical compound OO MHAJPDPJQMAIIY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 10
- 239000010802 sludge Substances 0.000 claims description 9
- 239000012286 potassium permanganate Substances 0.000 claims description 5
- 238000000746 purification Methods 0.000 claims description 5
- 239000011734 sodium Substances 0.000 claims description 5
- 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 claims description 4
- 230000001590 oxidative effect Effects 0.000 claims description 4
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 claims description 4
- AJTFTYHGFWNENF-UHFFFAOYSA-N azanium;hydroxy sulfate Chemical compound [NH4+].OOS([O-])(=O)=O AJTFTYHGFWNENF-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 11
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 7
- 238000009434 installation Methods 0.000 abstract description 2
- 238000011084 recovery Methods 0.000 abstract 2
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 21
- 230000008569 process Effects 0.000 description 18
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N nickel Substances [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 15
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 9
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 description 9
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 8
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 description 7
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 description 7
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 description 7
- MUBZPKHOEPUJKR-UHFFFAOYSA-N Oxalic acid Chemical compound OC(=O)C(O)=O MUBZPKHOEPUJKR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 6
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 6
- CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N Carbon dioxide Chemical compound O=C=O CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 229910052723 transition metal Inorganic materials 0.000 description 5
- 150000003624 transition metals Chemical class 0.000 description 5
- VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N Silicium dioxide Chemical compound O=[Si]=O VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 229910017052 cobalt Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000010941 cobalt Substances 0.000 description 4
- GUTLYIVDDKVIGB-UHFFFAOYSA-N cobalt atom Chemical compound [Co] GUTLYIVDDKVIGB-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 239000000706 filtrate Substances 0.000 description 4
- 150000004679 hydroxides Chemical class 0.000 description 4
- 150000002500 ions Chemical class 0.000 description 4
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000011572 manganese Substances 0.000 description 4
- 239000013110 organic ligand Substances 0.000 description 4
- 238000006385 ozonation reaction Methods 0.000 description 4
- 239000002244 precipitate Substances 0.000 description 4
- 238000001179 sorption measurement Methods 0.000 description 4
- HEMHJVSKTPXQMS-UHFFFAOYSA-M Sodium hydroxide Chemical compound [OH-].[Na+] HEMHJVSKTPXQMS-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 3
- 230000005540 biological transmission Effects 0.000 description 3
- 239000003054 catalyst Substances 0.000 description 3
- 239000003153 chemical reaction reagent Substances 0.000 description 3
- KRKNYBCHXYNGOX-UHFFFAOYSA-N citric acid Chemical compound OC(=O)CC(O)(C(O)=O)CC(O)=O KRKNYBCHXYNGOX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 150000002894 organic compounds Chemical class 0.000 description 3
- 238000005086 pumping Methods 0.000 description 3
- 239000002900 solid radioactive waste Substances 0.000 description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-O Ammonium Chemical compound [NH4+] QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-O 0.000 description 2
- UGFAIRIUMAVXCW-UHFFFAOYSA-N Carbon monoxide Chemical compound [O+]#[C-] UGFAIRIUMAVXCW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- RYGMFSIKBFXOCR-UHFFFAOYSA-N Copper Chemical compound [Cu] RYGMFSIKBFXOCR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- PWHULOQIROXLJO-UHFFFAOYSA-N Manganese Chemical compound [Mn] PWHULOQIROXLJO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 2
- 229910002092 carbon dioxide Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000001569 carbon dioxide Substances 0.000 description 2
- 229910002090 carbon oxide Inorganic materials 0.000 description 2
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 2
- 229910052802 copper Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000010949 copper Substances 0.000 description 2
- 238000005202 decontamination Methods 0.000 description 2
- 230000003588 decontaminative effect Effects 0.000 description 2
- 238000004880 explosion Methods 0.000 description 2
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 2
- 239000007791 liquid phase Substances 0.000 description 2
- 229910052748 manganese Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000000463 material Substances 0.000 description 2
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 2
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 description 2
- 235000006408 oxalic acid Nutrition 0.000 description 2
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 2
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 2
- 239000000047 product Substances 0.000 description 2
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 2
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 description 2
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 2
- -1 sodium ethylene diamine acetate Chemical compound 0.000 description 2
- KCXVZYZYPLLWCC-UHFFFAOYSA-N EDTA Chemical compound OC(=O)CN(CC(O)=O)CCN(CC(O)=O)CC(O)=O KCXVZYZYPLLWCC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000002378 acidificating effect Effects 0.000 description 1
- 230000003113 alkalizing effect Effects 0.000 description 1
- PNEYBMLMFCGWSK-UHFFFAOYSA-N aluminium oxide Inorganic materials [O-2].[O-2].[O-2].[Al+3].[Al+3] PNEYBMLMFCGWSK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 150000001450 anions Chemical class 0.000 description 1
- 239000010426 asphalt Substances 0.000 description 1
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 1
- NCMHKCKGHRPLCM-UHFFFAOYSA-N caesium(1+) Chemical compound [Cs+] NCMHKCKGHRPLCM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910002091 carbon monoxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000001768 cations Chemical class 0.000 description 1
- 239000011195 cermet Substances 0.000 description 1
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 description 1
- 238000000576 coating method Methods 0.000 description 1
- 150000001868 cobalt Chemical class 0.000 description 1
- 150000001869 cobalt compounds Chemical class 0.000 description 1
- JAWGVVJVYSANRY-UHFFFAOYSA-N cobalt(3+) Chemical class [Co+3] JAWGVVJVYSANRY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000008139 complexing agent Substances 0.000 description 1
- 230000003750 conditioning effect Effects 0.000 description 1
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 1
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 1
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 1
- 238000002425 crystallisation Methods 0.000 description 1
- 230000008025 crystallization Effects 0.000 description 1
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 1
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 239000002440 industrial waste Substances 0.000 description 1
- 235000014413 iron hydroxide Nutrition 0.000 description 1
- NCNCGGDMXMBVIA-UHFFFAOYSA-L iron(ii) hydroxide Chemical compound [OH-].[OH-].[Fe+2] NCNCGGDMXMBVIA-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 1
- WPBNNNQJVZRUHP-UHFFFAOYSA-L manganese(2+);methyl n-[[2-(methoxycarbonylcarbamothioylamino)phenyl]carbamothioyl]carbamate;n-[2-(sulfidocarbothioylamino)ethyl]carbamodithioate Chemical compound [Mn+2].[S-]C(=S)NCCNC([S-])=S.COC(=O)NC(=S)NC1=CC=CC=C1NC(=S)NC(=O)OC WPBNNNQJVZRUHP-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 1
- PWHULOQIROXLJO-BJUDXGSMSA-N manganese-54 Chemical compound [54Mn] PWHULOQIROXLJO-BJUDXGSMSA-N 0.000 description 1
- 239000012528 membrane Substances 0.000 description 1
- 230000007935 neutral effect Effects 0.000 description 1
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000012071 phase Substances 0.000 description 1
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 description 1
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 description 1
- 239000012266 salt solution Substances 0.000 description 1
- 239000011555 saturated liquid Substances 0.000 description 1
- 239000013049 sediment Substances 0.000 description 1
- 239000000377 silicon dioxide Substances 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 238000000108 ultra-filtration Methods 0.000 description 1
- 239000012808 vapor phase Substances 0.000 description 1
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 1
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/04—Treating liquids
- G21F9/06—Processing
- G21F9/12—Processing by absorption; by adsorption; by ion-exchange
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к переработке кубовых остатков жидких радиоактивных отходов (ЖРО) ядерных установок, например отходов атомных электростанций (АЭС).The invention relates to the field of nuclear energy, in particular to the processing of bottoms of liquid radioactive waste (LRW) from nuclear installations, for example, waste from nuclear power plants (NPPs).
Одной из основных проблем, определяющих существование и дальнейшее развитие атомной энергетики, является решение задачи сбора и кондиционирования радиоактивных отходов.One of the main problems determining the existence and further development of nuclear energy is the solution of the problem of collecting and conditioning radioactive waste.
В процессе эксплуатации АЭС образуется относительно большое количество жидких и твердых радиоактивных отходов. Имеющиеся на действующих АЭС системы спецводоочистки непрерывно перерабатывают низкосолевые ЖРО путем упаривания с кристаллизацией ограниченно растворимых солей. В результате упаривания ЖРО получается конденсат и кубовые остатки ЖРО, которые накапливаются в специальных хранилищах ЖРО. На поддержание технического состояния действующих хранилищ в соответствии с требованиями нормативных документов, а также на их охрану расходуются значительные материальные и финансовые ресурсы.During operation of a nuclear power plant, a relatively large amount of liquid and solid radioactive waste is generated. Special water treatment systems available at existing NPPs continuously process low-salt LRW by evaporation with crystallization of partially soluble salts. Evaporation of LRW produces condensate and bottoms of LRW that accumulate in special LRW storage facilities. Significant material and financial resources are spent on maintaining the technical condition of existing storage facilities in accordance with the requirements of regulatory documents, as well as on their protection.
Переработка кубовых остатков ЖРО АЭС является одной из наиболее востребованных и масштабных задач в области переработки и хранения радиоактивных отходов.Processing of bottoms of LRW nuclear power plants is one of the most popular and large-scale tasks in the field of processing and storage of radioactive waste.
Жидкие радиоактивные отходы (ЖРО) АЭС в виде кубовых остатков представляют собой солевые растворы высокой концентрации (сумма солей достигает 500 г/дм3), загрязненные продуктами деления, радионуклидами коррозионного происхождения, различными веществами, используемыми для поддержания водно-химического режима и дезактивации оборудования. Традиционными методами переработки кубовых остатков являются глубокое упаривание, цементирование и битумирование. Эти методы позволяют перевести ЖРО в инертную форму, пригодную для захоронения, но не дают значительного сокращения объема конечного радиоактивного продукта, а также требуют значительных материальных затрат.Liquid radioactive waste (LRW) of nuclear power plants in the form of bottoms is a salt solution of high concentration (the amount of salts reaches 500 g / dm 3 ) contaminated with fission products, radionuclides of corrosive origin, various substances used to maintain the water-chemical regime and decontamination of equipment. The traditional methods of processing bottoms are deep evaporation, cementing and bitumen. These methods make it possible to convert LRW into an inert form suitable for disposal, but do not give a significant reduction in the volume of the final radioactive product, and also require significant material costs.
Экономически и экологически рациональным решением проблемы является очистка кубовых остатков ЖРО от радионуклидов и переработка последних в твердые радиоактивные отходы.An economically and environmentally sound solution to the problem is the treatment of bottoms of LRW from radionuclides and the processing of the latter into solid radioactive waste.
Радиоактивные вещества в растворах кубовых остатков ЖРО находятся в виде простых и комплексных ионов, нейтральных молекул и коллоидных частиц. Основными радионуклидами в кубовых остатках являются 134, 137Cs, 60Co, 54Mn. Для изотопов цезия характерна ионная форма нахождения. Радионуклиды кобальта и марганца в кубовых остатках находятся в форме комплексов с соединениями, которые широко используются для дезактивации оборудования. На АЭС наиболее часто такими веществами являются этилендиаминацетат натрия (ЭДТА) и щавелевая кислота. Нахождение кобальта и марганца в комплексной форме определяет необходимость разрушения комплексов для решения проблемы выделения этих радионуклидов из растворов.Radioactive substances in solutions of bottoms of LRW are in the form of simple and complex ions, neutral molecules and colloidal particles. The main radionuclides in bottoms are 134, 137 Cs, 60 Co, 54 Mn. Cesium isotopes are characterized by their ionic form. Cobalt and manganese radionuclides in bottoms are in the form of complexes with compounds that are widely used for equipment decontamination. At nuclear power plants, sodium ethylene diamine acetate (EDTA) and oxalic acid are the most commonly used substances. The finding of cobalt and manganese in a complex form determines the need for the destruction of complexes to solve the problem of the separation of these radionuclides from solutions.
Известен способ переработки кубовых остатков жидких радиоактивных отходов АЭС, который заключается в том, что кубовый остаток обрабатывают оксидом углерода и/или диоксидом углерода для перевода содержащихся в кубовом остатке солей в малорастворимые формы. Оксид и/или диоксид углерода вводят в стехиометрическом количестве по отношению к преобразуемым солевым компонентам. Затем отделяют образовавшуюся кристаллическую фазу, а оставшуюся жидкую фазу обрабатывают озоном при 20-60°С в присутствии катализатора окисления и/или коллектора извлечения радионуклидов из жидкой фазы. При обработке озоном происходит окисление органических соединений и разрушение комплексных соединений, образованных органическими лигандами и радионуклидами, в результате чего образуется радиоактивный шлам, который отделяют от раствора. Раствор направляют на дополнительное упаривание. В качестве катализатора окисления используют поливалентные ионы, преимущественно ионы железа и циркония. В качестве коллектора используют предпочтительно соединения железа и кобальта. Обработку раствора оксидами углерода преимущественно проводят в две стадии при парциальном давлении 0,01-0,99 МПа и избыточном давлении 0,05-0,15 МПа с отделением кристаллической солевой составляющей после каждой стадии. При этом первую стадию обработки проводят при 20-70°С, а вторую - при 0-5°С. Способ позволяет снизить объем хранимого кубового остатка, получить радиоактивный шлам, пригодный для утилизации известными методами, а также выделить твердые кристаллические соли с нормативно допустимым для открытого хранения содержанием радионуклидов и воды, пригодной для повторного использования в водообороте АЭС (см. RU 2066493, опубл. 10.09.1996).A known method of processing bottoms of liquid radioactive waste of nuclear power plants, which consists in the fact that the bottom residue is treated with carbon monoxide and / or carbon dioxide to convert the salts contained in the bottom residue into sparingly soluble forms. Carbon oxide and / or carbon dioxide are introduced in stoichiometric amounts with respect to the converted salt components. Then, the formed crystalline phase is separated, and the remaining liquid phase is treated with ozone at 20-60 ° C in the presence of an oxidation catalyst and / or a collector for extracting radionuclides from the liquid phase. When treated with ozone, the organic compounds are oxidized and complex compounds formed by organic ligands and radionuclides are destroyed, resulting in the formation of a radioactive sludge that is separated from the solution. The solution is sent for additional evaporation. Polyvalent ions, mainly iron and zirconium ions, are used as an oxidation catalyst. As the collector, preferably iron and cobalt compounds are used. The treatment of the solution with carbon oxides is preferably carried out in two stages at a partial pressure of 0.01-0.99 MPa and an overpressure of 0.05-0.15 MPa with separation of the crystalline salt component after each stage. The first stage of processing is carried out at 20-70 ° C, and the second at 0-5 ° C. The method allows to reduce the volume of stored bottoms, to obtain a radioactive sludge suitable for disposal by known methods, as well as to isolate solid crystalline salts with normatively acceptable for open storage content of radionuclides and water suitable for reuse in the water circulation of nuclear power plants (see RU 2066493, publ. 09/10/1996).
Недостатком способа является его сложность, обусловленная, в частности, обработкой в несколько стадий при необходимости поддерживания различных значений параметров давления, температуры и концентрации реагентов на разных стадиях, а также высокая стоимость обработки, связанная с необходимостью использования озона и катализаторов.The disadvantage of this method is its complexity, caused, in particular, by processing in several stages, if necessary, maintaining different values of pressure, temperature and concentration of reagents at different stages, as well as the high cost of processing associated with the need to use ozone and catalysts.
Наиболее близким к заявленному является способ переработки кубовых остатков ЖРО, который включает озонирование кубового остатка при pH раствора от 12 до 13,5. Образующийся при этом радиоактивный шлам, содержащий гидроокись железа (основная часть) и гидроокиси других переходных металлов, а также радионуклидов коррозионной группы 60Со, 59Fe, 63Ni, 54Mn и др., отделяют. После отделения радиоактивного шлама фильтрат пропускают через фильтр-контейнер с селективным к цезию неорганическим сорбентом, затем отработанный фильтр-контейнер направляют на хранение или захоронение. Фильтрат содержит 137Cs 1,2·10-10 Ки/л, а 60Co 0,5·10-9 Ки/л. Его концентрируют глубоким упариванием до получения кристаллогидратного монолита (солевого плава), удельная активность которого составляет 1,6·10-9 Ки/л. Преимущество изобретения заключается в обеспечении глубокой очистки жидких радиоактивных отходов с высоким солесодержанием от радионуклидов (см. RU 2226726, опубл. 10.04.2004).Closest to the claimed is a method of processing bottoms LRW, which includes ozonation of bottoms at a pH of from 12 to 13.5. The resulting radioactive sludge containing iron hydroxide (the main part) and hydroxides of other transition metals, as well as radionuclides of the corrosion group 60 Co, 59 Fe, 63 Ni, 54 Mn and others, are separated. After separation of the radioactive sludge, the filtrate is passed through a filter container with a cesium selective inorganic sorbent, then the spent filter container is sent for storage or disposal. The filtrate contains 137 Cs 1.2 · 10 -10 Ci / l, and 60 Co 0.5 · 10 -9 Ci / l. It is concentrated by deep evaporation to obtain a crystalline hydrate monolith (salt melt), the specific activity of which is 1.6 · 10 -9 Ci / l. An advantage of the invention is the provision of deep purification of liquid radioactive waste with high salinity from radionuclides (see RU 2226726, publ. 10.04.2004).
Существенным недостатком этого способа является его высокая себестоимость, обусловленная расходом электроэнергии и используемых реагентов (50-100 кг озона на окисление 1 м3 кубового остатка), необходимость монтажа озонаторной станции (для окислительной установки с производительностью 0,5 м3/час требуется станция с мощностью до 1 МВт), что экономически не выгодно и приводит к взрывоопасности процесса. Кроме того, озонирование кубового остатка может требовать использования соответствующего количества подщелачивающего реагента (NaOH), т.к. pH кубового остатка составляет 8-13, а оптимальным режимом окисления является pH 12-13,5, иначе расход озона сильно возрастает вследствие его разрушения в кислой среде. Перед пропусканием через сорбирующий фильтр-контейнер, полученный в результате озонирования фильтрат, подкисляют с помощью азотной кислоты. Это усложняет процесс. Еще одним значительным недостатком известного способа является то, что окисление кубового остатка осуществляют до сорбционного извлечения цезия. Это приводит к необходимости работы с большими объемами высокорадиоактивного осадка и раствора, содержащего цезий, что увеличивает радиационную опасность процесса, т.к. радионуклиды цезия в ЖРО являются одними из наиболее активных, долгоживущих и трудноудаляемых. Количество радиоактивного шлама составляет 4,0-4,2 г на каждый литр кубового остатка ЖРО.A significant disadvantage of this method is its high cost, due to the consumption of electricity and reagents used (50-100 kg of ozone for the oxidation of 1 m 3 of cubic residue), the need to install an ozonizer station (for an oxidation plant with a capacity of 0.5 m 3 / hour, a station with up to 1 MW), which is not economically viable and leads to an explosion hazard of the process. In addition, ozonation of the bottom residue may require the use of an appropriate amount of alkalizing reagent (NaOH), as The pH of the bottom residue is 8-13, and the optimum oxidation mode is pH 12-13.5, otherwise the ozone consumption increases greatly due to its destruction in an acidic environment. Before passing through the sorbing filter container, the filtrate obtained by ozonation is acidified with nitric acid. This complicates the process. Another significant disadvantage of this method is that the oxidation of the bottom residue is carried out before the sorption extraction of cesium. This leads to the need to work with large volumes of highly radioactive sediment and a solution containing cesium, which increases the radiation hazard of the process, because Cesium radionuclides in LRW are among the most active, long-lived and difficult to remove. The amount of radioactive sludge is 4.0-4.2 g for each liter of bottoms of LRW.
Задачей изобретения является разработка способа переработки кубового остатка ЖРО, исключающего использование озона и позволяющего отделить цезий на начальном этапе переработки.The objective of the invention is to develop a method for processing bottoms of LRW, eliminating the use of ozone and allowing to separate cesium at the initial stage of processing.
Техническим результатом способа является упрощение способа, его удешевление с одновременным повышением безопасности способа, а также ускорение процесса переработки за счет ускорения процесса окисления.The technical result of the method is to simplify the method, reduce its cost while increasing the safety of the method, as well as accelerating the processing process by accelerating the oxidation process.
Поставленная задача решается способом переработки кубового остатка ЖРО путем его окисления кислородсодержащим окислителем с последующим отделением радиоактивного шлама, содержащего гидроксид кобальта-60, и очистки от радионуклидов цезия-137 пропусканием через селективный к цезию неорганический сорбент, в котором очистку от радионуклидов цезия-137 проводят перед окислением и окисление осуществляют кислородсодержащими окислителями, не содержащими озона, при температуре не ниже температуры кипения кубового остатка и при давлении выше давления насыщенного пара жидкости для этой температуры.The problem is solved by the method of processing the bottoms of LRW by oxidizing it with an oxygen-containing oxidizing agent, followed by separation of the radioactive sludge containing cobalt-60 hydroxide, and purification of cesium-137 radionuclides by passing through an inorganic sorbent selective for cesium, in which the cesium-137 radionuclides are purified before oxidation and oxidation is carried out with oxygen-containing oxidizing agents that do not contain ozone at a temperature not lower than the boiling point of the bottom residue and at a pressure above yes saturated vapor of the liquid at this temperature.
Преимущественно окисление проводят с использованием в качестве окислителя пероксида водорода, перманганата калия, пероксосульфата натрия или аммония или кислорода.Preferably, the oxidation is carried out using hydrogen peroxide, potassium permanganate, sodium or ammonium peroxosulphate or oxygen as an oxidizing agent.
В качестве селективного к цезию неорганического сорбента использованы ферроцианидные сорбенты.Ferrocyanide sorbents were used as a cesium selective inorganic sorbent.
Сущность изобретения заключается в следующем.The invention consists in the following.
Кубовый остаток ЖРО, полученный после упаривания ЖРО АЭС, пропускают через селективный по отношению к цезию неорганический сорбент для извлечения цезия-137.The bottom residue of LRW obtained after evaporation of the LRW of a nuclear power plant is passed through an inorganic sorbent selective for cesium to extract cesium-137.
Селективный к цезию неорганический сорбент может быть, например, таким как алюмосиликат, модифицированный ферроцианидом никеля (НЖА), силикагель, модифицированный ферроцианидом никеля (НЖС), силикагель, модифицированный ферроцианидом меди (МЖС), гидроксид циркония, модифицированный ферроцианидом никеля (Термоксид-35), и др. сорбенты, известные из уровня техники.A cesium selective inorganic sorbent can be, for example, nickel ferrocyanide modified alumina silica (NFA), nickel ferrocyanide modified silica gel (NFA), copper ferrocyanide modified silica gel (MHS), nickel ferrocyanide-modified 35 nickel ferrocyanide (35) , and other sorbents known from the prior art.
Цезий находится в кубовом остатке в ионной форме, что позволяет провести сорбцию с высокой эффективностью до осуществления процесса окисления.Cesium is in the bottom residue in ionic form, which allows sorption with high efficiency before the oxidation process.
Известно, что при проведении процесса сорбции происходит частичное снижение скорости процесса за счет возможного покрытия частиц сорбента нерастворимыми в кубовом остатке органическими веществами. Однако степень такого снижения весьма незначительна, так как реальные скорости переработки кубового остатка на неорганических сорбентах намного (в 5-10 раз) ниже предельных скоростей потока, при которых будет сказываться эффект снижения скорости. Вместе с тем увеличение скорости переработки на неорганических сорбентах не имеет практического значения, так как процесс «тормозится» именно стадией окисления как в заявленном способе, так и в известном способе с озонированием. Следует отметить, что уменьшения емкости неорганических сорбентов по радионуклиду цезия (что может привести к снижению качества очистки) из-за присутствия органических веществ не происходит, т.к. ион цезия практически не образует комплексов с органическими лигандами.It is known that during the sorption process, a partial decrease in the process rate occurs due to the possible coating of sorbent particles with organic substances insoluble in the bottom residue. However, the degree of such a decrease is very insignificant, since the actual rates of processing the bottom residue on inorganic sorbents are much (5-10 times) lower than the limiting flow rates at which the effect of the reduction in speed will affect. However, the increase in the processing rate on inorganic sorbents is not of practical importance, since the process is “inhibited” by the oxidation stage both in the claimed method and in the known method with ozonation. It should be noted that there is no decrease in the capacity of inorganic sorbents for cesium radionuclide (which can lead to a decrease in the quality of purification) due to the presence of organic substances, because cesium ion practically does not form complexes with organic ligands.
Извлечение цезия-137 перед окислением позволяет избежать загрязнения всей дальнейшей схемы переработки (растворов, осадков и оборудования), т.е. повысить безопасность способа вследствие снижения активности кубового остатка на начальном этапе переработки за счет удаления радионуклида 137Cs, активность которого в 10 раз превышает активность 60Co.Extraction of cesium-137 before oxidation avoids contamination of the entire further processing scheme (solutions, precipitation, and equipment), i.e. to increase the safety of the method due to a decrease in the activity of the bottom residue at the initial stage of processing by removing the 137 Cs radionuclide, whose activity is 10 times higher than the activity of 60 Co.
Известно, что комплексы кобальта (III), в частности с ЭДТА, обладают константой устойчивости, которая на несколько порядков превосходит константы устойчивости комплексов с ЭДТА ионов других переходных металлов, содержащихся в растворе, таких как железо, никель, кобальт, никель, медь и др.It is known that cobalt (III) complexes, in particular with EDTA, have a stability constant that is several orders of magnitude higher than the stability constants of complexes with EDTA of ions of other transition metals contained in the solution, such as iron, nickel, cobalt, nickel, copper, etc. .
Вследствие этого разрушение комплексов кобальта за счет окислительной деструкции органических соединений представляет собой трудную техническую задачу.As a result, the destruction of cobalt complexes due to the oxidative destruction of organic compounds is a difficult technical problem.
Для окисления очищенный от цезия раствор смешивают с окислителем и окисление осуществляют кислородсодержащими окислителями, не содержащими озона, при температуре не ниже температуры кипения кубового остатка и при давлении выше давления насыщенного пара жидкости для этой температуры.For oxidation, the solution purified from cesium is mixed with an oxidizing agent and the oxidation is carried out with oxygen-containing oxidizing agents that do not contain ozone at a temperature not lower than the boiling point of the bottom residue and at a pressure above the saturated vapor pressure of the liquid for this temperature.
Совершенно очевидно, что температура кипения кубового остатка определяется солевым составом кубового остатка ЖРО и, как правило, составляет не ниже 130°С, а давление, превышающее давление насыщенных паров жидкости для этой температуры (давление насыщенного пара жидкости - это давление, при котором жидкость начинает кипеть или испаряться), легко может быть определено специалистом. При давлении, равном или ниже давления насыщенных паров жидкости, процесс идет неэффективно и медленно, т.к. большая часть жидкости переходит в паровую фазу.It is quite obvious that the boiling point of the bottom residue is determined by the salt composition of the bottom residue of LRW and, as a rule, is not lower than 130 ° С, and the pressure exceeding the saturated vapor pressure of the liquid for this temperature (the saturated vapor pressure of the liquid is the pressure at which the liquid begins boil or evaporate), can easily be determined by a specialist. At a pressure equal to or lower than the pressure of saturated liquid vapor, the process is inefficient and slow, because most of the liquid goes into the vapor phase.
Требуемое количество окислителя предварительно определяют известным образом в каждом конкретном случае в зависимости от качественного и количественного состава кубового остатка.The required amount of oxidizing agent is preliminarily determined in a known manner in each particular case, depending on the qualitative and quantitative composition of the bottom residue.
В качестве окислителя можно использовать любые кислородсодержащие окислители, не содержащие озона, в частности пероксид водорода, перманганат калия, пероксосульфат натрия или аммония в виде растворов, а также кислород. Перечисленные окислители являются более доступными по стоимости и по способу их получения.As the oxidizing agent, you can use any oxygen-containing oxidizing agents that do not contain ozone, in particular hydrogen peroxide, potassium permanganate, sodium or ammonium peroxosulfate in the form of solutions, as well as oxygen. The listed oxidizing agents are more affordable in cost and in the way they are obtained.
Было выявлено, что обработка кубового остатка, очищенного от цезия такими окислителями, как пероксид водорода, перманганат калия, пероксосульфат натрия или аммония или кислород при повышенных температурах и давлении выше давления насыщенного пара жидкости для этой температуры, позволяет существенно интенсифицировать процесс окисления органических соединений, в том числе комплексообразователей, таких как ЭДТА, щавелевая и лимонная кислота и т.д. Условия осуществления процесса позволяют ускорить процесс окисления в 2-3 раза по сравнению с наиболее близким аналогом.It was found that the treatment of the bottom residue purified from cesium by oxidizing agents such as hydrogen peroxide, potassium permanganate, sodium or ammonium peroxosulphate or oxygen at elevated temperatures and pressures above the saturated vapor pressure of the liquid at this temperature can significantly intensify the oxidation of organic compounds, in including complexing agents such as EDTA, oxalic and citric acid, etc. The process conditions allow to accelerate the oxidation process by 2-3 times in comparison with the closest analogue.
В указанных условиях обеспечивается окисление комплексов с переходными металлами (железом, кобальтом, марганцем, никелем и др.) и одновременно дестабилизация раствора по отношению к ионам этих металлов, удерживаемым в растворе органическими лигандами, с образованием и осаждением труднорастворимых гидроксидов этих металлов.Under these conditions, oxidation of complexes with transition metals (iron, cobalt, manganese, nickel, etc.) is ensured and, at the same time, the solution is destabilized with respect to the ions of these metals held in solution by organic ligands, with the formation and precipitation of insoluble hydroxides of these metals.
Таким образом, обработка кубового остатка ЖРО, очищенного от цезия, окислителем в проточном реакторе в указанных условиях обеспечивает максимальную глубину протекания процессов разрушения комплексов переходных металлов с органическими лигандами. Достигаемая при этом высокая скорость окисления позволяет при заданной производительности уменьшить объем жидкости в протоке и, соответственно, сделать более безопасным как процесс высокотемпературного окисления, так и всей переработки в целом.Thus, the treatment of the bottoms of LRW, purified from cesium, with an oxidizing agent in a flow reactor under the indicated conditions provides the maximum depth of the processes of destruction of transition metal complexes with organic ligands. The high oxidation rate achieved at the same time allows for a given productivity to reduce the volume of liquid in the duct and, accordingly, to make both the high-temperature oxidation process and the entire processing as a whole safer.
Кроме того, за счет окисления окислителем, не содержащим озона, и, следовательно, отсутствия установки для получения озона исключается взрывоопасность процесса и происходит его удешевление.In addition, due to the oxidation by an ozone-free oxidizing agent, and, consequently, the absence of a plant for producing ozone, the explosion hazard of the process is eliminated and its cost is reduced.
Схема способа представлена на чертеже.The scheme of the method is presented in the drawing.
Помещенный в емкость 1 кубовый остаток РЖО АЭС с помощью насоса 2 подают в колонку 3 с селективным по отношению к цезию неорганическим сорбентом. При прохождении через колонку происходит извлечение из кубового остатка 137Cs. Отработанный фильтр направляют на хранение или захоронение как твердый радиоактивный отход известными методами, а очищенный от радиоактивного цезия раствор направляют на окисление (окислительную деструкцию) органических веществ, входящих в его состав.The cubic residue of RZhO NPP placed in the tank 1 with the help of pump 2 is fed to column 3 with an inorganic sorbent selective for cesium. When passing through the column, 137 Cs is extracted from the bottom residue. The spent filter is sent for storage or disposal as solid radioactive waste by known methods, and the solution purified from radioactive cesium is sent to the oxidation (oxidative destruction) of organic substances that make up its composition.
Далее очищенный от радиоактивного цезия раствор смешивают с окислителем, который подают из емкости 4 с помощью дозирующего насоса 5 в подводящую магистраль 6. Смесь раствора с окислителем из магистрали 6 подают в обогреваемый проточный реактор 7, снабженный дросселем (не показан), посредством насоса высокого давления 8. Обогрев проточного реактора высокого давления осуществляют с помощью специального электронагревателя 9. Скорость прокачки смеси кубового остатка с окислителем через проточный реактор 7 с дросселирующим устройством определяется временем протекания реакции окисления и зависит от объема сосуда и подачи насоса. В каждом конкретном случае скорость прокачки определяется экспериментально.Next, the solution purified from radioactive cesium is mixed with an oxidizing agent, which is supplied from the tank 4 by means of a metering pump 5 to the supply line 6. The mixture of the solution with the oxidizing agent from the main 6 is fed into a heated flow reactor 7 equipped with a throttle (not shown), by means of a high pressure pump 8. Heating of the high-pressure flow reactor is carried out using a special electric heater 9. The pumping rate of the bottom residue mixture with the oxidizing agent through the flow reactor 7 with a throttling device is determined It is the time of the oxidation reaction and depends on the volume of the vessel and the pump supply. In each case, the pumping speed is determined experimentally.
Если для окисления используют газообразный окислитель - кислород, то его подачу осуществляют под давлением непосредственно в проточный реактор высокого давления (не показано). Проведение окисления кислородом осуществляют при парциальном давлении 8-12 МПа.If a gaseous oxidizing agent, oxygen, is used for oxidation, then it is supplied under pressure directly to a high-pressure flow reactor (not shown). The oxidation by oxygen is carried out at a partial pressure of 8-12 MPa.
Обработанную в проточном реакторе высокого давления 7 смесь охлаждают в теплообменнике 10 и дросселируют до атмосферного давления.The mixture processed in the high-pressure flow reactor 7 is cooled in the heat exchanger 10 and throttled to atmospheric pressure.
Образовавшийся радиоактивный шлам, состоящий преимущественно из гидроксидов переходных металлов, включая радиоактивные гидроксиды кобальта-60 (основная часть) и марганца-54, отфильтровывают с помощью фильтра 11 и в виде концентрированной пульпы через выход 12 направляют на отверждение одним из известных способов.The resulting radioactive sludge, consisting mainly of transition metal hydroxides, including radioactive hydroxides of cobalt-60 (main part) and manganese-54, is filtered off with filter 11 and in the form of concentrated pulp through outlet 12 is sent for curing using one of the known methods.
Фильтрат, очищенный от радионуклидов до норм, установленных требованиями радиационной безопасности, через выход 13 передается на хранение как промышленные отходы для возможной последующей переработки с целью извлечения полезных компонентов.The filtrate, purified from radionuclides to the standards established by the requirements of radiation safety, through outlet 13 is transferred to storage as industrial waste for possible subsequent processing in order to extract useful components.
Возможность осуществления изобретения подтверждается следующими примерами.The possibility of carrying out the invention is confirmed by the following examples.
Во всех примерах для переработки использован кубовый остаток ЖРО, полученный после упаривания ЖРО АЭС и представляющий собой высококонцентрированный раствор с pH 9-12, суммарным содержанием солей до 400-450 г/дм3, активностью 137Cs около 10-15 Бк и активностью 60Co около 10-15 Бк, характеризующийся следующим макросолевым составом: анионы, г/л: BO3- 3 150-160; NO3 - 155-165; SO4 2- 6-15; CO2 2- 50-55; катионы, г/л: Na+ 140-150; K+ 35-40; NH+ 4 0,1-03.In all the examples, the bottoms of LRW obtained after evaporation of LRW of nuclear power plants and used as a highly concentrated solution with pH 9-12, total salt content up to 400-450 g / dm 3 , 137 Cs activity of about 10-15 Bq and 60 Co activity were used for processing. about 10-15 Bq characterized makrosolevym following composition: anions, g / l: BO 3- 3, 150-160; NO 3 - 155-165; SO 4 2- 6-15; CO 2 2- 50-55; cations, g / l: Na + 140-150; K + 35-40; NH + 4 0.1-03.
Активность кубового остатка ЖРО по цезию после сорбционной очистки с использованием ферроцианидных сорбентов составляла 150 Бк/л.The activity of the bottom residue of LRW for cesium after sorption purification using ferrocyanide sorbents was 150 Bq / L.
Во всех экспериментах проводили процесс окисления при температурах в проточном сосуде с дросселирующим устройством при 200, 250 и 300°С и скоростях прокачки кубового остатка через проточный реактор высокого давления 100, 250 и 500 см3/час и определяли радиоактивность по кобальту-60 в кубовом остатке.In all experiments, the oxidation process was carried out at temperatures in a flow vessel with a throttling device at 200, 250, and 300 ° C and pumping rates of bottoms through a high-pressure flow reactor of 100, 250, and 500 cm 3 / h and the radioactivity was determined using cobalt-60 in cubic meters the remainder.
Пример 1.Example 1
Кубовый остаток ЖРО пропускают через колонку с ферроцианидным сорбентом НЖА емкостью 400 мл со скоростью 2 колоночных объема в час. Прошедший через сорбент кубовый остаток с помощью насоса высокого давления (до 150 кг/см) вводят в обогреваемый спиральным электронагревателем проточный сосуд, снабженный дросселем, объемом 100 см3 и одновременно подают в сосуд кислород под давлением 10 МПа из кислородного баллона. Процесс ведут при 200°С. Давление насыщенных паров раствора кубового остатка при этой температуре составляет 1,2 МПа. Давление в сосуде превышает давление насыщенных паров в 5 раз. После выхода из сосуда кубовый остаток ЖРО охлаждают в теплообменнике и дросселируют до атмосферного давления. Осадок образовавшихся гидроксидов отфильтровывают на металлокерамической ультрафильтрационной мембране и отделяют в виде концентрированной пульпы.The bottoms of LRW are passed through a column with a ferrocyanide sorbent NJA with a capacity of 400 ml at a rate of 2 column volumes per hour. The bottom residue that has passed through the sorbent using a high-pressure pump (up to 150 kg / cm) is introduced into a flow vessel equipped with a 100 cm 3 choke, heated with a spiral electric heater, and oxygen is simultaneously supplied to the vessel under a pressure of 10 MPa from an oxygen cylinder. The process is carried out at 200 ° C. The saturated vapor pressure of the still bottom solution at this temperature is 1.2 MPa. The pressure in the vessel exceeds the saturated vapor pressure by 5 times. After leaving the vessel, the bottoms of LRW are cooled in a heat exchanger and throttled to atmospheric pressure. The precipitate of the resulting hydroxides is filtered on a cermet ultrafiltration membrane and separated in the form of a concentrated pulp.
Пример 2.Example 2
Пропущенный через колонку с ферроцианидным сорбентом НЖС со скоростью пропускания 5 колоночных объемов в час кубовый остаток ЖРО смешивают с 30% перекисью водорода, подаваемой в количестве 200 мл на 1 л кубового остатка с помощью пропорционального дозирующего насоса непосредственно в подводящую магистраль. Полученную смесь с помощью насоса высокого давления вводят в проточный сосуд и подвергают окислению в условиях, указанных в таблице. Дальнейшую обработку окисленного кубового остатка ЖРО и образовавшегося осадка проводят аналогично примеру 1.The liquid residue of LRW passed through a column with a ferrocyanide sorbent NLF with a transmission speed of 5 column volumes per hour is mixed with 30% hydrogen peroxide supplied in an amount of 200 ml per 1 liter of liquid residue using a proportional metering pump directly to the supply line. The resulting mixture using a high pressure pump is introduced into the flow vessel and subjected to oxidation under the conditions indicated in the table. Further processing of the oxidized bottoms of LRW and the resulting precipitate is carried out analogously to example 1.
Пример 3.Example 3
Пример осуществляют аналогично примеру 2, за исключением следующих условий. Для очистки кубового остатка ЖРО от радионуклидов цезия-137 используют ферроцианидный сорбент Термоксид-35; скорость пропускания кубового остатка через сорбент 10 колоночных объемов в час. В качестве окислителя используют 5% раствор перманганата калия, который берут в количестве 200 мл на 1 л кубового остатка. Окисление в проточном герметичном сосуде и дальнейшая обработка очищенного кубового остатка ЖРО и образовавшегося осадка, как в примере 1.The example is carried out analogously to example 2, except for the following conditions. To clean the bottom residue of LRW from radionuclides of cesium-137, the ferrocyanide sorbent Thermoxide-35 is used; the rate of transmission of the bottom residue through the sorbent 10 column volumes per hour. As an oxidizing agent, a 5% potassium permanganate solution is used, which is taken in an amount of 200 ml per 1 liter of bottoms. Oxidation in a leak-proof flow vessel and further processing of the purified bottoms of LRW and the precipitate formed, as in example 1.
Пример 4.Example 4
Пример осуществляют аналогично примеру 2, за исключением следующих условий. Для очистки кубового остатка ЖРО от радионуклидов цезия-137 используют ферроцианидный сорбент НЖС, скорость пропускания кубового остатка через сорбент 5 колоночных объемов в час. В качестве окислителя используют 40% раствор пероксосульфата аммония, который берут в количестве 100 мл на 1 л кубового остатка. Окисление и дальнейшая обработка очищенного кубового остатка и образовавшегося осадка, как в примере 1.The example is carried out analogously to example 2, except for the following conditions. To purify the bottom residue of LRW from cesium-137 radionuclides, a ferrocyanide sorbent is used, the rate of transmission of the bottom residue through the sorbent is 5 column volumes per hour. As an oxidizing agent, a 40% solution of ammonium peroxosulfate is used, which is taken in an amount of 100 ml per 1 liter of bottoms. The oxidation and further processing of the purified bottoms and the resulting precipitate, as in example 1.
Условия проведения окисления и результаты экспериментов приведены в таблице.The oxidation conditions and experimental results are shown in the table.
Приведенные экспериментальные данные показывают, что при переработке кубового остатка ЖРО предлагаемым способом удельная активность кубового остатка по цезию-137 снижается примерно в 7000 раз, а удельная активность по кобальту-60 в 20-125 раз, что подтверждает эффективность разработанного способа.The experimental data show that when processing the bottom residue of LRW by the proposed method, the specific activity of the bottom residue for cesium-137 decreases by about 7000 times, and the specific activity for cobalt-60 is 20-125 times, which confirms the effectiveness of the developed method.
Сокращается также в 1,5-2,0 раза количество радиоактивного шлама, что приводит к снижению затрат на его дальнейшую переработку.The amount of radioactive sludge is also reduced by 1.5-2.0 times, which leads to lower costs for its further processing.
Claims (3)
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2006113718/06A RU2297055C1 (en) | 2006-04-21 | 2006-04-21 | Method for recovering still bottoms of liquid radioactive waste |
| PCT/RU2006/000571 WO2007123436A1 (en) | 2006-04-21 | 2006-11-01 | Method for recycling a still residue of liquid radioactive wastes |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2006113718/06A RU2297055C1 (en) | 2006-04-21 | 2006-04-21 | Method for recovering still bottoms of liquid radioactive waste |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2297055C1 true RU2297055C1 (en) | 2007-04-10 |
Family
ID=38000452
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2006113718/06A RU2297055C1 (en) | 2006-04-21 | 2006-04-21 | Method for recovering still bottoms of liquid radioactive waste |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2297055C1 (en) |
| WO (1) | WO2007123436A1 (en) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2369929C1 (en) * | 2008-06-09 | 2009-10-10 | Институт химии Дальневосточного отделения Российской академии наук (статус государственного учреждения) (Институт химии ДВО РАН) | Method of purifying liquid radioactive wastes from caesium radionuclides |
| RU2467419C1 (en) * | 2011-06-01 | 2012-11-20 | Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") | Method of cleaning still residues of liquid radioactive wastes from radioactive cobalt and caesium |
| RU2602090C1 (en) * | 2015-11-02 | 2016-11-10 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Московский государственный технический университет имени Н.Э. Баумана" (МГТУ им. Н.Э. Баумана) | Liquid radioactive wastes metal-organic compounds oxidative decomposition device |
| RU185837U1 (en) * | 2018-02-08 | 2018-12-19 | Федеральное бюджетное учреждение "Федеральное управление по безопасному хранению и уничтожению химического оружия при Министерстве промышленности и торговли Российской Федерации (войсковая часть 70855)" | Collapsible cartridge filter for cleaning bottoms of water waste containing high boiling organic impurities and various salts |
| RU2754873C2 (en) * | 2018-06-18 | 2021-09-08 | Нукем Текнолоджиз Инджиниринг Сервисиз Гмбх | Method for preliminary purification of solutions containing radionuclides |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US10580542B2 (en) | 2010-10-15 | 2020-03-03 | Avantech, Inc. | Concentrate treatment system |
| EP2593191B1 (en) | 2010-10-15 | 2016-05-18 | Avantech, Inc. | Concentrate treatment method and system |
| US9283418B2 (en) | 2010-10-15 | 2016-03-15 | Avantech, Inc. | Concentrate treatment system |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE3107859A1 (en) * | 1981-03-02 | 1982-10-21 | Armin Dipl.-Chem. Dr. rer.nat. 5300 Bonn Gilak | Process for the removal of radioactive constituents |
| RU2113025C1 (en) * | 1996-10-08 | 1998-06-10 | Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций | Method for cleaning radioactive process water from cesium radionuclides in nuclear engineering |
| RU2226726C2 (en) * | 2002-04-27 | 2004-04-10 | Открытое акционерное общество "Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации АЭС" | Method for recovering liquid radioactive wastes of nuclear power plant |
-
2006
- 2006-04-21 RU RU2006113718/06A patent/RU2297055C1/en not_active IP Right Cessation
- 2006-11-01 WO PCT/RU2006/000571 patent/WO2007123436A1/en not_active Ceased
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE3107859A1 (en) * | 1981-03-02 | 1982-10-21 | Armin Dipl.-Chem. Dr. rer.nat. 5300 Bonn Gilak | Process for the removal of radioactive constituents |
| RU2113025C1 (en) * | 1996-10-08 | 1998-06-10 | Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций | Method for cleaning radioactive process water from cesium radionuclides in nuclear engineering |
| RU2226726C2 (en) * | 2002-04-27 | 2004-04-10 | Открытое акционерное общество "Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации АЭС" | Method for recovering liquid radioactive wastes of nuclear power plant |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| АРУСТАМОВ А.Э. и др. Метод ионоселективной очистки жидких. радиоактивных отходов атомных станций. Ж. "Безопасность. жизнедеятельности". 2005, № 11. * |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2369929C1 (en) * | 2008-06-09 | 2009-10-10 | Институт химии Дальневосточного отделения Российской академии наук (статус государственного учреждения) (Институт химии ДВО РАН) | Method of purifying liquid radioactive wastes from caesium radionuclides |
| RU2467419C1 (en) * | 2011-06-01 | 2012-11-20 | Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") | Method of cleaning still residues of liquid radioactive wastes from radioactive cobalt and caesium |
| RU2602090C1 (en) * | 2015-11-02 | 2016-11-10 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Московский государственный технический университет имени Н.Э. Баумана" (МГТУ им. Н.Э. Баумана) | Liquid radioactive wastes metal-organic compounds oxidative decomposition device |
| RU185837U1 (en) * | 2018-02-08 | 2018-12-19 | Федеральное бюджетное учреждение "Федеральное управление по безопасному хранению и уничтожению химического оружия при Министерстве промышленности и торговли Российской Федерации (войсковая часть 70855)" | Collapsible cartridge filter for cleaning bottoms of water waste containing high boiling organic impurities and various salts |
| RU2754873C2 (en) * | 2018-06-18 | 2021-09-08 | Нукем Текнолоджиз Инджиниринг Сервисиз Гмбх | Method for preliminary purification of solutions containing radionuclides |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| WO2007123436A1 (en) | 2007-11-01 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN104291489B (en) | The treatment process of high temperature gas-cooled Nuclear fuel core core preparation technology waste water | |
| TW301751B (en) | ||
| US4983302A (en) | Complex preparation-process for decreasing the non-radioactive salt content of waste solutions of nuclear power stations | |
| CN109994238B (en) | Method and system for concentrating and solidifying nuclides in liquid radioactive waste | |
| BG63234B1 (en) | Method for the decontamination of radioactive materials | |
| RU2297055C1 (en) | Method for recovering still bottoms of liquid radioactive waste | |
| RU2066493C1 (en) | Method of atomic power stations liquid radioactive wastes treatment | |
| RU2467419C1 (en) | Method of cleaning still residues of liquid radioactive wastes from radioactive cobalt and caesium | |
| CN110349689A (en) | Nuclear power station Spent Radioactive liquid processing device | |
| US5512182A (en) | Process for removing trace amounts of ammonia-containing compounds from aqueous streams | |
| RU2594420C2 (en) | Method of removing boron-containing concentrate at nuclear power stations | |
| US10580542B2 (en) | Concentrate treatment system | |
| RU2755708C1 (en) | Method for complete recycling of boric acid used at a nuclear power plant for controlling the intensity of a nuclear chain reaction | |
| JP7312709B2 (en) | Radioactive waste liquid treatment system and radioactive waste liquid treatment method | |
| JP2925413B2 (en) | Treatment of radioactive liquid waste | |
| KR100764904B1 (en) | Removal method of radionuclide of cesium or strontium using ion exchanger | |
| KR20210099549A (en) | Ion exchange resin conditioning methods and apparatus for performing such methods | |
| JP2002126543A (en) | Ion-containing water treatment method | |
| Avramenko et al. | Hydrothermal reprocessing of liquid radwastes from nuclear power plants | |
| CN120613171B (en) | Nuclear power plant boron-containing radioactive waste liquid treatment system and treatment method | |
| Vinnitskii et al. | Radioactive waste management in PWR technology: some technical solutions for liquid radioactive media processing systems of the “nuclear island” | |
| RU2817393C1 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes | |
| JPS62161097A (en) | Method of processing waste liquor containing radioactive nuclear specy | |
| RU2741050C1 (en) | Boric acid recycling method | |
| RU2817393C9 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20120422 |