RU2724925C1 - Method of purifying liquid radioactive wastes, contaminated with oil products, corrosion products and slurries - Google Patents
Method of purifying liquid radioactive wastes, contaminated with oil products, corrosion products and slurries Download PDFInfo
- Publication number
- RU2724925C1 RU2724925C1 RU2019134546A RU2019134546A RU2724925C1 RU 2724925 C1 RU2724925 C1 RU 2724925C1 RU 2019134546 A RU2019134546 A RU 2019134546A RU 2019134546 A RU2019134546 A RU 2019134546A RU 2724925 C1 RU2724925 C1 RU 2724925C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- lrw
- sludge
- products
- selective
- sent
- Prior art date
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 25
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 title claims abstract description 18
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 title claims abstract description 18
- 239000010857 liquid radioactive waste Substances 0.000 title abstract description 14
- 239000002002 slurry Substances 0.000 title abstract description 4
- 239000010802 sludge Substances 0.000 claims abstract description 51
- 238000005342 ion exchange Methods 0.000 claims abstract description 28
- 238000000746 purification Methods 0.000 claims abstract description 28
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 claims abstract description 25
- 239000002594 sorbent Substances 0.000 claims abstract description 21
- 238000003860 storage Methods 0.000 claims abstract description 20
- 239000000725 suspension Substances 0.000 claims abstract description 20
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 claims abstract description 16
- 239000012634 fragment Substances 0.000 claims abstract description 14
- 239000012141 concentrate Substances 0.000 claims abstract description 13
- 238000001914 filtration Methods 0.000 claims abstract description 13
- 239000003456 ion exchange resin Substances 0.000 claims abstract description 12
- 229920003303 ion-exchange polymer Polymers 0.000 claims abstract description 12
- 239000003209 petroleum derivative Substances 0.000 claims description 12
- 239000002245 particle Substances 0.000 claims description 11
- 239000007787 solid Substances 0.000 claims description 11
- 239000011398 Portland cement Substances 0.000 claims description 4
- 238000011049 filling Methods 0.000 claims description 4
- 238000004062 sedimentation Methods 0.000 claims description 4
- 238000005070 sampling Methods 0.000 abstract description 10
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 9
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 8
- 238000012545 processing Methods 0.000 abstract description 3
- 238000000926 separation method Methods 0.000 abstract description 3
- 239000002699 waste material Substances 0.000 abstract description 3
- 230000014759 maintenance of location Effects 0.000 abstract description 2
- 238000004064 recycling Methods 0.000 abstract 1
- 239000000047 product Substances 0.000 description 34
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 15
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 11
- 239000003153 chemical reaction reagent Substances 0.000 description 10
- HEMHJVSKTPXQMS-UHFFFAOYSA-M Sodium hydroxide Chemical compound [OH-].[Na+] HEMHJVSKTPXQMS-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 6
- 239000011575 calcium Substances 0.000 description 6
- 239000012528 membrane Substances 0.000 description 6
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 description 6
- 239000004094 surface-active agent Substances 0.000 description 6
- OYPRJOBELJOOCE-UHFFFAOYSA-N Calcium Chemical compound [Ca] OYPRJOBELJOOCE-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 229910052791 calcium Inorganic materials 0.000 description 5
- 230000008569 process Effects 0.000 description 5
- 238000001223 reverse osmosis Methods 0.000 description 5
- 229910019142 PO4 Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 4
- 235000021317 phosphate Nutrition 0.000 description 4
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 description 3
- 239000002253 acid Substances 0.000 description 3
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 description 3
- 238000005202 decontamination Methods 0.000 description 3
- 230000003588 decontaminative effect Effects 0.000 description 3
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 3
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 3
- 230000003628 erosive effect Effects 0.000 description 3
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 3
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 3
- 150000002500 ions Chemical class 0.000 description 3
- 159000000003 magnesium salts Chemical class 0.000 description 3
- 239000010451 perlite Substances 0.000 description 3
- 235000019362 perlite Nutrition 0.000 description 3
- NBIIXXVUZAFLBC-UHFFFAOYSA-K phosphate Chemical class [O-]P([O-])([O-])=O NBIIXXVUZAFLBC-UHFFFAOYSA-K 0.000 description 3
- 239000010452 phosphate Substances 0.000 description 3
- 239000002244 precipitate Substances 0.000 description 3
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 3
- 239000013049 sediment Substances 0.000 description 3
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 3
- 239000002900 solid radioactive waste Substances 0.000 description 3
- 230000009471 action Effects 0.000 description 2
- 239000000443 aerosol Substances 0.000 description 2
- 239000012736 aqueous medium Substances 0.000 description 2
- 239000008346 aqueous phase Substances 0.000 description 2
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 2
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 2
- 238000005341 cation exchange Methods 0.000 description 2
- 239000004568 cement Substances 0.000 description 2
- 238000005352 clarification Methods 0.000 description 2
- 238000012937 correction Methods 0.000 description 2
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 2
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 2
- 239000007791 liquid phase Substances 0.000 description 2
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 2
- 238000002203 pretreatment Methods 0.000 description 2
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 2
- 229920006395 saturated elastomer Polymers 0.000 description 2
- 239000001488 sodium phosphate Substances 0.000 description 2
- 239000007790 solid phase Substances 0.000 description 2
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 2
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 2
- RYFMWSXOAZQYPI-UHFFFAOYSA-K trisodium phosphate Chemical compound [Na+].[Na+].[Na+].[O-]P([O-])([O-])=O RYFMWSXOAZQYPI-UHFFFAOYSA-K 0.000 description 2
- 229910000406 trisodium phosphate Inorganic materials 0.000 description 2
- 235000019801 trisodium phosphate Nutrition 0.000 description 2
- 238000005406 washing Methods 0.000 description 2
- NWUYHJFMYQTDRP-UHFFFAOYSA-N 1,2-bis(ethenyl)benzene;1-ethenyl-2-ethylbenzene;styrene Chemical compound C=CC1=CC=CC=C1.CCC1=CC=CC=C1C=C.C=CC1=CC=CC=C1C=C NWUYHJFMYQTDRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-M Chloride anion Chemical compound [Cl-] VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 1
- 241000196324 Embryophyta Species 0.000 description 1
- FYYHWMGAXLPEAU-UHFFFAOYSA-N Magnesium Chemical compound [Mg] FYYHWMGAXLPEAU-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- FKNQFGJONOIPTF-UHFFFAOYSA-N Sodium cation Chemical group [Na+] FKNQFGJONOIPTF-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000002378 acidificating effect Effects 0.000 description 1
- 239000013543 active substance Substances 0.000 description 1
- 230000006978 adaptation Effects 0.000 description 1
- 239000012670 alkaline solution Substances 0.000 description 1
- 230000003113 alkalizing effect Effects 0.000 description 1
- 238000005349 anion exchange Methods 0.000 description 1
- 239000003957 anion exchange resin Substances 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 238000009933 burial Methods 0.000 description 1
- 239000000920 calcium hydroxide Substances 0.000 description 1
- 235000011116 calcium hydroxide Nutrition 0.000 description 1
- 150000004649 carbonic acid derivatives Chemical class 0.000 description 1
- 239000003729 cation exchange resin Substances 0.000 description 1
- 125000002091 cationic group Chemical group 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 239000000460 chlorine Substances 0.000 description 1
- 239000003245 coal Substances 0.000 description 1
- 239000000470 constituent Substances 0.000 description 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 1
- 239000013078 crystal Substances 0.000 description 1
- 238000010612 desalination reaction Methods 0.000 description 1
- 238000005265 energy consumption Methods 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 238000005188 flotation Methods 0.000 description 1
- 235000013305 food Nutrition 0.000 description 1
- 230000005484 gravity Effects 0.000 description 1
- 239000003864 humus Substances 0.000 description 1
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 1
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000003100 immobilizing effect Effects 0.000 description 1
- 230000006872 improvement Effects 0.000 description 1
- 238000010348 incorporation Methods 0.000 description 1
- 239000003014 ion exchange membrane Substances 0.000 description 1
- 238000009533 lab test Methods 0.000 description 1
- 239000003041 laboratory chemical Substances 0.000 description 1
- 239000010808 liquid waste Substances 0.000 description 1
- 239000011777 magnesium Substances 0.000 description 1
- 229910052749 magnesium Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 239000002609 medium Substances 0.000 description 1
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 1
- QJGQUHMNIGDVPM-UHFFFAOYSA-N nitrogen group Chemical group [N] QJGQUHMNIGDVPM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000003204 osmotic effect Effects 0.000 description 1
- 229910001562 pearlite Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000003013 phosphoric acid derivatives Chemical class 0.000 description 1
- 239000011148 porous material Substances 0.000 description 1
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 1
- 238000004321 preservation Methods 0.000 description 1
- 238000010926 purge Methods 0.000 description 1
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 238000004055 radioactive waste management Methods 0.000 description 1
- 230000029219 regulation of pH Effects 0.000 description 1
- 238000011160 research Methods 0.000 description 1
- 239000002689 soil Substances 0.000 description 1
- 238000001179 sorption measurement Methods 0.000 description 1
- 238000000108 ultra-filtration Methods 0.000 description 1
- 239000002351 wastewater Substances 0.000 description 1
- 238000004065 wastewater treatment Methods 0.000 description 1
- 238000003911 water pollution Methods 0.000 description 1
- HAIMOVORXAUUQK-UHFFFAOYSA-J zirconium(iv) hydroxide Chemical class [OH-].[OH-].[OH-].[OH-].[Zr+4] HAIMOVORXAUUQK-UHFFFAOYSA-J 0.000 description 1
Images
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
-
- 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
-
- 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)
- Treatment Of Water By Ion Exchange (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к технике в области обращения с жидкими радиоактивными отходами (ЖРО). При эксплуатации ядерных энергетических установок (ЯЭУ) образующиеся ЖРО часто имеют повышенные загрязнения по нефтепродуктам, продуктам коррозии, шламам, синтетическим поверхностно-активным веществам (СПАВ) и илам, на которых сорбируются радионуклиды, причем их концентрация часто в десятки раз превышает содержание в водной фазе [Епимахов В.Н., Четвериков В.В., Олейник М.С. и др. Дезактивация и консервация емкостей хранения жидких радиоактивных отходов // НИТИ им. А.П. Александрова: Годовой отчет о научно-производственной деятельности. 2006 год. СПб., изд. ООО «НИЦ «Моринтех». 2006. с. 65-69]. При этом в хранилищах ЖРО, как правило, нет собственных установок спецводоочистки и поэтому приходится проводить очистку ЖРО на мобильных установках.The invention relates to techniques in the field of liquid radioactive waste management (LRW). During the operation of nuclear power plants (NPPs), the resulting LRW often have increased pollution in petroleum products, corrosion products, sludge, synthetic surface-active substances (SAS) and sludge on which radionuclides are sorbed, and their concentration is often ten times higher than the content in the aqueous phase [Epimakhov V.N., Chetverikov V.V., Oleynik M.S. et al. Decontamination and preservation of liquid radioactive waste storage tanks // NITI im. A.P. Aleksandrova: Annual report on research and production activities. 2006 year. SPb., Ed. LLC "Research Center" Morintech ". 2006. p. 65-69]. Moreover, in LRW storage facilities, as a rule, there are no in-house special water treatment plants and therefore it is necessary to carry out LRW treatment on mobile installations.
Наличие радиоактивных иловых и шламовых отложений на дне бассейнов или хранилищ выдержки является одной из главных проблем при временном хранении отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС). Хранилища заполнены водой после водоподготовки, но в воде всегда присутствуют природные иловые отложения, и в результате многолетней эксплуатации на дне хранилищ ОТВС может скапливаться до 200 т низко- и среднеактивных радиоактивных отходов.The presence of radioactive sludge and sludge deposits at the bottom of pools or storage facilities is one of the main problems during the temporary storage of spent fuel assemblies (SFA). The storages are filled with water after water treatment, but natural sludge deposits are always present in the water, and as a result of many years of operation, up to 200 tons of low- and medium-level radioactive waste can accumulate at the bottom of the spent fuel assemblies.
В емкостях хранения ЖРО происходит накопление рыхлых, практически нерастворимых, шламовых осадков с содержанием сухого остатка 500-600 г/л. Осадки, в основном, состоят из фосфатов и карбонатов. Кроме того, в значительных количествах присутствуют продукты коррозии. Удельная активность составляет в среднем 107 Бк/л., показатель рН как жидкой фазы, так и шламовых суспензий составляет 8-13. В активность твердой фазы основной вклад вносят 60Со и 54Mn, а активность жидкой фазы на ~ 90% определяют 134Cs и 137Cs.In storage tanks for LRW, there is an accumulation of loose, practically insoluble, sludge sediments with a solids content of 500-600 g / l. Precipitation is mainly composed of phosphates and carbonates. In addition, corrosion products are present in significant quantities. The specific activity is on
К шламам относятся также и пульпы ионитов и перлита. При эксплуатации блока РБМК-1000 ежегодно образуются до 40 м3 пульпы ионитов и перлита из системы байпасной очистки теплоносителя удельной активностью до 2,2 * 109 Бк/л и до 110 м3 ионита и перлита из системы конденсатоочистки, с удельной активностью 7,4 * 107 Бк/л. Пульпы отработавших ионитов и перлитные пульпы перекачиваются в емкости хранения. В настоящее время эти отходы не перерабатываются. Технологий и технологических средств полной раскачки этих емкостей и извлечения шламов из них пока нет.Slurries also include pulps of ion exchangers and perlite. During operation of the RBMK-1000 unit, up to 40 m 3 of ionite and perlite pulps are formed annually from the by-pass purification system of the coolant with specific activity up to 2.2 * 10 9 Bq / l and up to 110 m 3 of ion exchanger and perlite from the condensate cleaning system, with
Иловые отложения хранилищ ЖРО содержат главным образом радионуклиды 137Cs, 90Sr, 6SZn, 239Pu, 131I. Помимо радионуклидов илы содержат до 80% органических компонентов, а также частиц грунта, гумуса и др. Содержание солей в иловых отложениях может достигать 1000 г/л.Sludge deposits of LRW storage facilities mainly contain 137 Cs, 90 Sr, 6S Zn, 239 Pu, 131 I radionuclides. In addition to radionuclides, sludge contains up to 80% of organic components, as well as particles of soil, humus, etc. The salt content in sludge deposits can reach 1000 g / l
При очистке водоемов иловые взвеси содержат 10-20 масс % твердой фазы. Взвеси илов представляют собой коллоидные растворы, которые осаждаются крайне медленно, поэтому при отстаивании практически не удается обеспечить очистку водной фазы.When cleaning ponds, silt suspensions contain 10-20 mass% of the solid phase. Suspensions of sludge are colloidal solutions that precipitate extremely slowly, so when settling is practically impossible to ensure the purification of the aqueous phase.
Известен способ очистки ЖРО на передвижной установке, включающий предочистку на механических и ультрафильтрах, умягчение на натрий-катионитовых фильтрах, определение на электродиализаторе с отстаиванием ЖРО в исходных и промежуточных емкостях и доочистку на Н*-катионитовых фильтрах с последующим отверждением образующихся радиоактивных концентратов включением в портландцементы [Соболев И.А., Тимофеев Е.М., Пантелеев В.И., и др. Передвижная установка для обезвреживания маломинерализованных низкоактивных жидких отходов - Атомная энергия, 1992, т. 73, выпуск 6, с. 474-478].A known method for cleaning LRW on a mobile installation, including pre-treatment on mechanical and ultrafilters, softening on sodium cation exchange filters, determination on an electrodialyzer with sedimentation of LRW in the initial and intermediate containers, and post-treatment on H * cation exchange filters, followed by curing of the resulting radioactive concentrates by incorporation into portland concentrates [Sobolev I.A., Timofeev E.M., Panteleev V.I., et al. Mobile installation for the disposal of low-mineralized low-level liquid waste - Atomic energy, 1992, v. 73,
Недостатком этого способа является то, что при высокой загрязненности ЖРО нефтепродуктами очистка на ультрафильтрах малоэффективна, и нефтепродуктами забиваются поры в ионообменных смолах Н+-катионитовых фильтров, выводя сорбент из строя [Пушкарев В.В., Егоров Ю.В., Хрусталев Б.Н. Осветление и дезактивация сточных вод флотацией - М., Энергоатомиздат, 1969].The disadvantage of this method is that when the LRW is highly contaminated with oil products, ultrafiltration cleaning is ineffective, and the pores in the ion-exchange resins of H + cationic filters clog the oil products, disabling the sorbent [Pushkarev V.V., Egorov Yu.V., Khrustalev B. N. Clarification and decontamination of wastewater by flotation - M., Energoatomizdat, 1969].
Известен способ обезвреживания ЖРО, загрязненных нефтепродуктами, продуктами коррозии и СПАВ по патенту №2510539 РФ, включающий предочистку на механических и мембранных фильтрах, опреснение на обратноосмотических фильтрах с отстаиванием ЖРО в исходной и промежуточной емкостях и доочистку на ионообменных фильтрах и отверждение образующихся радиоактивных концентратов включением в портландцемент. При этом после отстаивания ЖРО в исходной емкости производится слив верхнего слоя загрязнений вод в сборник нефтепродуктов. При проведении предочистки в качестве механических фильтров используют насыпные фильтры с модифицированными азотосодержащими углями. ЖРО после отстаивания в первой промежуточной емкости подают на мембранные фильтры, в качестве которых используют микрофильтры грубой и тонкой очистки, затем ЖРО направляют во вторую промежуточную емкость. После отстаивания во второй промежуточной емкости ЖРО направляют на обратноосмотические фильтры, концентрат которых возвращают в первую промежуточную емкость в качестве подщелачивающего реагента до его насыщения по солям. Насыщенные нефтепродуктами угли извлекают из механического фильтра для замены новыми, а отработанные сжигают вместе с нефтепродуктами, слитыми с верхнего слоя исходной емкости в сборник нефтепродуктов, полученный зольный остаток включают в портландцемент вместе с насыщенным по солям обратноосмотическим концентратом ЖРО. Недостатками способа является то, что:A known method for the disposal of LRW contaminated with oil products, corrosion products and surfactants according to the patent of Russian Federation patent No. 2510539, including pretreatment on mechanical and membrane filters, desalination on reverse osmosis filters with sedimentation of LRW in the original and intermediate tanks and aftertreatment on ion-exchange filters and curing the resulting radioactive concentration Portland cement. In this case, after settling of LRW in the initial tank, the upper layer of water pollution is discharged into the collection of oil products. During the pretreatment, bulk filters with modified nitrogen-containing coals are used as mechanical filters. LRW after settling in the first intermediate tank is fed to membrane filters, which are used as coarse and fine microfilters, then the LRW is sent to the second intermediate tank. After settling in the second intermediate tank, LRW is sent to reverse osmosis filters, the concentrate of which is returned to the first intermediate tank as an alkalizing reagent until it is saturated with salts. Coals saturated with oil products are removed from the mechanical filter to be replaced with new ones, and spent coals are burned together with oil products discharged from the upper layer of the initial tank into a collection of oil products, the resulting ash residue is included in Portland cement together with salt-osmosis reverse osmosis concentrate LRW. The disadvantages of this method are that:
- для очистки растворенных примесей в ЖРО использована система обратного осмоса. Практика работы по очистке ЖРО на объектах кораблестроения ВМФ РФ в Северном и Дальневосточном регионах показала, что срок службы осмотической мембраны небольшой, поэтому для обеспечения оптимальных рабочих характеристик мембран периодически проводят промывку, продувку и химическую очистку. Очевидно, что целесообразно использовать для данной операции электрохимическую очистку от растворенных твердых примесей с использованием ионообменных мембран, которые, как известно, позволяют увеличить коэффициент очистки, а срок службы таких мембран значительно выше, чем мембран обратноосмотических установок (приказ Минприроды РФ от 22.10.1996 г. №444, Государственная экологическая экспертиза, заключение от 17.10.1996 г., п. 13 - замечания и предложения);- a reverse osmosis system was used to purify dissolved impurities in LRW. The practice of cleaning LRW at shipbuilding facilities of the Navy of the Russian Federation in the Northern and Far Eastern regions has shown that the life of the osmotic membrane is short, therefore, to ensure optimal performance of the membranes, washing, purging and chemical cleaning are carried out periodically. Obviously, it is advisable to use electrochemical purification from dissolved solid impurities for this operation using ion-exchange membranes, which, as you know, can increase the purification coefficient, and the service life of such membranes is much higher than membranes of reverse osmosis plants (order of the Ministry of Natural Resources of the Russian Federation of 10.22.1996 g No. 444, State Ecological Expertise, conclusion of October 17, 1996, paragraph 13 - comments and suggestions);
- не обеспечивается очистка ЖРО от образовавшихся в хранилищах илов и шламов;- cleaning of LRW from sludge and sludge formed in storage facilities is not ensured;
- при сжигании отработанных углей с нефтепродуктами возможен выброс радиоактивных аэрозолей.- when burning waste coal with petroleum products, the release of radioactive aerosols is possible.
Однако по своей технологической сущности и достигаемому техническому результату этот способ наиболее близок к заявленному и выбран в качестве прототипа.However, in its technological essence and the achieved technical result, this method is the closest to the claimed one and is selected as a prototype.
Задачей изобретения является создание способа очистки ЖРО, загрязненных нефтепродуктами, продуктами коррозии, шламами, СПАВ и илом.The objective of the invention is to provide a method for cleaning LRW contaminated with oil, corrosion products, sludge, surfactants and sludge.
Техническим результатом изобретения является технологическая возможность полной раскачки емкостей хранилищ ЖРО, в том числе и аварийных, и извлечение из них загрязненных нефтепродуктов, продуктов коррозии, шламов, СПАВ и илов в виде радиоактивного концентрата с последующим его омоноличиванием, например, способом, изложенным в патенте №231215 РФ, при общем снижении дозовых нагрузок на персонал и окружающую среду.The technical result of the invention is the technological possibility of a complete buildup of tanks for LRW storage facilities, including emergency ones, and the extraction of contaminated oil products, corrosion products, sludge, surfactants and sludge from them in the form of radioactive concentrate, followed by monolithization, for example, by the method described in patent No. 231215 of the Russian Federation, with a general reduction in dose loads on personnel and the environment.
Для достижения указанного технического результата в способе очистки ЖРО, загрязненных нефтепродуктами, продуктами коррозии, шламами, СПАВ и илами, включающем предочистку с отстаиванием ЖРО в промежуточных емкостях и доочистку в механических и ионообменных фильтрах с отверждением образующихся радиоактивных концентратов за счет включения в портландцемент. При этом шлам размывают в самих ЖРО с помощью гидромонитора под давлением не более 1,0 МПа, а образовавшуюся суспензию, нагретую до 50°С и состоящую из ЖРО, нефтепродуктов, продуктов коррозии и частиц шлама, пульповым насосом подают в первый гидроциклон. В первом гидроциклоне происходит разделение суспензии на тяжелые фрагменты нефтепродуктов и частицы шлама, направляемые в первую промежуточную емкость, и на ЖРО с легкими фрагментами нефтепродуктов, направляемые во второй гидроциклон, где происходит их разделение на нефтепродукты, направляемые в первую промежуточную емкость, и на предварительно очищенные ЖРО, направляемые во вторую промежуточную емкость до ее заполнения. Затем эти ЖРО гидронасосом направляют в блок механической фильтрации, обеспечивающий очистку ЖРО от твердых частиц размером более 5 мкм. Далее очищенные от упомянутых частиц ЖРО поступают в блок селективной очистки и ионного обмена сначала на фильтр с селективным сорбентом типа «Термоксид-35», затем в фильтр ионного обмена, заполненный ионообменными смолами KУ-2-8чС, АВ-17-8чС в соотношении 1:1 и далее в фильтр с селективным сорбентом типа «Термоксид-3K». После чего ЖРО поступают в третью промежуточную емкость, где проводят отбор проб. В зависимости от результата ЖРО направляют либо в транспортную емкость, либо на вторичную очистку во второй блок селективной очистки и ионного обмена с последующим заполнением четвертой промежуточной емкости. В четвертой промежуточной емкости производят отбор проб, по результатам которого ЖРО подают либо для повторной очистки через блоки механической фильтрации, селективной очистки и ионного обмена, либо в транспортную емкость.To achieve the specified technical result in a method for cleaning LRW contaminated with oil products, corrosion products, sludge, surfactants and sludges, including pretreatment with sedimentation of LRW in intermediate tanks and post-treatment in mechanical and ion-exchange filters with curing of the resulting radioactive concentrates due to inclusion in Portland cement. In this case, the sludge is washed out in the LRW themselves using a hydraulic monitor under a pressure of not more than 1.0 MPa, and the resulting suspension, heated to 50 ° C and consisting of LRW, oil products, corrosion products and particles of the sludge, is fed into the first hydrocyclone with a pulp pump. In the first hydrocyclone, the suspension is divided into heavy fragments of petroleum products and sludge particles sent to the first intermediate tank, and LRW with light fragments of petroleum products sent to the second hydrocyclone, where they are divided into petroleum products sent to the first intermediate tank, and pre-cleaned LRW sent to the second intermediate tank until it is full. Then, these LRW by a hydraulic pump are sent to a mechanical filtration unit, which ensures the cleaning of LRW from solid particles larger than 5 microns in size. Then, the LRW purified from the mentioned particles are fed to the selective purification and ion exchange unit, first to a filter with a selective sorbent of the Thermoxide-35 type, then to an ion exchange filter filled with KU-2-8hS, AB-17-8hS ion-exchange resins in the ratio 1 : 1 and further into the filter with a selective sorbent of the Thermoxide-3K type. Then LRW enter the third intermediate tank, where they take samples. Depending on the result, LRW is sent either to the transport tank or to secondary treatment in the second block of selective treatment and ion exchange, followed by filling the fourth intermediate tank. In the fourth intermediate tank, samples are taken, according to the results of which LRW is supplied either for re-treatment through mechanical filtration, selective purification and ion exchange blocks, or in a transport tank.
Нагрев ЖРО до 50°С понижает вязкость ЖРО и входящих в них составляющих, что положительно влияет на скорость размыва илов и шламов на дне хранилищ, а также на дальнейшие процессы разделения ЖРО в виде суспензий на жидкие, легкие и твердые включения, при этом затраты электроэнергии на нагрев ЖРО обеспечиваются в оптимальных пределах.Heating LRW to 50 ° C reduces the viscosity of LRW and its constituent components, which positively affects the rate of erosion of sludge and sludge at the bottom of the storage facilities, as well as further processes for the separation of LRW in the form of suspensions into liquid, light and solid inclusions, while the energy consumption LRW heating are provided within optimal limits.
При размыве илов и шламов на дне хранилищ давление в мониторе ЖРО, разогретых до 50°С, не должно превышать 1 МПа, что обеспечит оптимальный размыв илов, шламов и образование суспензий без выбросов в атмосферу радиоактивных аэрозолей.When erosion of sludge and sludge at the bottom of the storage facilities, the pressure in the LRW monitor heated to 50 ° C should not exceed 1 MPa, which will ensure optimal erosion of sludge, sludge and the formation of suspensions without the release of radioactive aerosols into the atmosphere.
При прокачке суспензии через первый гидроциклон происходит ее разделение на тяжелые фрагменты нефтепродуктов, шламов и илов, и на ЖРО и легкие фракции нефтепродуктов, а при последовательной прокачке через второй гидроциклон (ЖРО, легкие фрагменты нефтепродуктов из первого гидроциклона) происходит дальнейшее разделение на ЖРО и легкие фрагменты нефтепродуктов.When the suspension is pumped through the first hydrocyclone, it is divided into heavy fragments of oil products, sludge and sludge, and LRW and light oil fractions, and when sequentially pumped through the second hydrocyclone (LRW, light oil fragments from the first hydrocyclone), further separation into LRW and light fragments of petroleum products.
Гидроциклоны применяют для осветления, обогащения суспензий, а также для очистки сточных вод после мойки пищевых агрегатов. Гидроциклон не имеет движущихся частей, и поэтому вращение потока достигается благодаря тангенциальному вводу суспензии со скоростью 5-25 м/с. Под действием центробежной силы тяжелые фракции отбрасываются к внутренней стенке гидроциклона и движутся по спиральной траектории под действием гравитации вниз к выходному отверстию, через которое отводятся в виде шлама. Осветленная жидкость движется во внутреннем спиральном потоке вверх вдоль оси гидроциклона и удаляется через верхний патрубок.Hydrocyclones are used for clarification, enrichment of suspensions, as well as for wastewater treatment after washing food aggregates. The hydrocyclone has no moving parts, and therefore the rotation of the flow is achieved due to the tangential introduction of the suspension at a speed of 5-25 m / s. Under the action of centrifugal force, the heavy fractions are discarded to the inner wall of the hydrocyclone and move along a spiral path under the action of gravity down to the outlet through which they are discharged in the form of sludge. The clarified liquid moves upward along the axis of the hydrocyclone in the internal spiral flow and is removed through the upper pipe.
Использование гидроциклонов в предлагаемом способе очистки ЖРО обусловлено рядом преимуществ по сравнению с другими устройствами подобного назначения:The use of hydrocyclones in the proposed method for LRW treatment is due to a number of advantages compared with other devices of this purpose:
- полное отсутствие движущихся частей;- the complete absence of moving parts;
- простая эксплуатация;- simple operation;
- сравнительно низкая стоимость;- relatively low cost;
- сравнительно низкая трудоемкость операции дезактивации;- the relatively low complexity of the decontamination operation;
- компактность по сравнению с другими устройствами подобного назначения и, как следствие, оптимальная адаптация к существующим устройствам очистки ЖРО.- compactness in comparison with other devices of a similar purpose and, as a result, optimal adaptation to existing LRW treatment devices.
Блок механической фильтрации должен обеспечивать очистку ЖРО от твердых частиц более 5 мкм, так как это обеспечит нормальную работу по очистке и прохождению ЖРО в блоках селективной очистки ионного обмена и увеличит срок ресурса (замены) шихты селективных сорбентов и ионообменных смол.The mechanical filtration unit should ensure the cleaning of LRW from solid particles of more than 5 μm, as this will ensure normal operation of cleaning and passing LRW in selective ion exchange purification units and increase the life (replacement) of the charge of selective sorbents and ion-exchange resins.
В качестве селективных сорбентов (начальная стадия селективной очистки) используют «Термоксид-35» (ТУ-2641-006-12342266-2004), которым можно производить очистку ЖРО и технологических водных сред от радионуклидов Cs в широком диапазоне солесодержания и кислотности. Указанный сорбент успешно применялся на Балаковской, Калининской, Кольской, Нововоронежской и других АЭС, а также на объектах атомного кораблестроения ВМФ РФ. «Термоксид-35» имеет коэффициент очистки от радионуклида 137Cs - 103.As selective sorbents (the initial stage of selective purification), Thermoxide-35 (TU-2641-006-12342266-2004) is used, which can be used to purify LRW and process aqueous media from Cs radionuclides in a wide range of salinity and acidity. The specified sorbent was successfully used at Balakovo, Kalinin, Kola, Novovoronezh and other nuclear power plants, as well as at nuclear shipbuilding facilities of the Russian Navy. "Thermoxide-35" has a coefficient of purification from radionuclide 137 Cs - 10 3 .
ЖРО после очистки в сорбенте «Термоксид-35» попадает в блок ионного обмена, заполненного шихтой из ионообменных смол КУ-2-8чС (ГОСТ 20298-74), АВ-17-8чС (ГОСТ 20301-74) в соотношении 1:1, которое обеспечивает наибольший коэффициент очистки от солей, удаление активных продуктов деления и регулирования рН.LRW after purification in the sorbent "Thermoxide-35" falls into the ion exchange block filled with a mixture of ion exchange resins KU-2-8chS (GOST 20298-74), AV-17-8chS (GOST 20301-74) in a ratio of 1: 1, which provides the greatest coefficient of salt removal, removal of active fission products and pH regulation.
КУ-2-8чС - сильнокислый катионит, использующийся на ФГУП «Атом-флот», ООО «Балтийский завод-Судостроение», ВМФ РФ.KU-2-8chS is a strongly acidic cation exchange resin used at the Atom-Fleet FSUE, Baltic Shipbuilding Plant LLC, and the Russian Navy.
АВ-17-8чС - сильноосновной анионит, использующийся на тех же вышеуказанных предприятиях.AB-17-8chS is a strongly basic anion exchange resin used at the same above enterprises.
Из блока ионного обмена ЖРО попадают в фильтр с селективным сорбентом «Термоксид-3K» (вторая стадия селективной очистки). «Термоксид-3K» (ТУ 2641-014-12342266-2004) - поверхностно модифицированный гидроксид циркония, применяющийся при очистке ЖРО от радионуклидов 90Sr, 90Y. Ожидаемый коэффициент очистки до 103. Применяется на ФГУП «Атомфлот» и Челябинское отделение ФГУП «РосРАО».From the ion exchange unit, LRW is transferred to the filter with the Thermoxide-3K selective sorbent (the second stage of selective purification). “Thermoxide-3K” (TU 2641-014-12342266-2004) is a surface modified zirconium hydroxide used in the purification of LRW from radionuclides 90 Sr, 90 Y. The expected cleaning coefficient is up to 10 3 . It is used at the FSUE Atomflot and the Chelyabinsk branch of the Federal State Unitary Enterprise RosRAO.
Для определения оптимальной технологической блок-схемы очистки высоко загрязненных ЖРО, выбора марок селективных сорбентов и состава шихты ионообменных смол, а также порядка прохождения потока очищаемых ЖРО и подключения всех фильтрующих и гидравлических устройств на аварийном радиоактивном объекте ВМФ РФ ТФ были проведены опытно-экспериментальные работы по подбору марок сорбентов и ионообменных смол, а также по порядку подключения всех типов фильтров и гидравлических устройств. В результате предлагаемая блок-схема очистки ЖРО оказалась оптимальной по результатам качества и времени очистки ЖРО и по оценке минимально необходимых финансовых средств.In order to determine the optimal technological flowchart for the cleaning of highly contaminated LRW, the choice of grades of selective sorbents and the composition of the charge of ion-exchange resins, as well as the flow pattern of the treated LRW and the connection of all filtering and hydraulic devices at the emergency radioactive facility of the Russian Navy TF, experimental work was carried out on selection of brands of sorbents and ion-exchange resins, as well as the order of connection of all types of filters and hydraulic devices. As a result, the proposed block diagram of LRW treatment turned out to be optimal according to the results of the quality and time of LRW treatment and to assess the minimum necessary financial resources.
Первая промежуточная емкость осуществляет функцию сборника концентрата, образованного в процессе очистки ЖРО. В эту емкость после прохождения и разделения суспензии в первом гидроциклоне направляются тяжелые фракции нефтепродуктов и продуктов коррозии, шлам и ил, а после прохождения и разделения легких фрагментов нефтепродуктов и ЖРО во втором гидроциклоне в первую промежуточную емкость направляются нефтепродукты. Кроме этого в эту же емкость сливаются нерастворимые кальциевые и магниевые соли фосфатной кислоты, образующиеся при реагентном умягчении воды (в ЖРО) во второй промежуточной емкости.The first intermediate tank performs the function of a concentrate collector formed during the treatment of LRW. After passing through and separating the suspension in the first hydrocyclone, heavy fractions of petroleum products and corrosion products, sludge and sludge are sent, and after passing and separating light fragments of petroleum products and LRW in the second hydrocyclone, petroleum products are sent to the first intermediate tank. In addition, insoluble calcium and magnesium salts of phosphate acid, which are formed during reagent softening of water (in LRW) in the second intermediate tank, are merged into the same tank.
Вторая промежуточная емкость является сборником ЖРО, прошедшими предочистку в первом и втором гидроциклонах. Вторая промежуточная емкость предназначена для:The second intermediate tank is a collection of LRW, pre-treated in the first and second hydrocyclones. The second intermediate tank is designed for:
- накопления ЖРО после предочистки;- accumulation of LRW after pretreatment;
- коррекции показателя рН (в ЖРО) для повышения сорбционных свойств используемых сорбентов селективной очистки и ионного обмена;- correction of pH (in LRW) to increase the sorption properties of the used sorbents of selective purification and ion exchange;
- реагентного умягчения воды ЖРО с применением в качестве реагента тринатрий-фосфата. Образуемые в результате реакции кальциевые и магниевые соли фосфатной кислоты обладают ничтожной растворимостью в воде и поэтому практически полностью выпадают в осадок, и их сливают в первую промежуточную емкость;- reagent softening of LRW water using trisodium phosphate as a reagent. Calcium and magnesium salts of phosphate acid formed as a result of the reaction have insignificant solubility in water and therefore almost completely precipitate and are poured into the first intermediate tank;
- отбора и анализа проб.- sampling and analysis of samples.
Третья промежуточная емкость является сборником ЖРО, прошедшими предочистку в первом блоке селективной очистки и ионного обмена. В третьей промежуточной емкости производят:The third intermediate tank is a collection of LRW, pre-treated in the first block of selective purification and ion exchange. In the third intermediate tank produce:
- накопление ЖРО после предочистки;- accumulation of LRW after pretreatment;
- коррекцию в ЖРО показателя рН;- correction in LRW of pH;
- отбор и анализ проб, по результатам которого осуществляется дальнейшая соответствующая очистка или обращение с ЖРО.- sampling and analysis of samples, the results of which are further appropriate cleaning or handling of LRW.
Накапливаемый в первой промежуточной емкости радиоактивный концентрат состоит из остатков ЖРО, фрагментов нефтепродуктов, продуктов коррозии, шламов, илов, осадка нерастворимых солей, СПАВ и твердых частиц. Для длительного хранения или захоронения радиоактивного концентрата его необходимо перевести из жидкообразного в твердое состояние путем иммобилизации в цементные блоки, например, способом, изложенным в патенте РФ №2312415, который позволяет иммобилизовать ЖРО, содержащие нефтепродукты и радиоактивные примеси в водной среде в широком интервале концентраций.The radioactive concentrate accumulated in the first intermediate tank consists of LRW residues, oil product fragments, corrosion products, sludge, sludge, insoluble salt sediment, surfactants and solid particles. For long-term storage or burial of a radioactive concentrate, it must be converted from a liquid to a solid state by immobilization in cement blocks, for example, by the method described in RF patent No. 2312415, which allows immobilizing LRW containing oil products and radioactive impurities in an aqueous medium in a wide concentration range.
После отработки ресурса фильтроэлементы блока механической фильтрации и шихту селективных сорбентов и ионообменных смол селективной очистки переводят в твердые радиоактивные отходы (ТРО), которые-цементируют по отработанным в отрасли атомной энергетики технологиям.After working out the resource, the filter elements of the mechanical filtration unit and the mixture of selective sorbents and selective ion-exchange resins are converted into solid radioactive waste (SRW), which are cemented using technologies developed in the nuclear energy industry.
Предлагаемый способ очистки ЖРО, загрязненных нефтепродуктами, продуктами коррозии, шламами и илами может быть реализован по блок-схеме, представленной на фиг. 1.The proposed method for cleaning LRW contaminated with oil products, corrosion products, sludge and sludge can be implemented according to the flowchart shown in FIG. 1.
В состав блок-схемы входят следующие основные устройства и блоки:The composition of the block diagram includes the following main devices and blocks:
- хранилище ЖРО - 1;- LRW storage - 1;
- пульповый насос - 2- pulp pump - 2
- гидромонитор - 3;- hydraulic monitor - 3;
- электронагреватель - 4;- electric heater - 4;
- гидроциклоны - 5, 7;- hydrocyclones - 5, 7;
- трубопроводы - 6, 8, 9, 10, 13, 25, 26, 30;- pipelines - 6, 8, 9, 10, 13, 25, 26, 30;
- первая промежуточная емкость - 11;- the first intermediate tank is 11;
- вторая промежуточная емкость - 12;- the second intermediate tank is 12;
- устройство пробоотбора - 14;- sampling device - 14;
- гидронасосы - 15, 28, 29;- hydraulic pumps - 15, 28, 29;
- блок механической фильтрации - 16;- mechanical filtration unit - 16;
- блок механической фильтрации грубой очистки - 17;- rough mechanical filtration unit - 17;
- блок механической фильтрации тонкой очистки - 18;- mechanical fine filtering unit - 18;
- первый блок селективной очистки и ионного обмена - 19;- the first block of selective purification and ion exchange - 19;
- фильтр с селективным сорбентом марки «Термоксид-35» - 20;- a filter with a selective sorbent of the Thermoxide-35 brand - 20;
- фильтр ионного обмена, заполненный ионообменными смолами КУ-2-8чС, АВ-17-8чС-21;- an ion exchange filter filled with ion exchange resins KU-2-8chS, AB-17-8chS-21;
- фильтр с селективным сорбентом марки «Термоксид-3K» - 22;- filter with selective sorbent brand "Thermoxide-3K" - 22;
- третья промежуточная емкость - 23;- the third intermediate capacity is 23;
- четвертая промежуточная емкость - 24;- the fourth intermediate capacity is 24;
- второй блок селективной очистки и ионного обмена - 27.- the second block of selective purification and ion exchange - 27.
В хранилище ЖРО 1 производят размыв донных илов и шламов, используя гидромонитор 3, и при помощи пульпового насоса 2 образовавшуюся суспензию подают на предочистку. При этом суспензию нагревают, например, электронагревателем 4 до температуры не выше 50°С. Электронагреватель 4 устанавливают на напорный трубопровод пульпового насоса 2 до отвода к трубопроводу гидромонитора 3. Таким образом, размыв донных илов и шламов гидромонитором 3 производится струей суспензии, нагретой до 50°С, при этом давление в струе на выходе из гидромонитора 3 не должно превышать 1 МПа.In the storage of
Предочистку суспензии начинают в гидроциклоне 5, где происходит разделение суспензии на тяжелые фрагменты нефтепродуктов, продуктов коррозии, шламов и илов, которые направляют по трубопроводу 9 в первую промежуточную емкость 11, и на ЖРО с легкими нефтепродуктами, которые направляют по трубопроводу 6 в гидроциклон 7. В гидроциклоне 7 происходит разделение потока на нефтепродукты, которые через трубопровод 8 направляют в первую промежуточную емкость 11, и на ЖРО, которые по трубопроводу 10 направляют во вторую промежуточную емкость 12 до полного ее заполнения, откуда производят первый отбор проб устройством пробоотбора 14 для химических и радиационных исследований полученного состава ЖРО. По результатам лабораторных химических и радиационных исследований производят коррекцию водородного показателя рН с использованием щелочных растворов NaOH. При этом рН поддерживают в пределах значений 8÷10. Затем производят реагентное умягчение с применением в качестве реагента тринатрий фосфата - Na3PO4. Образующиеся кристаллы солей собирают анионитные формы Cs +, SN 2+, Fe2+, Со2+ и других радионуклидов. При этом степень очистки ЖРО от радионуклидов превышает, как правило, 50%. Тип и расход реагента зависит от химического состава ЖРО. Для удаления кальциевой жесткости применяют известковое молоко - Са(ОН)2. Когда требуется удалить не только кальциевую, но и магниевую жесткость используют раствор - NaOH.Suspension pretreatment begins in
Образуемые в результате реакций кальциевые и магниевые соли фосфатной кислоты обладают нерастворимостью в воде и поэтому полностью выпадают в осадок во второй промежуточной емкости 12, из которой смываются в первую промежуточную емкость 11. Необходимое количество безводного Na3PO4 определяется по формуле:The resulting calcium and magnesium salts of phosphate acid are insoluble in water and therefore completely precipitate in the second
Na3PO4≈54,67°Ж (мг/1), гдеNa 3 PO 4 ≈54.67 ° W (mg / 1), where
°Ж - жесткость воды (мг-экв/л).° W - water hardness (mEq / l).
Оптимальное количество требуемых реагентов определяют путем проведения технологических анализов, которые сводятся к пробному умягчению воды в лабораторных условиях.The optimal amount of reagents required is determined by conducting technological analyzes, which are reduced to trial softening of water in laboratory conditions.
После коррекции показателя рН и реагентного умягчения ЖРО гидронасосом 15 подают под давлением в блок механической очистки 16, где ЖРО проходят блок механических фильтров грубой очистки 17, а затем блок механических фильтров тонкой очистки 18, где обеспечивается очистка ЖРО от твердых частиц размером более 5 мкм. Далее ЖРО направляют в первый блок селективной очистки и ионного обмена 19 на фильтр 20 с селективным сорбентом марки «Термоксид-35» с ожидаемыми коэффициентами очистки от радионуклида 137Cs - 103.After adjusting the pH and reagent softening, the LRW of the
После очистки в сорбенте «Термоксид-35» ЖРО проходят очистку в фильтре ионного обмена 21, заполненном шихтой из ионообменных смол КУ-2-8чС и АВ-17-8чС в соотношении 1:1. Происходит очистка ЖРО от радионуклидов 137Cs, 90Sr и 90Y, а также улучшение физико-химических показателей ЖРО.After cleaning in the sorbent “Thermoxide-35” LRW, they are cleaned in the
С фильтра ионного обмена 21 ЖРО поступают в фильтр 22 с селективным сорбентом «Термоксид-3K», где производится очистка от радионуклидов 90Sr и 90Y с ожидаемым коэффициентом очистки - до 103.From the ion exchange filter, 21 LRW enter the
Очищенные в блоке механической фильтрации 16 и первом блоке селективной очистки и ионного обмена 19 ЖРО сливают в третью промежуточную емкость 23, из которой через устройство пробоотбора 14 производят второй отбор проб, а затем проводят химические и радиационные исследования полученного состава ЖРО в лабораторных условиях.The LRW cleaned in the
По результатам лабораторных исследований ЖРО гидронасосом 28 направляют либо в трубопровод 30 для наполнения транспортной емкости или системы технической воды (на фиг. 1 не показаны), либо во второй блок селективной очистки ионного обмена 27 с последующим заполнением четвертой промежуточной емкости 24. В четвертой промежуточной емкости 24 проводят отбор проб ЖРО устройством пробоотбора 14 и лабораторные исследования, по результатам которых ЖРО гидронасосом 29 подают либо в трубопровод 30 для наполнения транспортной емкости или системы технической воды, либо в трубопровод 26 на дальнейшую переработку и очистку ЖРО в указанной выше последовательности.According to the results of laboratory studies, the LRW of the
Предлагаемым способом ЖРО могут быть переработаны до высокой степени очистки.The proposed method LRW can be processed to a high degree of purification.
В процессе снижения радиоактивности и переработки ЖРО должен постоянно осуществляться контроль следующих параметров:In the process of reducing radioactivity and LRW processing, the following parameters should be constantly monitored:
- рабочее давление в блоках селективной очистки и ионного обмена - 19, 27;- working pressure in the blocks of selective cleaning and ion exchange - 19, 27;
- скорость потока в блоках - 19, 27;- flow rate in blocks - 19, 27;
- показатель рН ЖРО, подаваемых в блоки - 16, 19, 27;- pH of LRW supplied to the blocks - 16, 19, 27;
- минимальный уровень реагентов во второй, третьей и четвертой промежуточных емкостях - 12, 23, 24;- the minimum level of reagents in the second, third and fourth intermediate tanks is 12, 23, 24;
- количество перерабатываемых ЖРО.- the number of processed LRW.
Контроль снижения радиоактивности и солесодержания ЖРО осуществляется с помощью проведения измерений физико-химических параметров проб ЖРО на:Monitoring the decrease in radioactivity and salinity of LRW is carried out by measuring physical and chemical parameters of LRW samples for:
- солесодержание (с/с);- salinity (s / s);
- концентрацию хлор-иона (Cl);- the concentration of chlorine ion (Cl);
- водородный показатель воды (рН);- hydrogen indicator of water (pH);
- радионуклидный состав и удельную активность воды (Бк/кг).- radionuclide composition and specific activity of water (Bq / kg).
Анализ удельных активностей и показателей физико-химического состава ЖРО производится с использованием комплекса поверенных аналитических приборов: гамма-бета спектрометра, альфа-радиометра, анализатора жидкости, РН-метра, ротаметра.The analysis of specific activities and indicators of the physico-chemical composition of LRW is carried out using a complex of trusted analytical instruments: a gamma-beta spectrometer, alpha radiometer, liquid analyzer, pH meter, rotameter.
Накопленный в первой промежуточной емкости 11 радиоактивный концентрат состоит из остатков ЖРО, фрагментов нефтепродуктов, фрагментов шламов, продуктов коррозии, илов, осадка не размываемых солей, СПАВ, твердых частиц разных материалов. Для длительного хранения или захоронения этого радиоактивного концентрата его извлекают из первой промежуточной емкости 11 и переводят из жидкообразного в твердое состояние путем иммобилизации в цементные блоки, например, способом, изложенным в патенте РФ №2312415 «Способ иммобилизации жидких радиоактивных отходов, содержащих воду и нефтепродукты».The radioactive concentrate accumulated in the first
После отработки ресурса фильтроэлементы блока механической фильтрации 16 и шихту селективных сорбентов и ионообменных смол блоков селективной очистки и ионного обмена 19 и 27 переводят в ТРО по отработанным в атомной энергетике технологиям.After working out the resource, the filter elements of the
Предлагаемый способ очистки ЖРО обеспечивает полную раскачку емкостей хранилищ ЖРО, в том числе и аварийных, с высокой степенью очистки радиоактивных ЖРО, загрязненных нефтепродуктами, продуктами коррозии, шламами и илами, при общем снижении дозовых нагрузок на персонал и окружающую среду.The proposed method for LRW treatment provides a complete buildup of tanks for LRW storage facilities, including emergency ones, with a high degree of purification of radioactive LRW contaminated with oil products, corrosion products, sludge and sludge, with a general reduction in dose loads on personnel and the environment.
Предлагаемый способ может быть осуществлен на отечественном оборудовании с учетом некоторых изменений компоновок существующего оборудования в соответствии с предлагаемой блок-схемой, при этом может быть полностью использован имеющийся в профильных лабораториях комплекс аналитических приборов.The proposed method can be implemented on domestic equipment, taking into account some changes in the layout of existing equipment in accordance with the proposed block diagram, while the set of analytical instruments available in specialized laboratories can be fully used.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2019134546A RU2724925C1 (en) | 2019-10-28 | 2019-10-28 | Method of purifying liquid radioactive wastes, contaminated with oil products, corrosion products and slurries |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2019134546A RU2724925C1 (en) | 2019-10-28 | 2019-10-28 | Method of purifying liquid radioactive wastes, contaminated with oil products, corrosion products and slurries |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2724925C1 true RU2724925C1 (en) | 2020-06-26 |
Family
ID=71136171
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2019134546A RU2724925C1 (en) | 2019-10-28 | 2019-10-28 | Method of purifying liquid radioactive wastes, contaminated with oil products, corrosion products and slurries |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2724925C1 (en) |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4377508A (en) * | 1980-07-14 | 1983-03-22 | Rothberg Michael R | Process for removal of radioactive materials from aqueous solutions |
| 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 |
| RU2312415C1 (en) * | 2006-11-30 | 2007-12-10 | Зао "Экоатом" | Method for immobilizing liquid radioactive wastes containing water and petroleum products |
| RU2399974C1 (en) * | 2009-05-19 | 2010-09-20 | Закрытое акционерное общество Производственно-научная фирма "Термоксид" | Cleaning method of process water medium of nuclear productions from radionuclides |
| 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 |
-
2019
- 2019-10-28 RU RU2019134546A patent/RU2724925C1/en active
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4377508A (en) * | 1980-07-14 | 1983-03-22 | Rothberg Michael R | Process for removal of radioactive materials from aqueous solutions |
| 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 |
| RU2312415C1 (en) * | 2006-11-30 | 2007-12-10 | Зао "Экоатом" | Method for immobilizing liquid radioactive wastes containing water and petroleum products |
| RU2399974C1 (en) * | 2009-05-19 | 2010-09-20 | Закрытое акционерное общество Производственно-научная фирма "Термоксид" | Cleaning method of process water medium of nuclear productions from radionuclides |
| 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 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2342720C1 (en) | Method of treating liquid radioactive wastes | |
| RU2724925C1 (en) | Method of purifying liquid radioactive wastes, contaminated with oil products, corrosion products and slurries | |
| RU2118945C1 (en) | Integrated processing of liquid radioactive wastes | |
| Epimakhov et al. | Reverse-osmosis filtration based water treatment and special water purification for nuclear power systems | |
| RU2369929C1 (en) | Method of purifying liquid radioactive wastes from caesium radionuclides | |
| Radovenchyk et al. | Removal of iron compounds from mechanical filters of household reverse osmosis systems water purification | |
| RU2172032C1 (en) | Method for cleaning low-activity liquid radioactive wastes from radionuclides | |
| Rosell | Purification of radioactive waste water using a ceramic membrane | |
| Robinson et al. | Treatment studies at the process waste treatment plant at Oak Ridge National Laboratory | |
| JPH08150395A (en) | Wastewater treatment method and apparatus for power plant | |
| RU2817393C9 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes | |
| RU2817393C1 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes | |
| Tan et al. | Operation of a membrane pilot plant for ANSTO effluent | |
| JP5350337B2 (en) | Radioactive waste treatment method and apparatus | |
| RU1787526C (en) | Method of regeneration of ion-exchange resin in block-design desalination plant of nuclear power station condensate system | |
| RU2510539C1 (en) | Neutralisation method of liquid radioactive wastes of nuclear power plants contaminated with oil products, corrosion products and synthetic surface active substances in field | |
| Shatalov et al. | Tests of membrane-sorption decontamination of the reservoir cascade of the Techa River | |
| Mierzwa et al. | Effluent zero release concept-The Brazilian experience | |
| JPS61265600A (en) | Radioactive waste processing equipment | |
| Bryant et al. | The use of reverse osmosis as a 35,600 m3/day concentrator in the waste water management scheme at 4640 MW Bayswater/Liddell Power Station complex-Australia | |
| RU46603U1 (en) | LIQUID RADIOACTIVE WASTE CLEANING PLANT | |
| Mercer et al. | Evaluation of a precipitation-ion exchange process for treatment of laundry waste | |
| Epimakhov et al. | Membrane-Sorption Technology for Purification and Concentration of Low-Level Liquid Waste from Transport NPPs | |
| Karlin et al. | ELABORATION OF NOT LARGE MOBILE MODULAR INSTALLATION''AQUA-EXPRESS''(300 L/H) FOR LRW CLEANING | |
| Avramenko et al. | Pilot Test of Precipitation Setup for Dust Supressor and Transuranic Elements Removal From Wastewaters of Chernobyl Nuclear Power Plant |