Способ обезвреживания жидких радиоактивных отходов ядерных энергетических установок, загрязненных нефтепродуктами, продуктами коррозии и синтетическими поверхностно-активными веществами, в полевых условиях


 


Владельцы патента RU 2510539:

Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" (RU)

Заявленное изобретение относится к способам обезвреживания жидких радиоактивных отходов ядерных энергетических установок, загрязненных нефтепродуктами, продуктами коррозии и синтетическими поверхностно-активными веществами, в полевых условиях. В заявленном способе предусмотрено отстаивание отходов в исходной емкости со сливом загрязнений с поверхности в сборник нефтепродуктов, предочистка на механических насыпных фильтрах с модифицированными азотсодержащими углями и микрофильтрах грубой и тонкой очистки, умягчение и опреснение на обратно-осмотическом фильтре с отстаиванием отходов в двух промежуточных емкостях. При этом фильтрат обратноосмотичесих фильтров отправляют на доочистку на ионообменных фильтрах, а концентрат возвращают в первую промежуточную емкость перед микрофильтрами в качестве подщелачивающего реагента до насыщения по солям с отверждением образующихся радиоактивных концентратов путем включения в портландцемент, причем насыщенные нефтепродуктами угли заменяют новыми, а отработанные сжигают вместе со слитыми из исходной емкости нефтепродуктами, включая зольный остаток в портландцемент вместе с концентратами отходов. Техническим результатом является повышение прочности цементного камня в 1,5-2 раза и надежности фиксации в нем радионуклидов. 1 ил.

 

Изобретение относится к области обезвреживания жидких радиоактивных отходов (ЖРО) ядерных энергетических установок (ЯЭУ), загрязненных нефтепродуктами, продуктами коррозии и синтетическими поверхностно-активными веществами (СПАВ), мембранно-сорбционными методами.

При эксплуатации ЯЭУ образующиеся ЖРО часто имеют повышенные загрязнения по нефтепродуктам, продуктам коррозии и СПАВ, 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 ЯЭУ, как правило, не имеют собственных установок спецводоочистки и поэтому часто вынуждены производить очистку ЖРО на мобильных установках в полевых условиях [Ефимов А.А., Леонтьев Г.Г., Епимахов В.Н. и др. Наукоемкие технологии НИТИ им. А.П.Александрова по обращению с радиоактивными отходами. - Научно-технический сборник «Экология и атомная энергия», 1998, спец. выпуск, с.40-44].

Известен способ очистки ЖРО в полевых условиях на передвижной установке, включающей предочистку на механических и ультрафильтрах, умягчение на натрий-катионитовых фильтрах, опреснение на электродиализаторе с отстаиванием ЖРО в исходных и промежуточных емкостях и доочистку на Н+-катионитовых фильтрах с последующим отверждением образующихся радиоактивных концентратов путем включения 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, вып.6 с.474-478].

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]

Известен способ обезвреживания ЖРО в полевых условиях на установке, включающий предочистку на механических и ультрафильтрах, умягчение и опреснение на обратноосмотических фильтрах с отстаиванием ЖРО в исходных и промежуточных емкостях, доочистку на ионообменных фильтрах и отверждение образующихся радиоактивных концентратов включением в портландцемента [Патент РФ №2144798, Бюл. №2, 2000]. По своей технологической сущности и достигаемому техническому результату этот способ наиболее близок к заявляемому и выбран в качестве прототипа.

Недостатком этого способа является то, что при высокой загрязненности ЖРО нефтепродуктами протеканию процесса ультрафильтрации начинает препятствовать гелевая поляризация [Membrane Separation Processes. Ed. P. Meares. - Amsterdam: Elsevier, 1976], что требует частых реагентных промывок ультрафильтрационных мембран. В результате, в то время как в промежуточной емкости образуется солевой радиоактивный концентрат, в емкости исходных ЖРО накапливается радиоактивный концентрат нефтепродуктов и СПАВ. При этом если солевые концентраты солесодержанием до 150 г/л при включении в портландцемент образуют прочные, безопасные при транспортировке цементные блоки, то при цементировании полученных ультрафильтрационных концентратов нефтепродукты и СПАВ (с содержанием органики более 1 г/л) снижают качество отвержденных цементных компаундов [Малашек Э., Войтех О. Развитие методов отверждения радиоактивных концентратов. - В кн.: Исследования в области обезвреживания жидких, твердых и газообразных радиоактивных отходов и дезактивации загрязненных поверхностей (Материалы IV научно-технической конференции СЭВ, Москва 22-23 декабря 1976). М.: Атомиздат, 1978, вып.II, с.5-20], [Комаров А. Г. Строительные материалы и изделия. - М.: «Высшая школа», 1971, 560 с.].

Задачей изобретения является создание способа обезвреживания жидких радиоактивных отходов ядерных энергетических установок, загрязненных нефтепродуктами, продуктами коррозии и СПАВ.

Техническим результатом изобретения является повышение надежности фиксации радионуклидов и повышение качества цементных компаундов.

Для достижения указанного технического результата в способе обезвреживания ЖРО ЯЭУ, загрязненных нефтепродуктами, продуктами коррозии и СПАВ, в полевых условиях, включающем предочистку на механических и мембранных фильтрах, опреснение на обратноосмотических фильтрах с отстаиванием ЖРО в исходной и промежуточных емкостях, доочистку на ионообменных фильтрах и отверждение образующихся радиоактивных концентратов включением в портландцемента, согласно изобретению после отстаивании 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 азотсодержащими углями, после отстаивания в первой промежуточной емкости ЖРО 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 угли 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.

Модифицированные азотсодержащие угли (МАУ) по сравнению со стандартными активированными углями марок БАУ, АГ-3, СКТ обладают более высокой адсорбционной емкостью (в 5-7 раз выше), обеспечивают глубокую очистку вод от нефтепродуктов до 0,05 мг/кг, СПАВ до 0,1 мг/кг [ТУ 0320-001-23363781-01].

Предлагаемый способ поясняется чертежом, на котором изображена схема обезвреживания жидких радиоактивных отходов ядерных энергетических установок, загрязненных нефтепродуктами, продуктами коррозии и поверхностно-активными веществами в полевых условиях.

Технологическая схема, представленная на фиг., включает: емкость исходных ЖРО 1, сборник нефтепродуктов 2, механический фильтр, заполненный МАУ, 3, первая промежуточная емкость 4, вторая промежуточная емкость 8, насосы 5 и 9, микрофильтры грубой 6 и тонкой 7 очистки, обратноосмотический фильтр 10, ионообменный фильтр 11 и емкость очищенной воды 12.

Способ осуществляется следующим образом.

ЖРО, загрязненные нефтепродуктами, продуктами коррозии и СПАВ, после выдержки и отстаивания в емкости исходных ЖРО 1 и слива верхнего слоя загрязнений в сборник нефтепродуктов 2 направляют на предочистку самотеком на насыпной угольный фильтр 3, загруженный модифицированным азотсодержащим углем, для удаления нефтепродуктов, СПАВ и растворенных продуктов коррозии (железа и др.). Фильтрат угольного фильтра 3 направляют для отстоя в первую промежуточную емкость 4, а из нее насосом 5 на микрофильтры грубой 6 и тонкой очистки 7 для удаления взвесей продуктов коррозии. Далее фильтрат микрофильтров 6 и 7 направляют для отстаивания во вторую промежуточную емкость 8, а из нее насосом 9 на обратноосмотический фильтр 10 для удаления солей жесткости и частичного обессоливания. Умягченный фильтрат обратноосмотического фильтра 10 направляют на дальнейшее обессоливание на ионообменный фильтр 11, а концентрат возвращают в первую промежуточную емкость 4. Фильтрат ионообменного фильтра направляют в емкость очищенной воды 12 для усреднения и определения остаточной удельной активности и последующего слива. Поскольку бикарбонатные ионы попадают в обратноосмотический фильтрат (растворенная в воде CO2 практически не задерживается мембранами, проходя беспрепятственно в фильтрат, и взаимодействуя с молекулами воды, вновь образует в нем бикарбонат-ионы), то концентрат обратноосмотического фильтра 10, поступая в первую промежуточную емкость 4, подщелачивает (как щелочными, так и щелочноземельными ионами) в ней фильтрат угольного фильтра 3 и повышает значения pH среды. Это приводит при отстаивании в емкости 4 к дополнительному выделению взвесей продуктов коррозии и солей жесткости, которые затем выводятся на микрофильтрах грубой 6 и тонкой очистки 7. Концентрат обратноосмотического фильтра 10 по мере насыщения по солям и радионуклидам периодически отбирают из первой промежуточной емкости 4 на цементирование. МАУ по мере насыщения нефтепродуктами и СПАВ, извлекаются из угольного фильтра 3 и поступают на сжигание вместе с твердыми горючими радиоактивными отходами (бумага, ветошь, обтирочные материалы, испорченная спецодежда) и нефтепродуктами, слитыми из сборника нефтепродуктов 2. Полученный при этом зольный остаток обладает водовяжущими свойствами и в количестве 20-30% от массы цемента добавляется к портландцементу при цементировании обратноосмотических концентратов.

По сравнению с известными мембранно-сорбционными способами обезвреживания ЖРО с последующим цементированием концентратов в предлагаемом способе загрязняющие ЖРО нефтепродукты не снижают качество отвержденных цементных компаундов, а, в конечном счете, улучшают его, что не следует явным образом из уровня техники. Так, добавка к портландцементу зольного остатка до 20-30% от массы цемента повышает прочность цементного камня в 1,5-2 раза. Кроме того, зольный материал способствует вязкости цементного замеса и, соответственно, снижению его пористости, то есть повышению прочности фиксации радионуклидов.

Примеры конкретного выполнения.

Пример 1. В качестве ЖРО использовали трапные воды, солесодержание которых (0,5 г/л) определялось бикарбонатами, сульфатами и хлоридами щелочных и щелочноземельных металлов (pH~7), загрязненные нефтепродуктами до 50 мг/л, СПАВ (сульфоно-лом) до 30 мг/л и взвесями продуктов коррозии и илов до 20 мг/л. Объемная Σβ-активность ЖРО достигала 2,0×104 Бк/л и определялась в основном 137Cs, 90Sr, 60Co.

Обезвреживание ЖРО осуществляли по описанной выше схеме. В качестве загрузки для трехступенчатого угольного насыпного фильтра использовали модифицированные азотсодержащие угли марки МАУ-2А (производства НПП «Полихим»). В микрофильтрах грубой и тонкой очистки использовали элементы волоконные марки ЭПВ и ЭГФ. В обратноосмотическом фильтре использовали рулонные обратноосмотические мембранные элементы типа ESPAI-4040. В трехступенчатом ионообменном фильтре в качестве загрузки использовали катиониты марки КУ-2 в H+-форме.

На угольных фильтрах и микрофильтрах выделялось не более 5% 90Sr, до 15% 137Cs и до 50% 60Со. Обратноосмотические фильтры обеспечивали коэффициенты очистки от ∑β-активности в среднем около 100, т.е. на уровне обессоливания, а ионообменные фильтры - в среднем более 103. Таким образом, обеспечивалась суммарная очистка от SR-радионуклидов ниже уровня вмешательства (УВвода) по НРБ-99/2009. При достижении в обратноосмотическом концентрате солесодержания до 50 г/л его отправляли на цементирование. В угольных фильтрах после сорбции на МАУ около 300 мг/г нефтепродуктов отработанные радиоактивные угли извлекали и направляли на сжигание вместе с нефтепродуктами, слитыми с поверхности исходной емкости в сборник нефтепродуктов, при этом объем отходов сокращался в несколько десятков раз. Полученный зольный остаток добавляли к портландцементу в количестве до 20-30% от массы цемента и замешивали портландцемент с обратноосмотическим концентратом при отношении, равном 1:1. Отвержденный через 28 суток цементный компаунд удовлетворял нормативным требованиям ГОСТ Р51883-2002 [Отходы радиоактивные цементированные. Общие технические требования. - М., изд. стандартов, 2002, 8 с.].

Пример 2. Отличается от примера 1 тем, что содержание в ЖРО взвесей продуктов коррозии и илов достигало 100 мг/л. В этом случае па угольных фильтрах (снаряженных МАУ-2А) и микрофильтрах выделялось до 15% 90Sr, до 50% 137Cs и до 90% 60Со.

Предлагаемый способ может осуществляться на том же отечественном оборудовании, что и прототип, т.е. промышленно применим. В зависимости от вида загрязнения ЖРО для его обезвреживания может использоваться как все оборудование установки, так и только его необходимая часть.

Способ обезвреживания жидких радиоактивных отходов ядерных энергетических установок, загрязненных нефтепродуктами, продуктами коррозии и синтетическими поверхностно-активными веществами, в полевых условиях, включающий предочистку на механических и мембранных фильтрах, опреснение на обратноосмотических фильтрах с отстаиванием жидких радиоактивных отходов в исходной и промежуточных емкостях и доочистку на ионообменных фильтрах с отверждением образующихся радиоактивных концентратов включением в портландцемент, отличающийся тем, что после отстаивания отходов в исходной емкости производят слив верхнего слоя загрязнений в сборник нефтепродуктов, при проведении предочистки в качестве механических фильтров используют насыпные фильтры с модифицированными азотсодержащими углями, после отстаивания в первой промежуточной емкости жидкие радиоактивные отходы подают на мембранные фильтры, в качестве которых используют микрофильтры грубой и тонкой очистки, затем отходы направляют во вторую промежуточную емкость, после отстаивания во второй промежуточной емкости отходы 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 угли 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 отходов.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к технологии переработки жидких отходов, в том числе и радиоактивных отходов (РАО). .
Изобретение относится к области атомной техники и касается технологии переработки высокосолевых жидких радиоактивных отходов низкого и среднего уровня активности, содержащих до 30% органических веществ, путем включения их в магнезиальный цемент.

Изобретение относится к области переработки жидких и пульпообразных радиоактивных отходов (РАО), образующихся при регенерации облученного ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в радиохимической промышленности.

Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов. .

Изобретение относится к области экологии, к защите природных объектов от загрязнений жидкими радиоактивными отходами (ЖРО) и/или другими жидкими токсичными отходами (ЖТО), побочно образующимися при переработке отработанного ядерного топлива (ОЯТ) или промышленной деятельности.
Изобретение относится к области переработки отходов ионообменных смол. .

Изобретение относится к технологии очистки растворов от радионуклидов и может быть использовано для дезактивации жидких радиоактивных отходов. .

Изобретение относится к способу переработки жидких радиоактивных отходов низкого уровня активности и может быть использовано для дезактивации воды различных водных систем.
Изобретение относится к переработке жидких радиоактивных отходов, образующихся в процессе переработки ОЯТ. Описан способ переработки технециевых растворов, включающий осаждение технеция из азотнокислых растворов с концентрацией азотной кислоты или нитрат-иона, не превышающей 3 моль/л, концентрированными водными растворами о-фенантролиновых или α-бипиридильных комплексов двухвалентных переходных металлов, или смешанными комплексами указанных органических соединений, или смешанными комплексами, содержащими о-фенантролин или α-бипиридил с двухосновными аминами. Полученные осадки металлорганических пертехнетатов прокаливают в токе водорода при температуре 600-1200°С как в присутствии легкоплавкого металла или его оксида с температурами плавления 200-800°С, так и без него для получения на их основе устойчивых и пригодных для дальнейшего хранения и переработки матриц. Технический результат - получение технеция в конечной форме, пригодной для дальнейшего хранения и переработки. 4 з.п.ф-лы, 2 табл., 6 пр.

Изобретение относится к области переработки гетерогенных жидких радиоактивных отходов (ЖРО), в частности к переработке отработавших мелкодисперсных абразивных фильтроматериалов, и может быть использовано при переработке отработавшего фильтроперлита (ФП) систем спецводоочисток. Сущность заявленного способа заключается в том, что предусмотрены операции извлечения пульпы фильтроперлита из емкости хранения, удаления избыточной влаги, транспортирования гидротранспортом и цементирования, введения в пульпу перед транспортированием из емкости хранения отработанных ионообменных смол в количестве 10÷75% от объема фильтроперлита при плотности 1÷1,5 г/см3. Техническим результатом является возможность снижения износа оборудования и трубопроводов в процессе осуществления способа переработки радиоактивных отходов фильтроперлита в 80-100 раз, а также снижение износа насосов при транспортировке фильтроперлита и упрощение операции транспортировки пульпы. 2 ил.
Изобретение относится к гидрометаллургии урана и может быть использовано для утилизации маточников, образующихся при получении тетрафторида урана из азотнокислых растворов с использованием процессов экстракции, реэкстракции и термообработки соединений урана, получаемых из реэкстрактов с получением диоксида урана и дальнейшей его обработкой хлоридно-фторидными растворами. Способ утилизации оборотных маточных растворов производства тетрафторида урана, включающий их смешение при значениях pH 4,0-5,2 барботажем воздухом до стабилизации значения pH и обработку гидроксидом натрия при значениях pH 10,5-11,0, отделение урансодержащих осадков от растворов с последующим возвратом их на стадию выщелачивания исходных продуктов, отстой сбросных растворов на хвостохранилище и закачку отстоявшейся части растворов в подземные горизонты. Техническим результатом является снижение расхода азотной кислоты, гидроксида натрия и извести, сокращение сброса жидких отходов на хвостохранилище. 2 з. п. ф-лы, 6 табл.
Изобретение относится к способу отверждения жидких высокоактивных отходов с целью переведения их в компактный материал, пригодный для долговременного и безопасного хранения. Способ заключается в переведении отходов в гелеобразное состояние и характеризуется тем, что в растворы высокоактивных отходов вводят соли циркония, железа и глицерин до концентрации их в растворах соответственно не менее 0,12, 0,6 и 0,23 М/л, выдерживают полученную смесь в течение не менее 2,5 ч с последующим добавлением в смесь раствора однозамещенного фосфата калия в фосфорной кислоте до мольного соотношения компонентов Zr:Fe:K:PO4=1:3:2:5-8, высушиванием, прокаливанием полученного полимерного геля цирконилфосфата соответственно при 70-90°C и 300-400°С и плавлением полученных гранул при 980-1000°С. 2 з.п. ф-лы, 2 табл., 1 пр.
Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при производстве «реакторного» 99Мо как генератора 99mТc биомедицинского назначения, а также при анализе технологических растворов для предварительного выделения Мо или Мо и Zr при экстракционной переработке растворов технологии отработавшего ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС). Описаны варианты способов селективного экстракционного извлечения значительной части молибдена или совместно молибдена и циркония из радиоактивных растворов с получением экстракта. Перерабатываемый радиоактивный раствор обрабатывают экстрагентом, представляющим собой трудно растворимый в водной фазе спирт, в присутствии экстрагируемого комплексообразователя, в качестве которого могут быть использованы гидроксамовые кислоты с числом углеродных атомов 6-12, что обеспечивает достаточно полное извлечение молибдена и циркония в органическую фазу. Из экстракта выделяют молибден или молибден и цирконий в компактном виде сублимацией или реэкстракцией. Технический результат - получение экстракта, очищенного от альфа- и гамма-радиоактивных примесей более чем в 100 раз, и последующее раздельное выделение радионуклидов из экстракта, совмещенное в заключительной стадии процесса с регенерацией экстрагента. 2 н. и 15 з.п. ф-лы, 2 табл., 12 пр.

Изобретение относится к области создания пирохимических технологий переработки облученного ядерного топлива, а именно к способу извлечения редкоземельных элементов из жидкого сплава с цинком. Предлагаемый способ включает погружение сплава в солевой расплав с последующим переводом редкоземельных элементов из жидкого сплава в расплав путем окисления. При этом окисление редкоземельных элементов осуществляют в расплаве хлорида цинка в интервале температур 420-550°С, а в качестве окислителя используют ионы цинка из расплава. Способ обеспечивает большой выход по массе среди продуктов деления. 2 табл., 2 пр.

Заявленная группа изобретений относится к средствам обработки радиоактивных растворов. В заявленном способе обработки радиоактивных растворов перед заполнением емкости раствором в ее нижнюю часть помещают дополнительную емкость из тонкой диэлектрической пленки. Затем радиоактивный раствор заливают в емкость, добавляют в него вещества для управления процессом обработки. После этого раствор подвергают облучению однополярными электромагнитными импульсами мощностью более 1 МВт и длительностью менее 1 нс, частотой повторения не менее 1 кГц. Раствор обрабатывают в течение 10-30 минут, выдерживают в емкости в течение 1-4-х суток, после чего обработанный раствор сливают и удаляют дополнительную емкость, которую подвергают захоронению. Заявленная установка содержит токопроводящий корпус (1), в центральной части которого размещен электрод (2), выполненный в виде горизонтальной пластины. Пластина повторяет форму сечения корпуса, но имеет размеры 20-30% от площади сечения корпуса. Установка также содержит расположенный вне корпуса генератор (3) однополярных электромагнитных импульсов. На время обработки в нижней части корпуса размещена дополнительная емкость (4). Техническим результатом является упрощение технических средств обработки радиоактивных растворов с сохранением высокого качества очистки. 2 н.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано в технологии переработки жидких радиоактивных отходов радиохимических производств и АЭС. В заявленном способе предусмотрено гетерогенное каталитическое разложение технологических растворов, содержащих оксалат-ионы с концентрацией 16-18 г/л (комплексоны (до 2 г/л), ПАВ (до 50 мг/л)) и азотную кислоту (до 60 г/л) на платиновом катализаторе, нанесенном на анионообменную смолу ВП-1АП (0,05-2 вес.% платины). Техническим результатом является достижение степени разложения оксалат-ионов, комплексонов, поверхностно-активных веществ до 99,9%, остаточных концентраций - менее 10 мг/л по оксалат-иону и менее 1 мг/л по комплексону (ЭДТА, трилон Б) и ПАВ (сульфонол). 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к переработке жидких радиоактивных отходов, в частности кубовых остатков выпарных установок переработки трапных вод атомных электростанций. Способ удаления радиоактивного изотопа 60Co включает окисление кубового остатка в режиме циркуляции через трубчатый реактор под воздействием жесткого ультрафиолетового излучения ксеноновой лампы, вводимой перекиси водорода и непрерывным инжектированным воздухом в реактор, который предварительно направляют во внутренний электрод лампы, а полученную после этого озоно-воздушную смесь направляют в окисляемый раствор, и выделение активированных продуктов коррозии фильтрацией. Изобретение обеспечивает эффективное удаление радиоактивного изотопа 60Со из кубовых остатков атомных электростанций и экономию количества реагентов для соосадительной доочистки. 2 н.п. ф-лы, 1 ил., 1 пр.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к обезвреживанию жидких радиоактивных отходов, и может быть реализовано при утилизации радиоактивных отходов методом отверждения в стабильные твердые матрицы. Способ иммобилизации радионуклидов из жидких радиоактивных отходов заключается в том, что в жидкие радиоактивные отходы добавляют сорбент, в качестве которого используют слоистый титанат гидразина и/или синтетический титаносиликат иванюкит, перемешивают, отстаивают до образования стабильного осадка и прозрачного раствора, фильтруют или декантируют, контролируют гамма- и/или бета-активность полученного раствора, проводят термическую обработку осадка, насыщенного радионуклидами, с получением керамической матрицы, при этом сорбенты применяют в следующем соотношении: от 40 до 100 г титаната на 1 л отходов, от 10 до 20 г титаносиликата на 1 л отходов. Изобретение обеспечивает эффективную иммобилизацию радионуклидов, позволяет производить комплексную очистку жидких радиоактивных отходов и дальнейшее долговременное захоронение продуктов очистки. 5 з.п. ф-лы, 6 табл., 8 пр.
Наверх