RU2226726C2 - Method for recovering liquid radioactive wastes of nuclear power plant - Google Patents

Abstract

FIELD: recovery of liquid radioactive wastes. SUBSTANCE: proposed method includes pre-concentration of liquid radioactive wastes by evaporation to produce condensate and still bottoms, ozonization of still bottoms, separation of radioactive slime, and concentration of effluent by deep evaporation. Still bottoms are ozonized immediately after preconcentration by evaporation at solution pH of 12 to 13.5. Upon separation of radioactive slime effluent is passed through filtercontainer accommodating cesium-selective inorganic sorbent whereupon spent filter-container is dispatched for storage or burial. EFFECT: enhanced reliability of decontaminating liquid radioactive wastes having high salt content from radionuclides. 4 cl, 1 dwg, 2 ex

Description

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к технологии обращения с жидкими радиоактивными отходами (ЖРО) атомных электростанции (АЭС), и может использоваться для кондиционирования (иммобилизации) ЖРО АЭС с сокращением их объема и выделением радионуклидов в виде труднорастворимых соединений.The invention relates to nuclear energy, in particular to technology for the management of liquid radioactive waste (LRW) of nuclear power plants (NPPs), and can be used for conditioning (immobilizing) LRW of nuclear power plants with a reduction in their volume and the release of radionuclides in the form of sparingly soluble compounds.

Известен способ переработки жидких радиоактивных отходов атомной электростанции, включающий их упаривание с получением конденсата и кубового остатка при введении в парогазовую смесь озоносодержащего газа и отверждение в дальнейшем кубового остатка [1].A known method of processing liquid radioactive waste from a nuclear power plant, including their evaporation to obtain condensate and bottoms when introducing into the gas-vapor mixture of ozone-containing gas and subsequently solidifying the bottoms [1].

Образующиеся в результате взаимодействия озона с органическими примесями кислоты вместе с радионуклидами попадают в кубовый остаток и связываются в соли, что увеличивает содержание радионуклидов в кубовом остатке. Так как степень включения радиоактивных солей в цементные и битумные компаунды невысока, при отверждении происходит увеличение объема радиоактивных отходов. К тому же эти компаунды характеризуются относительно высокой степенью выщелачиваемости. Все указанное является недостатками известного способа.The acids formed as a result of the interaction of ozone with organic impurities, together with radionuclides, enter the bottoms and bind in salts, which increases the content of radionuclides in the bottoms. Since the degree of incorporation of radioactive salts in cement and bitumen compounds is low, an increase in the volume of radioactive waste occurs during curing. In addition, these compounds are characterized by a relatively high degree of leachability. All of the above are the disadvantages of the known method.

Наиболее близким к описываемому по технической сущности и достигаемому результату является взятый за прототип способ переработки жидких радиоактивных отходов атомной электростанции, включающий их предварительное упаривание с получением конденсата и кубового остатка, озонирование кубового остатка, отделение образующегося радиоактивного шлама с последующим его омоноличиванием и концентрирование фильтрата глубоким упариванием [2].The closest to the described by the technical essence and the achieved result is a prototype method for processing liquid radioactive waste of a nuclear power plant, including their preliminary evaporation to obtain condensate and bottoms, ozonation of bottoms, separation of the resulting radioactive sludge with its subsequent monolithization and concentration of the filtrate by deep evaporation [2].

В известном способе перед озонированием кубового остатка последний обрабатывают оксидом или диоксидом углерода, преимущественно в две стадии, для перевода части содержащихся в кубовом остатке солей в малорастворимые формы с дальнейшим отделением кристаллической фазы. Озонирование проводят при температуре 20-60°С при добавлении катализатора окисления.In the known method, before ozonation of the bottom residue, the latter is treated with carbon monoxide or dioxide, mainly in two stages, to convert part of the salts contained in the bottom residue to sparingly soluble forms with further separation of the crystalline phase. Ozonation is carried out at a temperature of 20-60 ° C with the addition of an oxidation catalyst.

К недостаткам известного способа относится низкий коэффициент очистки солей, выделяющихся на стадии обработки кубового остатка оксидами углерода, так как наряду с образованием малорастворимых карбонатов и бикарбонатов натрия и калия могут образовываться труднорастворимые карбонаты радиоактивных изотопов кобальта, никеля, марганца и железа, что не позволяет считать выделившиеся соли нерадиоактивными.The disadvantages of this method include the low coefficient of purification of salts released at the stage of treatment of the bottom residue with carbon oxides, since along with the formation of sparingly soluble carbonates and bicarbonates of sodium and potassium, sparingly soluble carbonates of radioactive isotopes of cobalt, nickel, manganese and iron can be formed, which does not allow the released salts are non-radioactive.

Кроме того, реализация известного способа предусматривает добавление значительных количеств химических реагентов (окиси и двуокиси углерода, катализатора окисления, коллектора), что приведет к увеличению количества отходов, подлежащих хранению либо захоронению. К тому же, в известном способе отсутствует возможность очистки кубового остатка от радионуклидов цезия, что не позволяет после глубокого упаривания получать нерадиоактивный кристаллогидратный монолит, с которым можно обращаться как с нерадиоактивными химическими отходами.In addition, the implementation of the known method involves the addition of significant quantities of chemicals (carbon monoxide and dioxide, oxidation catalyst, collector), which will lead to an increase in the amount of waste to be stored or disposed of. In addition, in the known method there is no possibility of purification of the bottom residue from cesium radionuclides, which does not allow after deep evaporation to obtain a non-radioactive crystalline hydrate monolith, which can be treated as non-radioactive chemical waste.

Задача изобретения - сокращение объема радиоактивных отходов за счет глубокой очистки ЖРО с высоким солесодержанием от радионуклидов и выделение последних в компактной форме труднорастворимых соединений.The objective of the invention is to reduce the volume of radioactive waste due to the deep cleaning of LRW with high salinity from radionuclides and the selection of the latter in a compact form of insoluble compounds.

Для решения этой задачи в способе переработки жидких радиоактивных отходов атомной электростанции, включающем их предварительное упаривание с получением конденсата и кубового остатка, озонирование кубового остатка, отделение образующегося радиоактивного шлама с последующим его омоноличиванием и концентрирование фильтрата глубоким упариванием, озонирование кубового остатка осуществляют непосредственно после предварительного упаривания, а после отделения радиоактивного шлама фильтрат пропускают через фильтр-контейнер с селективным к цезию неорганическим сорбентом, причем отработанный фильтр-контейнер направляют на хранение или захоронение, а озонирование кубового остатка проводят при значении рН раствора, выбранном в интервале от 12 до 13,5.To solve this problem, in a method for processing liquid radioactive waste from a nuclear power plant, including their preliminary evaporation to obtain condensate and bottoms, ozonation of the bottoms, separation of the resulting radioactive sludge, followed by monolithization and concentration of the filtrate by deep evaporation, ozonation of the bottoms is carried out immediately after pre-evaporation and after separation of the radioactive sludge, the filtrate is passed through a filter container with selective inorganic sorbent for cesium, moreover, the spent filter container is sent for storage or disposal, and the ozonation of the bottom residue is carried out at a pH of the solution selected in the range from 12 to 13.5.

При озонировании в кубовый остаток могут добавлять окись или гидроокись кальция.During ozonation, calcium oxide or hydroxide can be added to the bottom residue.

Отработанный неорганический сорбент в фильтре-контейнере перед направлением на хранение или захоронение могут отверждать высокопроникающим цементным раствором.The spent inorganic sorbent in the filter container can be cured with a highly penetrating cement mortar before being sent for storage or disposal.

Перед глубоким упариванием из фильтрата могут выделять бораты и нитраты натрия и/или калия методом кристаллизации.Before deep evaporation, sodium and / or potassium borates and nitrates can be isolated from the filtrate by crystallization.

Как показали наши исследования, проведение процесса озонирования в щелочной среде приводит к эффективному разрушению органических веществ, входящих в состав кубового остатка, в том числе комплексообразующих веществ (ЭДТА, щавелевая и лимонная кислота и др.) и образованию труднорастворимых гидроокисей железа, кобальта, никеля, марганца, циркония и др. Входящие в состав кубового остатка ионы поливалентных (переходных) металлов катализируют процесс окисления. Так как среди продуктов коррозии основным макрокомпонентом в кубовом остатке являются ионы железа, то при окислении происходит соосаждение радионуклидов коррозионной группы с гидроокисями железа (III).As our studies have shown, the process of ozonation in an alkaline environment leads to the effective destruction of organic substances that make up the bottom residue, including complexing substances (EDTA, oxalic and citric acid, etc.) and the formation of sparingly soluble hydroxides of iron, cobalt, nickel, manganese, zirconium and others. Polyvalent (transition) metal ions that make up the bottom residue catalyze the oxidation process. Since among the corrosion products the main macrocomponent in the bottom residue is iron ions, oxidation results in the coprecipitation of radionuclides of the corrosion group with iron (III) hydroxides.

Очистка фильтрата после отделения радиоактивного шлама от цезия на фильтре-контейнере с селективным сорбентом с последующим хранением или захоронением отработанного фильтра контейнера обеспечивает сокращение объема радиоактивных отходов и получение после глубокого упаривания кристаллогидратного монолита, который согласно Нормам радиационной безопасности (НРБ-99) и Основным санитарным правилам обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99) может быть отнесен к нерадиоактивным химическим отходам.Purification of the filtrate after separation of cesium from the radioactive sludge on a filter container with a selective sorbent, followed by storage or disposal of the used filter of the container reduces the volume of radioactive waste and obtains a crystalline hydrate monolith after deep evaporation, which, according to the Radiation Safety Standards (NRB-99) and the Basic Sanitary Rules radiation safety (OSPORB-99) can be attributed to non-radioactive chemical waste.

Введение ионов кальция в кубовый остаток при его озонировании повышает коэффициент очистки его от активированных продуктов коррозии. Отверждение высокопроникающим цементным раствором отработанного неорганического сорбента в фильтре-контейнере создает дополнительный барьер, противодействующий выходу радионуклидов, и обеспечивает высокую степень включения радиоактивных отходов в цементные компаунды и низкую степень выщелачиваемости.The introduction of calcium ions into the bottom residue during its ozonation increases the coefficient of its purification from activated corrosion products. The curing of the spent inorganic sorbent in a filter container with a high-permeability cement mortar creates an additional barrier that counteracts the release of radionuclides and provides a high degree of incorporation of radioactive waste into cement compounds and a low degree of leachability.

Обеспечение возможности извлечения из фильтра перед глубоким упариванием боратов и нитратов натрия и/или калия методом кристаллизации снижает количество химических отходов и позволяет утилизировать химические вещества, входящие в состав кубового остатка. Все это способствует сокращению объема радиоактивных отходов, подлежащих длительному контролируемому хранению и/или захоронению, а также надежной изоляции радиоактивных отходов от окружающей среды.Providing the ability to extract from the filter before deep evaporation of borates and nitrates of sodium and / or potassium by crystallization reduces the amount of chemical waste and allows you to utilize the chemicals that make up the bottom residue. All this helps to reduce the amount of radioactive waste subject to long-term controlled storage and / or disposal, as well as reliable isolation of radioactive waste from the environment.

На чертеже представлена схема реализации способа. Жидкие радиоактивные отходы (ЖРО) атомной электростанции подвергают предварительному упариванию в выпарном аппарате (на чертеже не показан) с получением конденсата и кубового остатка. В емкости 1 с кубовым остатком посредством дозирования гидроокиси натрия проводят коррекцию рН до значения выбранного в интервале от 12 до 13,5, и направляют кубовый остаток в эжектор 3, куда одновременно подают из озонатора озонокислородную смесь и где происходит интенсивное смешение ее с кубовым остатком.The drawing shows a diagram of the implementation of the method. Liquid radioactive waste (LRW) of a nuclear power plant is subjected to preliminary evaporation in an evaporator (not shown in the drawing) to obtain condensate and bottoms. In a container 1 with a bottom residue, by dosing sodium hydroxide, the pH is adjusted to a value selected in the range from 12 to 13.5, and the bottom residue is sent to the ejector 3, where an ozone-oxygen mixture is simultaneously supplied from the ozonizer and where it is intensively mixed with the bottom residue.

Указанная смесь поступает в разделительный аппарат 3 с подогревом, где происходит выпадение железоокисного шлама с радионуклидами коррозионной группы. Для полного окисления органических компонентов процесс ведут в циркуляционном режиме. Окисление происходит при температуре кубового остатка, выбранной в интервале от 20-80°С. Для отделения шлама используют, например, мембранный фильтр 4. Радиоактивный шлам направляют на цементирование. При озонировании возможно дозирование ионов кальция в кубовый остаток, что обеспечивает повышение коэффициента очистки его от активированных продуктов коррозии и усиливает сродство шлама к цементному раствору, что позволяет увеличить степень включения шлама в цементную матрицу. Фильтрат собирают в емкости 5, где при перемешивании и дозировании азотной кислоты подкисляют до рН 11,5 или ниже, и пропускают через один из по меньшей мере двух последовательно включенных фильтров-контейнеров 6 с селективным неорганическим сорбентом для очистки от радионуклидов цезия.The specified mixture enters the separation apparatus 3 with heating, where there is a loss of iron oxide sludge with radionuclides of the corrosion group. For the complete oxidation of organic components, the process is conducted in a circulating mode. Oxidation occurs at the temperature of the bottom residue, selected in the range from 20-80 ° C. To separate the sludge, for example, a membrane filter 4 is used. The radioactive sludge is sent for cementing. When ozonation, it is possible to dose calcium ions to the bottom residue, which provides an increase in the coefficient of its purification from activated corrosion products and enhances the affinity of sludge to cement mortar, which allows to increase the degree of inclusion of sludge in the cement matrix. The filtrate is collected in a container 5, where, with stirring and dosing of nitric acid, it is acidified to a pH of 11.5 or lower, and passed through one of at least two series-connected filter containers 6 with a selective inorganic sorbent for purification of cesium radionuclides.

Для повышения ресурса работы сорбента и повышения степени очистки кубового остатка по мере срабатывания головного фильтра-контейнера 6 его отключают, а очищаемый раствор направляют на второй по ходу фильтр-контейнер с одновременным подключением в хвост свежего фильтра-контейнера.To increase the service life of the sorbent and increase the degree of purification of the bottom residue as the head of the filter container 6 is activated, it is turned off, and the solution to be cleaned is sent to the second filter container along the way, while a fresh filter container is connected to the tail.

В зависимости от конструкции фильтра-контейнера и требований по обеспечению безопасности обращение с отработанным фильтром-контейнером может быть двояким. Либо из фильтра удаляют очищенный раствор, сорбент высушивают, фильтр-контейнер герметизируют и направляют на хранение и/или захоронение. При упрощенной конструкции фильтра-контейнера сорбент омоноличивается высокопроникающими цементами или неорганическими связками непосредственно в фильтре-контейнере 6.Depending on the design of the filter container and safety requirements, the handling of the used filter container may be twofold. Either the purified solution is removed from the filter, the sorbent is dried, the filter container is sealed and sent for storage and / or disposal. With a simplified design of the filter container, the sorbent is monolithic with highly penetrating cements or inorganic binder directly in the filter container 6.

Очищенный от радионуклидов раствор подвергают глубокому упариванию до образования твердых солей, которые могут храниться как нерадиоактивные химические отходы. Перед глубоким упариванием очищенного кубового остатка из последнего методом кристаллизации могут выделять ценные для повторного использования компоненты: бораты и нитраты натрия и/или калия.The solution purified from radionuclides is subjected to deep evaporation to the formation of solid salts, which can be stored as non-radioactive chemical waste. Before deep evaporation of the purified bottoms from the latter, components valuable for reuse can be extracted from the latter: sodium and / or potassium borates and nitrates.

Весь процесс ведут при радиационном контроле кубового остатка.The whole process is carried out with radiation monitoring of the bottom residue.

Пример 1.Example 1

Кубовый остаток жидких радиоактивных отходов АЭС с реактором ВВЭР-1000 имел следующий состав:The bottom residue of liquid radioactive waste from a nuclear power plant with a VVER-1000 reactor had the following composition:

анионы, г/л: ВО $\genfrac{}{}{0ex}{}{\text{3-}}{\text{3}}$ 150,8; NO $\genfrac{}{}{0ex}{}{\text{-}}{\text{3}}$ 156,2; SO $\genfrac{}{}{0ex}{}{\text{2-}}{\text{4}}$ 6; Сl^- 2,8;anions, g / l: VO $\genfrac{}{}{0ex}{}{\text{3-}}{\text{3}}$ 150.8; NO $\genfrac{}{}{0ex}{}{\text{-}}{\text{3}}$ 156.2; SO $\genfrac{}{}{0ex}{}{\text{2-}}{\text{4}}$ 6; Cl ^- 2.8;

катионы, г/л: Na⁺ 140,9; К⁺ 37,9; NH $\genfrac{}{}{0ex}{}{\text{+}}{\text{4}}$ 1,0; Fe³⁺ 4;cations, g / l: Na ⁺ 140.9; K ⁺ 37.9; NH $\genfrac{}{}{0ex}{}{\text{+}}{\text{4}}$ 1.0; Fe ³⁺ 4;

сухой остаток 503,4 г/л.dry residue 503.4 g / l.

Кубовый остаток имел рН 10,9 и удельную активность по основным изотопам:VAT residue had a pH of 10.9 and specific activity for the main isotopes:

по ¹³⁷Cs 5,2·10^-5 Ки/л пo ¹³⁴Cs 2,8·10^-5 Ки/л и по ⁶⁰Со 6,1·10^-6 Ки/л. ¹³⁷ Cs 5.2 · 10 ^-5 Ci / l; ¹³⁴ Cs 2.8 · 10 ^-5 Ci / l; and ⁶⁰ Co 6.1 · 10 ^-6 Ci / l.

В емкости 1 в кубовый остаток добавляли СаО из расчета 5 мг/л и NaOH до рН 12. Подготовленный кубовый остаток направляли в инжектор 2, куда подавалась озонокислородная смесь, и далее в разделительный аппарат 3, и обрабатывали озоном в циркуляционном режиме. Температуру кубового остатка поддерживали на уровне 60°С. В процессе изонирования из каждого литра раствора выделялось 4,2 г осадка, состоящего из гидроокиси железа (основная часть) и гидроокисей других переходных металлов, а также радионуклидов коррозионной группы ⁶⁰Со; ⁵⁹Fe ⁶³Ni ⁵⁴Mn и др.In a container 1, CaO was added to the bottom residue at a rate of 5 mg / L and NaOH to pH 12. The prepared bottom residue was sent to injector 2, where the ozone-oxygen mixture was supplied, and then to separation apparatus 3, and treated with ozone in a circulating mode. The temperature of the bottom residue was maintained at 60 ° C. During the isonization process, 4.2 g of a precipitate consisting of iron hydroxide (the main part) and hydroxides of other transition metals, as well as radionuclides of the corrosion group ⁶⁰ Co were released from each liter of solution; ⁵⁹ Fe ⁶³ Ni ⁵⁴ Mn et al.

Выделенный остаток омоноличивали цементом со степенью наполнения осадка 50%. Степень выщелачиваемости монолита по Со составила 10^-4 г/см² сутки и по Cs 10^-5 г/см² сутки, что приближается к степени выщелачиваемости остеклованных радиоактивных отходов.The selected residue was monolithic with cement with a degree of filling of the sediment of 50%. The degree of leachability of the monolith by Co was 10 ^-4 g / cm ² day and by Cs 10 ^-5 g / cm ² day, which approaches the degree of leaching of vitrified radioactive waste.

После отделения осадка на фильтре 4 содержание ⁶⁰Со в фильтрате составило 1,4·10^-9 Ки/л. Далее фильтрат собирали в емкости 5, куда дозировали раствор азотной кислоты до рН 11,0; и направляли в фильтр-контейнер 6 для очистки от радионуклидов цезия. После фильтра-контейнера 6 удельная активность кубового остатка составила: по ¹³⁷Cs 1,2·10^-10 Ки/л; пo ¹³⁴Cs 6,5·10^-11 Ки/л; по ⁶⁰Со 0,5·10^-9 Ки/л.After separating the precipitate on filter 4, the content of ⁶⁰ Co in the filtrate was 1.4 · 10 ^-9 Ci / L. Next, the filtrate was collected in a container 5, where a solution of nitric acid was dosed to a pH of 11.0; and sent to the filter container 6 for purification from cesium radionuclides. After the filter container 6, the specific activity of the bottom residue was: ¹³⁷ Cs 1.2 · 10 ^-10 Ci / l; at ¹³⁴ Cs 6.5 · 10 ^-11 Ci / l; ⁶⁰ Co 0.5 · 10 ^-9 Ci / l.

Из очищенного кубового остатка методом кристаллизации (периодическим упариванием и охлаждением) выделяли вначале натриевую и калийную соль борной кислоты, а затем нитраты натрия и калия. Общая удельная активность боратов составила 1·10^-11 Ки/л, а нитратов 5·10^-11 Ки/л.The sodium and potassium salt of boric acid, and then the sodium and potassium nitrates, were first isolated from the purified bottoms by crystallization (by periodic evaporation and cooling). The total specific activity of borates was 1 · 10 ^-11 Ci / L, and nitrates 5 · 10 ^-11 Ci / L.

Остаточная концентрация солей в маточном растворе борной кислоты в перечете на ВО $\genfrac{}{}{0ex}{}{\text{3-}}{\text{3}}$ составила 20 г/л, по нитратам в пересчете на NО $\genfrac{}{}{0ex}{}{\text{-}}{\text{3}}$ 47 г/л.The residual concentration of salts in the mother liquor of boric acid in terms of VO $\genfrac{}{}{0ex}{}{\text{3-}}{\text{3}}$ amounted to 20 g / l, for nitrates in terms of NO $\genfrac{}{}{0ex}{}{\text{-}}{\text{3}}$ 47 g / l

Истощенный маточный раствор подвергли глубокому упариванию до получения кристаллогидратного монолита (“солевого плава”), удельная активность которого составила 1,6·10^-9 Ки/л, что согласно требованиям ОСПОРБ-99 позволяет его хранить как нерадиоактивных химический отход.The depleted mother liquor was deep evaporated to obtain a crystalline hydrate monolith (“salt melt”), the specific activity of which was 1.6 · 10 ^-9 Ci / L, which, according to the requirements of OSPORB-99, allows it to be stored as non-radioactive chemical waste.

Пример 2.Example 2

То же, что в примере 1, но вместо окиси кальция в качестве добавки в кубовый остаток вводили 5 мг/л гидроокиси кальция и NaON до рН 13,5. Озонирование проводили при температуре 80°С. Удельная активность фильтрата по ⁶⁰Со составила 1,42·10^-9 Ки/л.The same as in example 1, but instead of calcium oxide as an additive, 5 mg / l of calcium hydroxide and NaON were introduced into the bottom residue to a pH of 13.5. Ozonation was carried out at a temperature of 80 ° C. The specific activity of the filtrate of ⁶⁰ Co was 1.42 · 10 ^-9 Ci / L.

Источники информацииSources of information

1. Никифоров А.С. и др. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. - М.: Энергоиздат, 1985, с.35.1. Nikiforov A.S. and other neutralization of liquid radioactive waste. - M.: Energoizdat, 1985, p. 35.

2. Патент РФ №2066493, кл. G 21 F 9/08, опубл. 1996 - прототип.2. RF patent No. 2066493, cl. G 21 F 9/08, publ. 1996 - prototype.

Claims (4)

1. Способ переработки жидких радиоактивных отходов атомной электростанции, включающий их предварительное упаривание с получением конденсата и кубового остатка, озонирование кубового остатка, отделение образующегося радиоактивного шлама и концентрирование фильтрата глубоким упариванием, отличающийся тем, что озонирование кубового остатка осуществляют непосредственно после предварительного упаривания, а после отделения радиоактивного шлама фильтрат пропускают через фильтр-контейнер с селективным к цезию неорганическим сорбентом, причем отработанный фильтр-контейнер направляют на хранение или захоронение, а озонирование кубового остатка проводят при рН раствора, выбранном в интервале от 12 до 13,5.1. A method of processing liquid radioactive waste from a nuclear power plant, including their preliminary evaporation to obtain condensate and bottoms, ozonation of bottoms, separation of the resulting radioactive sludge and concentration of the filtrate by deep evaporation, characterized in that the ozonation of bottoms is carried out immediately after pre-evaporation, and after separation of radioactive sludge, the filtrate is passed through a filter container with a cesium selective inorganic sorbent, moreover, the spent filter container is sent for storage or disposal, and the ozonation of the bottom residue is carried out at a solution pH selected in the range from 12 to 13.5. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что при озонировании в кубовой остаток добавляют окись или гидроокись кальция.2. The method according to claim 1, characterized in that during ozonation, calcium oxide or hydroxide is added to the bottom residue. 3. Способ по п.1, отличающийся тем, что отработанный неорганический сорбент в фильтре-контейнере перед направлением на хранение или захоронение отверждают высокопроникающим цементным раствором.3. The method according to claim 1, characterized in that the spent inorganic sorbent in the filter container is cured with a highly penetrating cement mortar before being sent for storage or disposal. 4. Способ по п.1, отличающийся тем, что перед глубоким упариванием из фильтрата выделяют бораты и нитраты натрия и/или калия методом кристаллизации.4. The method according to claim 1, characterized in that before deep evaporation, borates and nitrates of sodium and / or potassium are isolated by crystallization from the filtrate.

Images