RU2498431C2 - Способ дезактивации жидких радиоактивных отходов от одного или нескольких радиоактивных химических элементов путем отделения твердой фазы от жидкой с использованием контура рециркуляции - Google Patents

Способ дезактивации жидких радиоактивных отходов от одного или нескольких радиоактивных химических элементов путем отделения твердой фазы от жидкой с использованием контура рециркуляции Download PDF

Info

Publication number
RU2498431C2
RU2498431C2 RU2010138608/07A RU2010138608A RU2498431C2 RU 2498431 C2 RU2498431 C2 RU 2498431C2 RU 2010138608/07 A RU2010138608/07 A RU 2010138608/07A RU 2010138608 A RU2010138608 A RU 2010138608A RU 2498431 C2 RU2498431 C2 RU 2498431C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
reactor
particles
solid particles
liquid
stage
Prior art date
Application number
RU2010138608/07A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2010138608A (ru
Inventor
Винсент ПАКАРИ
Ив БАРР
Эдуард ПЛАЗАРИ
Original Assignee
Коммиссариат А Л' Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Family has litigation
First worldwide family litigation filed litigation Critical https://patents.darts-ip.com/?family=39577495&utm_source=***_patent&utm_medium=platform_link&utm_campaign=public_patent_search&patent=RU2498431(C2) "Global patent litigation dataset” by Darts-ip is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 International License.
Application filed by Коммиссариат А Л' Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив filed Critical Коммиссариат А Л' Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив
Publication of RU2010138608A publication Critical patent/RU2010138608A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2498431C2 publication Critical patent/RU2498431C2/ru

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/04—Treating liquids
    • G21F9/06—Processing
    • G21F9/12—Processing by absorption; by adsorption; by ion-exchange
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
    • G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
    • G21C19/46—Aqueous processes, e.g. by using organic extraction means, including the regeneration of these means
    • 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
    • G21F9/16—Processing by fixation in stable solid media
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
    • Y02W30/00—Technologies for solid waste management
    • Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
  • Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
  • Extraction Or Liquid Replacement (AREA)

Abstract

Изобретение относится к способу дезактивации жидких радиоактивных отходов. Способ дезактивации жидких отходов, содержащих один или несколько предназначенных для удаления радиоактивных химических элементов, содержащий следующие стадии: - стадию введения в контакт в первом реакторе жидких отходов с твердыми частицами; - стадию отстаивания суспензии во втором реакторе, в результате чего получают твердую фазу и жидкую фазу; - стадию разделения указанной твердой фазы и указанной жидкой фазы, часть указанной твердой фазы, полученной после стадии отстаивания, повторно направляют в первый реактор для осуществления стадии введения в контакт. Изобретение позволяет повысить эффективность дезактивации. 5 з.п. ф-лы, 1 ил.

Description

Область техники, к которой относится изобретение
Настоящее изобретение относится к способу дезактивации жидких радиоактивных отходов, содержащих один или несколько предназначенных для удаления химических элементов, при этом указанные элементы являются радиоактивными изотопами. Указанный способ включает стадию отделения твердой фазы от жидкой (или так называемую стадию соосаждения).
Такой способ находит применение, в частности, в переработке жидких радиоактивных отходов, содержащих, в частности, стронций, рутений, америций, плутоний, уран или цезий.
Уровень техники
Дезактивация жидких отходов, в частности, радиоактивных жидких отходов путем соосаждения была разработана в 60-е годы. Она состоит во введении в предназначенный для дезактивации жидкий отход предварительно сформированных твердых частиц и/или реактивов-предшественников указанных частиц, при этом указанные реактивы реагируют непосредственно в самом дезактивируемом жидком отходе, образуя указанные частицы. Эти частицы выбирают с учетом их способности селективно захватывать и удерживать указанный или указанные предназначенные для удаления элементы. Среди твердых частиц, которые могут захватывать и удерживать металлические элементы, можно указать:
- частицы сульфата бария, которые могут захватывать и удерживать стронций;
- частицы гидроксидов железа и меди, которые могут захватывать и удерживать рутений и альфа-излучатели, такие как америций, плутоний и уран;
- частицы ферроцианидов никеля и кобальта, которые могут селективно захватывать и удерживать цезий.
Дезактивацию можно осуществлять в двух режимах:
- в периодическом режиме, при котором обрабатывают только заранее определенный объем дезактивируемого жидкого отхода, подаваемого в реактор, в который вводят твердые частицы, способные захватывать и удерживать указанный или указанные предназначенные для удаления химические элементы, и/или реактивы-предшественники указанных частиц;
- в непрерывном режиме, при котором в реактор непрерывно и с постоянным или переменным расходом вводят предназначенные для дезактивации отходы, твердые частицы, которые могут захватывать и удерживать указанный или указанные предназначенные для удаления химические элементы, и/или реактивы-предшественники указанных частиц, при этом частицы и/или реактивы можно добавлять в каскад реакторов.
Как в периодическом, так и в непрерывном режиме после обработки в реакторе получают суспензию твердых частиц, захвативших предназначенные для удаления элементы, первоначально присутствовавшие в жидких отходах. После этого конечную обработку производят на стадии разделения жидкой и твердой фаз, как правило, в отстойнике. Эту стадию можно облегчить путем добавления в суспензию коагулятора и/или флокулянта. Твердая фаза, собираемая по завершении этой стадии (называемая на этой стадии «шламом»), считается последним отходом, и перед складированием ее упаковывают, как правило, в битум или в цементную матрицу. Что касается дезактивированной жидкости, то ее удаляют в окружающую среду, если это допускает ее радиологический и химический состав. В противном случае жидкость могут повторно подвергнуть дальнейшей дезактивации.
В случае жидких отходов, обладающих высокой активностью или прошедших лишь частичную дезактивацию в ходе предыдущей обработки, их можно снова ввести в контакт с твердыми частицами-комплексообразователями химических элементов, что приводит в результате обработки к образованию шлама во все возрастающем количестве, по причине увеличения числа необходимых операций обработки, и, следовательно, требует наличия больших площадей для складирования.
Поэтому существует потребность в разработке непрерывного способа дезактивации радиоактивных жидких отходов, позволяющего ограничить количество твердых частиц, используемых для дезактивации данного объема жидких отходов, с целью ограничения объема шлама, получаемого в результате способа дезактивации, и, следовательно, объема, необходимого для изолирования полученного шлама, сохраняя и даже повышая при этом эффективность дезактивации.
Раскрытие изобретения
Объектом изобретения является непрерывный способ дезактивации жидких отходов, содержащих один или несколько предназначенных для удаления радиоактивных химических элементов, содержащий следующие стадии:
- стадию введения в контакт в первом реакторе указанных жидких отходов с твердыми частицами, способными захватывать и удерживать указанный или указанные предназначенные для удаления радиоактивные химические элементы, в результате чего получают суспензию твердых частиц, содержащую указанный или указанные предназначенные для удаления радиоактивные химические элементы;
- стадию отстаивания указанной суспензии во втором реакторе, в результате чего получают твердую фазу, содержащую твердые частицы, содержащие указанный или указанные предназначенные для удаления радиоактивные химические элементы, и жидкую фазу с низким содержанием или не содержащую указанный или указанные предназначенные для удаления радиоактивные химические элементы;
- стадию разделения указанной твердой фазы и указанной жидкой фазы;
отличающийся тем, что часть указанной твердой фазы, полученной после стадии отстаивания, повторно направляют в первый реактор для осуществления вышеуказанной стадии введения в контакт.
Этот новый способ имеет следующие преимущества:
- при одном количестве предназначенных для удаления радиоактивных химических элементов повышение эффективности дезактивации без увеличения количества образующейся твердой фазы за счет повторного использования части твердой фазы для дезактивации жидких отходов;
- в конечном счете, уменьшение количества твердых отходов за счет повторного использования части твердой фазы для удаления соответствующих радиоактивных химических элементов;
- вследствие этого - повышение эффективности дезактивации и/или концентрация предназначенных для удаления радиоактивных химических элементов в меньшем объеме твердых отходов.
При этом следует уточнить, что под непрерывным способом классически следует понимать способ, в котором стадии осуществляют без перерыва, то есть в момент t один объем жидких отходов проходит через стадию введения в контакт, тогда как другой объем подвергают стадии отстаивания и разделения.
Согласно изобретению, способ содержит стадию введения в контакт в первом реакторе указанных жидких отходов с твердыми частицами, способными захватывать и удерживать указанный или указанные предназначенные для удаления радиоактивные химические элементы, в результате чего получают суспензию твердых частиц, содержащую указанный или указанные предназначенные для удаления радиоактивные химические элементы.
Согласно способу в соответствии с настоящим изобретением, твердые частицы, способные захватывать или удерживать указанный или указанные элементы на стадии введения в контакт, являются частицами двух типов:
- часть из них получают в первом реакторе из непрерывного потока неиспользованных частиц (то есть, еще не прошедших через стадию введения в контакт с жидкими отходами) и/или реактивов, способствующих образованию указанных частиц в ходе химической реакции; и
- другую часть получают после вышеупомянутой стадии повторного введения.
Благодаря тому, что способ дезактивации является непрерывным способом, в первый реактор в течение осуществления способа подают поток предназначенных для дезактивации жидких отходов и поток вышеупомянутых частиц и/или реактивов, при этом часть частиц получают в ходе стадии повторного введения.
Предпочтительно первый реактор может содержать смесительное устройство, позволяющее осуществлять смешивание входящих потоков и гомогенизацию содержимого реактора. В данном случае система, состоящая из жидких отходов и частиц, образует суспензию без осаждения твердых частиц в первом реакторе.
Поскольку входящие потоки являются непрерывными, может произойти образование избытка, и в этом случае способ может содержать, - одновременно со стадией введения в контакт, - стадию удаления избытка, например, путем перелива.
Твердые частицы, способные захватывать и удерживать предназначенный или предназначенные для удаления из жидких отходов радиоактивные химические элементы, выбирают таким образом, чтобы захватывать и удерживать соответствующий или соответствующие радиоактивные химические элементы. Радиоактивные химические элементы могут быть выбраны из группы, в которую входят стронций, рутений, цезий, альфа-излучатели, такие как америций, плутоний и уран, и их смеси. Способ дезактивации в соответствии с настоящим изобретением может быть способом дезактивации радиоактивных жидких отходов, поступающих, например, из ядерных установок.
Например, если химическим элементом является стронций, твердыми частицами могут быть частицы сульфата бария, карбоната бария, карбоната кальция, гидроксида железа, фосфата кальция, фосфата железа, диоксида марганца, диоксида титана, но предпочтительно используют частицы сульфата бария.
Если химический элемент является рутением или альфа-излучателем, таким как америций, плутоний и уран, твердыми частицами могут быть частицы гидроксида железа и меди.
Если химический элемент является цезием, твердыми частицами могут быть частицы ферроцианидов никеля и кобальта, тетрафенилбората и/или в целом частицы, имеющие цеолитную структуру. Предпочтительно твердыми частицами, которые могут захватывать и удерживать цезий, являются частицы ферроцианидов никеля и кобальта.
После завершения стадии введения в контакт способ в соответствии с настоящим изобретением содержит стадию отстаивания, причем на этой стадии отстаивания в реакторе типа отстойника классически оставляют в состоянии покоя суспензию, полученную на предыдущей стадии, чтобы произошло осаждение частиц, захвативших и удерживающих предназначенные для удаления химические элементы. Таким образом, после этой стадии получают фазу, содержащую указанные частицы в нижней части отстойника, и жидкую фазу над осадком с низким содержанием или не содержащую указанного или указанных предназначенных для удаления радиоактивных химических элементов и, следовательно, указанных твердых частиц.
Поскольку на стадии отстаивания мембрану не применяют, его преимуществом является отсутствие радиоактивного заражения мембраны и, следовательно, устранение проблем, связанных с ее дезактивацией. Действительно, использование мембраны, в частности органической мембраны, классически применяемой в области отделения твердой фазы от жидкой, может создать проблемы транспортировки и упаковки таких зараженных мембран, в частности, по причине потенциального выделения водорода, связанного с радиолизом мембран захваченными в них радиоактивными элементами.
С практической точки зрения во второй реактор типа отстойника подают поток, выходящий из первого реактора, причем этот выходной поток содержит указанную суспензию. Отстаивание можно облегчить при помощи стадии добавления коагулянта и/или флокулянта во второй реактор.
Поскольку способ в соответствии с настоящим изобретением является непрерывным способом, то, если не предусмотреть мер по удалению, количество верхней жидкой фазы и нижней твердой фазы стремилось бы к увеличению.
Поэтому способ в соответствии с настоящим изобретением содержит стадию разделения указанной твердой фазы и указанной жидкой фазы, при этом жидкую фазу над осадком классически удаляют путем перелива, тогда как твердую фазу классически удаляют путем, как правило, периодического извлечения, при этом часть этой твердой фазы повторно направляют в первый реактор для повторного участия в стадии введения в контакт с другим объемом предназначенных для дезактивации жидких отходов. Полученную жидкую фазу с низким содержанием и даже не содержащую радиоактивных химических элементов, задержанных фазой с высоким содержанием твердых частиц, можно удалить в окружающую среду, если это позволяет радиологический анализ, либо, в случае необходимости, подвергают дальнейшей обработке.
Как было указано выше, часть твердой фазы, полученной после отстаивания, повторно направляют в первый реактор, как правило, в виде потока, доставляющего твердую фазу из второго реактора в первый реактор (этот поток можно называть «контуром рециркуляции»).
Работа этого контура приводит к повторному введению твердой фазы в контакт с жидкими отходами, содержащими предназначенный(ые) для удаления химический(ие) элемент(ы). Твердая фаза может опять связывать определенное количество этих химических элементов, в результате чего повышается химическая активность этих частиц.
Таким образом, учитывая непрерывность способа в соответствии с настоящим изобретением, количество частиц, выходящих из первого реактора и поступающих во второй реактор, зависит от двух факторов:
- с одной стороны, от введения предварительно сформированных частиц и, в случае необходимости, от химических реакций, происходящих при введении в контакт реактивов;
- и, с другой стороны, от количества частиц, получаемых в контуре рециркуляции.
Следует понимать, что количество радиоактивных химических элементов, удерживаемых в твердой фазе, увеличивается с количеством твердых частиц в первом реакторе. Поскольку стадия повторного введения твердых частиц позволяет повысить концентрацию твердых частиц в реакторе, способ в соответствии с настоящим изобретением обеспечивает, таким образом, более глубокую дезактивацию обрабатываемых отходов.
Кроме того, благодаря стадии повторного введения, можно также уменьшить общее количество реактивов и/или твердых частиц, вводимых во время обработки. Несмотря на уменьшение количества реактивов и/или твердых частиц, вводимых в первый реактор, эффективность дезактивации можно сохранить на прежнем уровне и даже повысить путем корректировки количества повторно вводимых частиц из второго реактора в первый реактор.
Уменьшение введения частиц и/или реактивов в первый реактор приводит к сокращению общего объема твердых отходов. Поскольку эффективность сохраняется и даже повышается, то повышается также экстрагирующая активность.
Перед осуществлением вышеупомянутых стадий (стадии введения в контакт, отстаивания и разделения) способ в соответствии с настоящим изобретением предпочтительно может содержать стадию заполнения первого реактора заранее определенным объемом обрабатываемых жидких отходов и заранее определенным количеством твердых частиц, которые могут захватывать и удерживать указанный или указанные предназначенные для удаления радиоактивные химические элементы, чтобы во время первого запуска стадии введения в контакт стадию повторного введения можно было производить с указанной суспензией.
После начала способа повторно вводимая в дальнейшем твердая фаза будет содержать твердые частицы, уже прошедшие через стадию введения в контакт.
Другие отличительные признаки и преимущества изобретения будут более очевидны из описания нижеследующего иллюстративного и не ограничительного примера со ссылками на единственную прилагаемую фигуру.
Краткое описание чертежей
На фигуре 1 в виде принципиальной схемы представлен пример установки, предназначенной для осуществления способа в соответствии с настоящим изобретением.
Осуществление изобретения
ПРИМЕР
Этот пример иллюстрирует применение способа в соответствии с настоящим изобретением для дезактивации жидких отходов, содержащих стронций.
Для описания этого примера обратимся к фигуре 1, на которой в виде принципиальной схемы представлен пример установки 1, предназначенной для осуществления способа в соответствии с настоящим изобретением в рамках промышленного процесса дезактивации водных отходов, например, полученных после переработки облученного ядерного топлива, содержащего стронций.
Установка 1 соответственно содержит:
- первый реактор 3, предназначенный для введения в него дезактивируемых жидких отходов и твердых частиц (или реактивов, способных реагировать с образованием соответствующих частиц), которые могут захватывать и удерживать стронций, содержащийся в жидких отходах, причем этот первый реактор выполнен в виде стеклянного реактора полезным объемом в 2,5 литра; первый реактор 3 оборудован смесительным устройством 5 и металлическими переборками и переливным каналом (не показан), предназначенным для удаления, в случае необходимости, избытка;
- второй реактор 7, обеспечивающий функцию отстойника, предназначенного для введения в него суспензии, полученной в первом реакторе, причем эта суспензия содержит твердые частицы, образовавшие комплекс со стронцием, причем этот второй реактор является реактором цилиндрически-конусного типа с полезным объемом в 13 литров, при этом суспензию подают в его центр;
- первый трубопровод 9, соединенный с первым реактором 3, обеспечивающий его питание водными отходами, содержащими предназначенный для удаления элемент стронций, при этом его подача облегчается за счет наличия перистальтического насоса (не показан);
- второй трубопровод 11, соединенный с первым реактором 3 и обеспечивающий его питание реактивами, способными реагировать с образованием твердых частиц, способных захватывать и удерживать стронций, и/или уже образованными твердыми частицами (этими частицами в данном случае являются твердые частицы сульфата бария), при этом питание облегчается за счет наличия перистальтического насоса (не показан);
- третий трубопровод 13, соединяющий первый реактор 3 со вторым реактором 7 и обеспечивающий подачу в виде переливного потока суспензии, содержащей твердые частицы, захватившие и удерживающие стронций, из первого реактора во второй реактор;
- четвертый трубопровод 15, который соединяет второй реактор 7 с первым реактором 3 и который обеспечивает подачу части твердой фазы, отстоявшейся во втором реакторе, в первый реактор (и который называют также контуром рециркуляции);
- пятый трубопровод 17, который позволяет отбирать дезактивированную жидкую фазу 16;
- шестой трубопровод 19, который позволяет отбирать твердую фазу 18, которую повторно не направляют в первый реактор.
Эффективность обработки оценивают при помощи параметра, такого как коэффициент очистки, обозначаемый FD. В рамках дезактивации от стронция коэффициент FD соответствует соотношению концентрации стронция во входном потоке (поток, проходящий через первый трубопровод 9) и его концентрации в выходящем из первого реактора потоке (поток, проходящий через третий трубопровод 13). FD можно также определить как соотношение концентрации стронция во входном потоке (поток, проходящий через первый трубопровод 9) и его концентрации в потоке, выходящем из второго реактора (поток, проходящий через трубопровод 17).
В представленном устройстве отходы, вводимые в реактор 3 через трубопровод 9, содержат 0,5 моль/л нитрата натрия, 0,1 моль/л сульфата натрия и 1,14.10-4 моль/л нитрата стронция. Удаляемым элементом является стронций. Расход отходов в трубопроводе 9 регулируют по значению 14 л/час. Реактивом, вводимым через трубопровод 11, является раствор нитрата бария с содержанием 0,29 моль/л, и расход в трубопроводе 11 составляет 1 л/час.
Ионы сульфатов, поступающие через трубопровод 9, реагируют с ионами бария, вводимыми через трубопровод 11, образуя твердые частицы сульфата бария, которые будут захватывать и удерживать стронций.
Если контур рециркуляции не активирован (нулевой расход в трубопроводе 15), то после 40 минут работы коэффициент FD, измеренный на выходе реактора 3 через трубопровод 13, равен 60±5, а FD, измеренный на выходе реактора 7 через трубопровод 17, равен 100±10.
Если же расход суспензии в трубопроводе 15 примерно равен 1200 г/час, FD в жидкой фазе в трубопроводе 13 увеличивается примерно в 8 раз, то есть примерно равен 500±150. FD в жидкой фазе в трубопроводе 17 примерно равен 500±50.
Улучшение дезактивации связано с наличием контура рециркуляции и, с химической точки зрения, кроме всего прочего, со снижением скорости кристаллического роста BaSO4, вытекающим из присутствия этого контура, при этом снижение скорости связано с количеством и с площадью кристаллов BaSO4, значения которых выше по сравнению со случаем, когда контура рециркуляции нет. Было установлено, что снижение скорости кристаллического роста BaSO4 способствует удалению стронция.
ПРИМЕР 2
В этом примере использовали устройство, идентичное устройству, применявшемуся в примере 1.
Отходы, вводимые в реактор 3 через трубопровод 9, содержат 0,5 моль/л нитрата натрия, 0,1 моль/л сульфата натрия и 1,14.10-4 моль/л нитрата стронция. Удаляемым элементом является стронций. Расход отходов в трубопроводе 9 регулируют по значению 14 л/час. Реактивом, вводимым через трубопровод 11, является раствор нитрата бария с содержанием 0,29 моль/л, и расход в трубопроводе 11 составляет 0,5 л/час, то есть в два раза ниже, чем в примере 1. Вследствие этого выход сульфата бария в реакторе 3 уменьшается вдвое. В результате часовое производство шлама снижается в 2 раза.
Если контур рециркуляции не активирован (нулевой расход в трубопроводе 15), то FD, измеренный на выходе реактора 3 через трубопровод 13, равен 20±3, а FD, измеренный на выходе реактора 7 через трубопровод 17, равен 30±3.
Если же расход суспензии в трубопроводе 15 примерно равен 3600 г/час, FD в жидкой фазе в трубопроводе 13 увеличивается примерно в 5 раз, то есть примерно равен 100±10. FD в жидкой фазе в трубопроводе 17 примерно равен 150±10. Следует напомнить, что для достижения такой же эффективности без применения контура рециркуляции необходимо использовать в два раза больше реактивов, и, следовательно, получают в два раза больше отходов.

Claims (6)

1. Способ дезактивации жидких отходов, содержащих один или несколько предназначенных для удаления радиоактивных химических элементов, содержащий следующие стадии:
- стадию введения в контакт в первом реакторе указанных жидких отходов с твердыми частицами, способными захватывать и удерживать указанный или указанные предназначенные для удаления радиоактивные химические элементы, в результате чего получают суспензию твердых частиц, содержащую указанный или указанные предназначенные для удаления радиоактивные химические элементы;
- стадию отстаивания указанной суспензии во втором реакторе, в результате чего получают твердую фазу, содержащую твердые частицы, содержащие указанный или указанные предназначенные для удаления радиоактивные химические элементы, и жидкую фазу с низким содержанием или не содержащую указанный или указанные предназначенные для удаления радиоактивные химические элементы;
- стадию разделения указанной твердой фазы и указанной жидкой фазы; отличающийся тем, что часть указанной твердой фазы, полученной после стадии отстаивания, повторно направляют в первый реактор для осуществления вышеуказанной стадии введения в контакт.
2. Способ дезактивации по п.1, в котором твердые частицы, способные захватывать или удерживать указанный или указанные элементы на стадии введения в контакт, являются частицами двух типов:
- часть из них получают в первом реакторе из непрерывного потока неиспользованных частиц (то есть, еще не прошедших через стадию введения в контакт с жидкими отходами) и/или реактивов, способствующих образованию указанных частиц в ходе химической реакции в указанном первом реакторе; и
- другую часть получают со стадии повторного введения, указанного в п.1.
3. Способ дезактивации по п.1 или 2, в котором радиоактивные химические элементы выбирают из группы, в которую входят стронций, рутений, цезий, альфа-излучатели, такие как америций, плутоний и уран, и их смеси.
4. Способ дезактивации по п.3, в котором предназначенным для удаления радиоактивным химическим элементом является стронций, а твердыми частицами являются твердые частицы сульфата бария, карбоната бария, карбоната кальция, гидроксида железа, фосфата кальция, фосфата железа, диоксида марганца и/или диоксида титана.
5. Способ дезактивации по п.3, в котором предназначенный для удаления радиоактивный химический элемент является рутением или альфа-излучателем, таким как америций, плутоний и уран, а твердыми частицами являются твердые частицы гидроксидов железа и меди.
6. Способ дезактивации по п.3, в котором предназначенный для удаления радиоактивный химический элемент является цезием, а твердыми частицами являются твердые частицы ферроцианидов никеля и кобальта, тетрафенилбората и/или частицы, имеющие цеолитную структуру.
RU2010138608/07A 2008-02-18 2009-02-17 Способ дезактивации жидких радиоактивных отходов от одного или нескольких радиоактивных химических элементов путем отделения твердой фазы от жидкой с использованием контура рециркуляции RU2498431C2 (ru)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR0851023A FR2927725B1 (fr) 2008-02-18 2008-02-18 Procede de decontamination d'un effluent liquide en un ou plusieurs elements chimiques par extraction solide-liquide mettant en oeuvre une boucle de recyclage
FR0851023 2008-02-18
PCT/EP2009/051862 WO2009103703A1 (fr) 2008-02-18 2009-02-17 Procede de decontamination d'un effluent liquide radioactif en un ou plusieurs elements chimiques radioactifs par extraction solide-liquide mettant en oeuvre une boucle de recyclage

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2010138608A RU2010138608A (ru) 2012-03-27
RU2498431C2 true RU2498431C2 (ru) 2013-11-10

Family

ID=39577495

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2010138608/07A RU2498431C2 (ru) 2008-02-18 2009-02-17 Способ дезактивации жидких радиоактивных отходов от одного или нескольких радиоактивных химических элементов путем отделения твердой фазы от жидкой с использованием контура рециркуляции

Country Status (10)

Country Link
US (1) US8696911B2 (ru)
EP (1) EP2253000B1 (ru)
JP (1) JP5586479B2 (ru)
KR (1) KR101575916B1 (ru)
CN (1) CN101952898B (ru)
AT (1) ATE515040T1 (ru)
ES (1) ES2369066T3 (ru)
FR (1) FR2927725B1 (ru)
RU (1) RU2498431C2 (ru)
WO (1) WO2009103703A1 (ru)

Families Citing this family (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE102011082285A1 (de) * 2011-09-07 2013-03-07 Itn Nanovation Ag Verfahren zur Abtrennung von radioaktiven Nukliden mittels keramischer Filtermembranen
JP6343760B2 (ja) * 2012-01-10 2018-06-20 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 液中からの放射性元素の分離・除去方法
JP5722242B2 (ja) * 2012-01-16 2015-05-20 株式会社日立パワーソリューションズ 放射性物質の除染方法及び除染装置
JP2013231695A (ja) * 2012-05-01 2013-11-14 Sanai Fujita 除染剤及び除染方法
JP2013231696A (ja) * 2012-05-01 2013-11-14 Sanai Fujita 放射性物質の固定化剤及び固定化方法
JP6078987B2 (ja) * 2012-05-29 2017-02-15 栗田工業株式会社 放射性ストロンチウム含有排水の処理方法及び処理装置
US10233099B2 (en) * 2012-09-10 2019-03-19 The Jikei University Radioactive cesium decontaminator and method of producing the same, and method of removing the radioactive cesium
JP6180748B2 (ja) * 2013-02-06 2017-08-16 株式会社東芝 放射性廃液の沈降分離装置及び沈降分離方法
JP2015114315A (ja) * 2013-12-06 2015-06-22 株式会社 環境浄化研究所 晶析を利用したストロンチウム除去方法
KR102557638B1 (ko) * 2021-07-12 2023-07-21 한국원자력연구원 순환식 염폐기물 처리방법 및 장치

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SU468446A3 (ru) * 1970-09-01 1975-04-25 Бельгонюклеер С.А. Способ дезактивации радиоактивных жидкостей
DE3744699A1 (de) * 1987-02-10 1988-12-08 Allgaeuer Alpenmilch Verfahren zum entfernen von radioaktiven metallisotopen aus fluessigen lebens- oder futtermitteln
RU2273066C1 (ru) * 2004-09-13 2006-03-27 Государственное унитарное предприятие города Москвы - объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды (ГУП МосНПО "Радон") Способ переработки жидких радиоактивных отходов

Family Cites Families (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE535584A (ru) *
FR1399711A (fr) * 1964-04-09 1965-05-21 Kuhlmann Ets Procédé de décontamination d'une solution radioactive
GB1242733A (en) * 1967-10-24 1971-08-11 Rudolf Paul Fritsch A slit-shaped extrusion nozzle for extrusion of synthetic thermoplastics materials
DE3007716A1 (de) * 1980-02-29 1981-09-10 Rheinisch-Westfälisches Elektrizitätswerk AG, 4300 Essen Verfahren zum aufbereiten von radionuklide enthaltenden abfallfluessigkeiten aus kernkraftwerken o.dgl.
EP0180308A1 (en) * 1984-10-25 1986-05-07 Mobil Oil Corporation Borosilicate zeolite for nuclear waste disposal
ZA923591B (en) * 1991-05-16 1993-11-18 Johannesburg Cons Invest A method of treating water containing radioactive constituents
JP2738478B2 (ja) * 1992-02-10 1998-04-08 株式会社日立製作所 放射性廃液中の放射性核種の分離方法および産業廃液中の有用または有害元素の分離方法
JPH08327789A (ja) * 1995-06-01 1996-12-13 Toshiba Eng Co Ltd 放射性廃棄物処理系設備
JP2000246262A (ja) * 1999-03-03 2000-09-12 Nuclear Fuel Ind Ltd 廃液からの重金属除去時、発生するスラッジの低減方法
CN1281525C (zh) * 2004-05-25 2006-10-25 侯立安 放射性废水处理方法及其所使用的处理***
FR2904888B1 (fr) * 2006-08-11 2008-12-19 Cezus Cie Europ Du Zirconium S Methode de stabilisation du radium dans les effluents radiferes.
CN101051534A (zh) * 2007-04-27 2007-10-10 清华大学 一种处理含低放射性水的方法

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SU468446A3 (ru) * 1970-09-01 1975-04-25 Бельгонюклеер С.А. Способ дезактивации радиоактивных жидкостей
DE3744699A1 (de) * 1987-02-10 1988-12-08 Allgaeuer Alpenmilch Verfahren zum entfernen von radioaktiven metallisotopen aus fluessigen lebens- oder futtermitteln
RU2273066C1 (ru) * 2004-09-13 2006-03-27 Государственное унитарное предприятие города Москвы - объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды (ГУП МосНПО "Радон") Способ переработки жидких радиоактивных отходов

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
А.С. НИКИФОРОВ и др. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. - М.: Энергоатомиздат, 1985, с.25-37. *

Also Published As

Publication number Publication date
JP5586479B2 (ja) 2014-09-10
US8696911B2 (en) 2014-04-15
WO2009103703A1 (fr) 2009-08-27
EP2253000A1 (fr) 2010-11-24
KR20100114898A (ko) 2010-10-26
FR2927725A1 (fr) 2009-08-21
EP2253000B1 (fr) 2011-06-29
FR2927725B1 (fr) 2014-09-05
JP2011512531A (ja) 2011-04-21
ATE515040T1 (de) 2011-07-15
ES2369066T3 (es) 2011-11-25
CN101952898B (zh) 2014-03-26
US20110036777A1 (en) 2011-02-17
CN101952898A (zh) 2011-01-19
KR101575916B1 (ko) 2015-12-08
RU2010138608A (ru) 2012-03-27

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2498431C2 (ru) Способ дезактивации жидких радиоактивных отходов от одного или нескольких радиоактивных химических элементов путем отделения твердой фазы от жидкой с использованием контура рециркуляции
KR101643234B1 (ko) 하나 이상의 방사성 화학원소를 함유하는 배출수를 유동층에 처리하여 제염하는 방법
JP5518372B2 (ja) 水処理装置
JPH04219103A (ja) 貯槽内溶液中の特定物質吸着除去方法
JP2012229998A (ja) 海水などの塩類が混入した放射性汚染水からの放射性物質の除染装置及び除染方法
CN110379532B (zh) 放射性废液处理方法及装置
RU2313147C1 (ru) Способ переработки жидких радиоактивных отходов низкого уровня активности
JP4358652B2 (ja) 排水の処理装置及び方法
JP2016156797A (ja) アルカリ土類金属を含有する汚染水からのストロンチウム除去方法
JP5562606B2 (ja) 放射性アンモニア含有排液の処理方法
JP5443059B2 (ja) 水処理装置
CN210559747U (zh) 一种工业重金属污水处理***
JP2012225810A (ja) 放射性物質含有排水の処理方法及び処理装置
RU46603U1 (ru) Установка для очистки жидких радиоактивных отходов
RU2286612C1 (ru) Способ переработки жидких радиоактивных отходов
CN112919667A (zh) 一种工业重金属污水处理***
JP6133077B2 (ja) 放射性汚染物の除染方法
JPH0783864B2 (ja) 飛灰処理設備
Apalkov et al. Development of a purification technology for treatment of medium-and low-activity radioactive waste of radiochemical production from C-60 and Cs-137
JP2018199097A (ja) 水処理方法及び水処理装置
Larionov et al. Membrane treatment of drinking water from radium-containing sources
Barre´ et al. Study of the radioactive liquid waste treatment by coprecipitation: from modeling to new process designs
CN105776669A (zh) 一种组合式高回收率膜处理***及方法
JPH05154493A (ja) 嫌気性水処理装置

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20180218