WO2022060247A1 - Способ ионоселективной дезактивации радиоактивных растворов - Google Patents
Способ ионоселективной дезактивации радиоактивных растворов Download PDFInfo
- Publication number
- WO2022060247A1 WO2022060247A1 PCT/RU2021/000389 RU2021000389W WO2022060247A1 WO 2022060247 A1 WO2022060247 A1 WO 2022060247A1 RU 2021000389 W RU2021000389 W RU 2021000389W WO 2022060247 A1 WO2022060247 A1 WO 2022060247A1
- Authority
- WO
- WIPO (PCT)
- Prior art keywords
- container
- radioactive
- sorbents
- selective
- ion
- Prior art date
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
Definitions
- the invention relates to a technology for handling liquid radioactive waste from a nuclear fuel and energy cycle and can be used in the process of processing liquid radioactive waste (LRW).
- a technical solution is known according to patent RU 2066493, published on September 10, 1996, "METHOD FOR PROCESSING LIQUID RADIOACTIVE WASTE OF NPP".
- the method includes their preliminary evaporation to obtain a condensate and a bottoms residue, ozonation of the bottoms, separation of the resulting radioactive sludge, and concentration of the filtrate by deep evaporation.
- this ozonation VAT residue is carried out immediately after pre-evaporation at a pH of the solution from 12 to 13.5.
- the filtrate is passed through a filter container with a cesium-selective inorganic sorbent, then the spent filter container is sent for storage or disposal.
- the method includes their preliminary evaporation to obtain a condensate and a bottoms residue, ozonation of the bottoms, separation of the resulting radioactive sludge, and concentration of the filtrate by deep evaporation.
- the ozonization of the VAT residue is carried out immediately after the preliminary evaporation of the solution.
- the filtrate is passed through a filter container with a cesium-selective inorganic sorbent, then the spent filter container is sent for storage or disposal.
- the disadvantages of the known method include a low coefficient of purification of salts released at the stage of treatment of the distillation residue, a significant and wasteful consumption of reagents interacting with the initial solution, as well as with the permeate and concentrate subsequently obtained.
- liquid radioactive waste is mixed in containers with powder selective sorbents, and then the resulting suspension is filtered by pumping through at least one container intended for waste disposal and equipped at the outlet with at least one filter element separating from the liquid phase insoluble substances, after which the filtrate is passed through at least one container intended for waste disposal, with granular selective sorbents, while these containers are placed in concrete blocks.
- the stages of pumping LRW into the said container, mixing with the sorbent and removing the purified LRW solution from the said container, mixing with the sorbent and removing the purified solution are carried out several times.
- the objective of the claimed invention is to eliminate the above disadvantages.
- the technical result of the claimed invention is to reduce the dose load on personnel during the ion-selective decontamination of radioactive solutions, to simplify the technological process of processing radioactive solutions, namely, to exclude the use of hardening materials and equipment for their use, to reduce the number of other devices that require special maintenance, to reduce the mass of solid radioactive waste sent for burial.
- a method is proposed ion-selective decontamination of radioactive solutions, including separation of sludge, colloids and suspended particles from the liquid phase, removal of radionuclides from the liquid phase of the solution using selective sorbents by interaction of radioactive solutions with selective sorbents located in a container equipped with at least one filter element, followed by removal from containers through the filter element of a solution purified from radionuclides, sludge, colloids and suspended particles, and, after removing the purified and deactivated solution from the container through the filter element, the sludge, colloids, suspended particles and spent sorbents remaining in the container are dried by removing free liquid.
- the claimed method which includes the separation of radioactive solutions of sludge, colloids and suspended particles from the liquid phase and the removal of radionuclides from the liquid phase using selective sorbents, is characterized by the fact that the radioactive solution contacts one or more selective sorbents located in the container, and then the liquid phase, purified from radionuclides is filtered by pumping through a filter element located at the outlet of the tank, which separates insoluble substances from the liquid phase.
- one or more selective sorbents can be used.
- Tanks used to remove sludge, colloids and suspended particles from the solution may have two or more filter elements.
- the solution to be purified from insoluble particles can be passed through two or more containers connected in series and equipped with filter elements. After use, the containers containing spent selective sorbents and insoluble substances removed from the liquid phase are dried, removing the contained free liquid from the containers.
- the stages of pumping radioactive solutions into a container with sorbents and removing the purified solution from the container can be carried out several times.
- Containers, inside which containers with separated radioactive sludge and spent sorbents are placed, are the final type of solid radioactive waste packaging, they do not require further conditioning and can be immediately sent for disposal in solid radioactive waste storage facilities.
- the biological protection of the container is made in such a way as to exclude the penetration of radiation outside the container and ensure its radiation safety.
- 100 liters of a radioactive solution were pumped into a 200-liter metal container placed in a protective concrete casing, and 10 liters of a powder selective sorbent based on nickel ferrocyanide with a particle size of 50 to 300 microns were added. After stirring for 20 minutes with a paddle stirrer, 90 liters of the solution purified from the cesium radionuclide was pumped out of the tank through a filter element built into its wall and sent to the storage tank. The content of cesium in the purified solution was less than 10 Bq/dm3.
- a metal container with a working volume of 100 liters placed in a protective concrete casing, 5 liters of powder selective sorbents based on nickel ferrocyanide and copper sulfide with a particle size of 50 to 300 microns and 70 liters of a radioactive solution were added.
- the purified solution was pumped out, 60 liters of the solution purified from the radionuclide was pumped out of the tank through a filter element built into its wall and sent to the storage tank. 60 liters of LRW were again added to the container and the cleaning procedure was repeated 10 times. After the 10th cycle, the container was dried as in example 1. The content of cesium and cobalt radionuclides in the purified solution was less than 10 Bq/dm3.
- This method allows to reduce the dose load on personnel during the decontamination of radioactive solutions, to simplify and reduce the cost of the technological process of their processing, to obtain the final product of processing, safe to move and use, which does not require special radiation safety measures.
- This method can be used for processing low- and medium-level liquid radioactive waste at various nuclear industry facilities, including nuclear power plants; for the processing of solutions formed during the decontamination of buildings, structures, equipment, vehicles, etc.; for processing natural water contaminated with radionuclides.
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
Abstract
Изобретение относится к технологии обращения с жидкими радиоактивными отходами ядерного топливно-энергетического цикла и может быть использовано в процессе переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Способ ионоселективной дезактивации радиоактивных растворов включает отделение от жидкой фазы шламов, коллоидов и взвешенных частиц, удаление из жидкой фазы раствора радионуклидов с применением селективных сорбентов и последующее отведение из емкости через фильтр-элемент раствора, очищенного от радионуклидов, шламов, коллоидов и взвешенных частиц. Оставшиеся в емкости шламы, коллоиды, взвешенные частицы и отработавшие сорбенты осушают, удаляя из емкости свободную жидкость. Изобретение позволяет снизить дозовую нагрузку на персонал во время ионоселективной дезактивации радиоактивных растворов.
Description
СПОСОБ ИОНОСЕЛЕКТИВНОЙ ДЕЗАКТИВАЦИИ РАДИОАКТИВНЫХ РАСТВОРОВ
Изобретение относится к технологии обращения с жидкими радиоактивными отходами ядерного топливно-энергетического цикла и может быть использовано в процессе переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Известно техническое решение по патенту RU 2066493, опубликовано 10.09.1996, «СПОСОБ ОБРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ АЭС». Способ включает их предварительное упаривание с получением конденсата и кубового остатка, озонирование кубового остатка, отделение образующегося радиоактивного шлама и концентрирование фильтрата глубоким упариванием. При этом озонирование кубового остатка осуществляют непосредственно после предварительного упаривания при pH раствора от 12 до 13,5. После отделения радиоактивного шлама фильтрат пропускают через фильтр-контейнер с селективным к цезию неорганическим сорбентом, затем отработанный фильтр-контейнер направляют на хранение или захоронение.
Также известно техническое решение по патенту RU 2226726, опубликовано 20.11.2003^ «СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ АТОМНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ». Способ включает их предварительное упаривание с получением конденсата и кубового остатка, озонирование кубового остатка, отделение образующегося радиоактивного шлама и концентрирование фильтрата глубоким упариванием. При этом озонирование кубового остатка осуществляют непосредственно после предварительного упаривания раствора. После отделения радиоактивного шлама фильтрат пропускают через фильтр-контейнер с селективным к цезию неорганическим сорбентом, затем отработанный фильтр-контейнер направляют на хранение или захоронение.
К недостаткам известного способа относятся низкий коэффициент очистки солей, выделяющихся на стадии обработки кубового остатка, значительный и нерациональный расход реагентов, взаимодействующих с исходным раствором, а также с получаемыми в дальнейшем пермеатом и концентратом.
Известен способ переработки и утилизации жидких радиоактивных отходов, описанный в патенте US 8753518 В2, МПК B01D 35/00, дата публикации 17.06.2014 г. Данный способ переработки жидких радиоактивных отходов и их утилизации включает окисление отходов, отделение от жидкой фазы шламов, коллоидов и взвешенных частиц и удаление из жидкой фазы радионуклидов для последующей утилизации с применением селективных сорбентов и фильтров.
Основные недостатки данного способа. Очень сложная и дорогостоящая система разделения жидких и твердых компонентов. Оборудование требует тонкой регулировки и дистанционного обслуживания, так как не имеет защиты от облучения для персонала. Образуются высокоактивные отходы переработки (шламы из фильтровальных аппаратов, отработанные сорбенты или емкости с отработанными сорбентами, фильтр-элементы). Обращение с этими отходами требует специальных дорогостоящих мер радиационной безопасности и охраны, поэтому их транспортировка, утилизация и хранение (захоронение) влечет значительные экономические затраты.
Известен способ переработки жидких радиоактивных отходов и их утилизации по патенту RU 2577512 от 29.12.2014, опубликованный 20.03.2016. В указанном способе жидкие радиоактивные отходы перемешивают в емкости с порошковыми селективными сорбентами, а затем полученную суспензию фильтруют, прокачивая через по крайней мере, одну емкость, предназначенную для утилизации отходов и снабженную на выходе, по крайней мере, одним фильтрующим элементом, отделяющим от жидкой фазы нерастворимые вещества, после чего фильтрат пропускают, по крайней мере, через одну емкость, предназначенную для утилизации отходов, с гранулированными селективными сорбентами, при этом указанные емкости помещены в бетонные блоки.
Основные недостатки данного способа: необходимость использования отдельной
специальной емкости для смешения жидких радиоактивных отходов с порошковыми сорбентами при проведении процесса селективной сорбции в статическом режиме; необходимость перемещать отработанные радиоактивные сорбенты из этой емкости в емкость для утилизации отходов, что требует использования дорогостоящего оборудования (насосы, запорная арматура и т.п.); необходимость использования гранулированных сорбентов, эффективность которых всегда ниже, чем у мелкодисперсных порошковых, вследствие менее развитой сорбционной поверхности у гранул.
Наиболее близким техническим решением, выбранным в качестве прототипа, является «Способ переработки жидких радиоактивных отходов», патент RU2631244, опубл.20.09.2017 г.. Указанный способ переработки жидких радиоактивных отходов включает отделение от жидкой фазы шламов, коллоидов и взвешенных частиц, удаление из жидкой фазы радионуклидов с применением селективных сорбентов и отверждение отработанных сорбентов и шламов. Переработку жидких радиоактивных отходов производят путем их перемешивания с селективным сорбентом в емкости с последующим отведением из емкости через фильтр-элемент раствора, очищенного от радионуклидов, шламов, коллоидов и взвешенных частиц. Емкость снабжена по крайней мере одним фильтр-элементом. Отверждение содержимого емкости осуществляют путем введения отверждающих материалов. Причем перед отверждением сорбента внутри емкости, стадии закачивания ЖРО в упомянутую емкость, перемешивания с сорбентом и отведения очищенного раствора ЖРО из упомянутой емкости, перемешивания с сорбентом и отведения очищенного раствора проводятся несколько раз.
Основные недостатки данного способа: необходимость использования дорогих, высококачественных отверждающих материалов для получения прочного монолитного компаунда (цементы высоких марок, специальные присадки и пластификаторы, полимерные связующие); необходимы специальные мешалки с мощным энергоемким приводом для гомогенного перемешивания отработавших радиоактивных селективных сорбентов с компонентами отверждающих материалов; многократное увеличение массы твердых радиоактивных отходов, направляемых на захоронение (поскольку к массе отработавших сорбентов добавляется масса отвердающих материалов, значительно превышающая массу отверждаемых сорбентов); значительное увеличение стоимости захоронения полученных твердых радиоактивных отходов (стоимость зависит от массы радиоактивных отходов, направляемых на захоронение, а к массе сорбентов добавляется масса отверждающих материалов); на территории ядерного объекта в ’’грязной" зоне, необходимы дополнительные площади для размещения специального оборудования для хранения, взвешивания, дозирования и перемещения компонентов отверждающих материалов, необходимы специальные дозаторы, бункеры, питатели, весы и др. оборудование для организации отверждения отработавших селективных сорбентов, необходимы сложные дорогостоящие анализы и исследования образцов компаунда, полученного при отверждении отработавших радиоактивных сорбентов, подтверждающие высокое качество формообразующей матрицы полученных твердых радиоактивных отходов; облучение персонала, работающего в "грязной" зоне при отверждении отработавших радиоактивных сорбентов (после введения связующих необходимо длительное, до 28 суток, созревание полученного компаунда).
Задачей заявляемого изобретения является устранение вышеуказанных недостатков.
Техническим результатом заявляемого изобретения является снижение дозовой нагрузки на персонал во время ионоселективной дезактивации радиоактивных растворов, упрощение технологического процесса переработки радиоактивных растворов, а именно исключение использования отверждающих материалов и оборудования для их использования, уменьшение количества других аппаратов, требующих специального обслуживания, уменьшение массы твердых радиоактивных отходов, направляемых на захоронение.
Для достижения указанного технического результата предлагается способ
ионоселективной дезактивации радиоактивных растворов, включающий отделение от жидкой фазы шламов, коллоидов и взвешенных частиц, удаление из жидкой фазы раствора радионуклидов с применением селективных сорбентов путем взаимодействия радиоактивных растворов с селективными сорбентами, находящимися в емкости снабженной по крайней мере одним фильтр-элементом с последующим отведением из емкости через фильтр-элемент раствора, очищенного от радионуклидов, шламов, коллоидов и взвешенных частиц, причем, после отведения из емкости через фильтр-элемент очищенного и дезактивированного раствора, оставшиеся в емкости шламы, коллоиды, взвешенные частицы и отработавшие сорбенты осушают удаляя из емкости свободную жидкость.
Заявленный спооб, включающий отделение от жидкой фазы радиоактивных растворов шламов, коллоидов и взвешенных частиц и удаление из жидкой фазы радионуклидов с применением селективных сорбентов, характеризуется тем, что радиоактивный раствор контактирует с одним или несколькими селективными сорбентами, находящимися в емкости, а затем жидкую фазу, очищенную от радионуклидов, фильтруют, прокачивая через фильтр-элемент, находящийся на выходе из емкости, отделяющий от жидкой фазы нерастворимые вещества. В процессе ионоселективной дезактивации радиоактивных растворов могут использоваться один или несколько селективных сорбентов. Емкости, применяемые для удаления из раствора шламов, коллоидов и взвешенных частиц, могут иметь два или более фильтр-элементов. Очищаемый от нерастворимых частиц раствор может быть пропущен через две и более соединенных последовательно емкостей, снабженных фильтр-элементами. После использования емкости, содержащие отработавшие селективные сорбенты и удаленные из жидкой фазы нерастворимые вещества, осушают, удаляя содержащуюся свободную жидкость из емкостей. Стадии закачивания радиоактивных растворов в емкость с сорбентами и отведения очищенного раствора из емкости могут проводиться несколько раз. Контейнеры, внутри которых размещают емкости с отделенными радиоактивными шламами и отработавшими сорбентами, являются конечным видом упаковки твердых радиоактивных отходов, они не требуют дальнейшего кондиционирования и могут быть сразу отправлены для захоронения в хранилища твердых радиоактивных отходов. Биологическая защита контейнера изготовлена таким образом, чтобы исключить проникновение излучения за пределы контейнера и обеспечить его радиационную безопасность.
Примеры реализации способа.
Пример 1. Заявленным способом дезактивировали радиоактивный раствор следующего состава: солесодержание 189 г/дмЗ; рН=10,7; удельная активность Cs-137 - 8,4-106 Бк/дмЗ . В металлическую емкость объемом 200 литров, помещенную в защитный бетонный кожух, закачали 100 литров радиоактивного раствора и добавили 10 литров порошкового селективного сорбента на основе ферроцианида никеля с размером частиц от 50 до 300 мкм. После перемешивания в течение 20 минут лопастной мешалкой 90 литров очищенного от радионуклида цезия раствора откачали из емкости через вмонтированный в ее стенку фильтр-элемент и отправили на упарку. Содержание цезия в очищенном растворе составляло менее 10 Бк/дмЗ . В емкость снова добавили 90 литров исходного радиоактивного раствора и повторили процедуру дезактивации. Всего было проведено 10 циклов очистки, суммарный объем очищенного раствора составил более 900 литров. После 10-го цикла через емкость стали продувать горячий воздух, контролируя датчиками содержание влаги в воздухе, выходящем из емкости с отработавшими сорбентами, и направляемом в систему специальной вентиляции ядерного объекта. Когда содержание влаги во входящем в емкость с отработавшим сорбентом воздухе и воздухе выходящем из нее сравнялись, процесс удаления свободной жидкости из емкости прекратили.
Пример 2. Заявленным способом переработали 700 литров ЖРО следующего состава: солесодержание 172 г/дмЗ ; рН=9,9; удельная активность Cs-137 - 7,6-105 Бк/дмЗ ; Со-60 1,7-104 Бк/дмЗ . В металлическую емкость, рабочим объемом 100 литров,
помещенную в защитный бетонный кожух, внесли по 5 литров порошковых селективных сорбентов на основе ферроцианида никеля и сульфида меди с размером частиц от 50 до 300 мкм и 70 литров радиоактивного раствора. После 30-ти минутного перемешивания очищенный раствор откачали, 60 литров очищенного от радионуклида раствора откачали из емкости через вмонтированный в ее стенку фильтр-элемент и отправили на упарку. В емкость снова добавили 60 литров ЖРО и повторили процедуру очистки 10 раз. После 10- го цикла емкость осушили как в примере 1. Содержание радионуклидов цезия и кобальта в очищенном растворе составляло менее 10 Бк/дмЗ .
Использование предлагаемого способа позволяет снизить дозовую нагрузку на персонал во время дезактивации радиоактивных растворов, упростить и удешевить технологический процесс их переработки, получить конечный продукт переработки, безопасный для перемещения и использования, не требующий специальных мер радиационной безопасности. Данный способ может быть использован для переработки низко- и среднеактивных жидких радиоактивных отходов на различных объектах атомной промышленности, в том числе на атомных электростанциях; для переработки растворов, образующихся при дезактивации зданий, сооружений, оборудования, транспорта и т.д.; для переработки природной воды, загрязненной радионуклидами.
Claims
1. Способ ионоселективной дезактивации радиоактивных растворов, включающий отделение от жидкой фазы шламов, коллоидов и взвешенных частиц, удаление из жидкой фазы раствора радионуклидов с применением селективных сорбентов путем взаимодействия радиоактивных растворов с селективными сорбентами, находящимися в емкости снабженной по крайней мере одним фильтр-элементом, с последующим отведением из емкости через фильтр-элемент раствора, очищенного от радионуклидов, шламов, коллоидов и взвешенных частиц, отличающийся тем, что после отведения из емкости через фильтр-элемент очищенного и дезактивированного раствора, оставшиеся в емкости шламы, коллоиды, взвешенные частицы и отработавшие сорбенты осушают удаляя из емкости свободную жидкость.
2. Способ ионоселективной дезактивации радиоактивных растворов по п. 1, отличающийся тем, что удаление свободной жидкости из емкости с отработавшими сорбентами осуществляют путем подачи горячего воздуха или перегретого пара .
3. Способ ионоселективной дезактивации радиоактивных растворов по п. 1, отличающийся тем, что удаление свободной жидкости из емкости с отработавшими сорбентами осуществляют под вакуумом.
4. Способ ионоселективной дезактивации радиоактивных растворов по п. 1, отличающийся тем, что удаление свободной жидкости из емкости с отработавшими сорбентами осуществляют путем нагревания корпуса емкости, в которой находятся отработавшие сорбенты.
5. Способ ионоселективной дезактивации радиоактивных растворов по п. 1, отличающийся тем, что удаление свободной жидкости из емкости с отработавшими сорбентами осуществляют при перемешивании отработавших сорбентов.
6. Способ ионоселективной дезактивации радиоактивных растворов по п. 1, отличающийся тем, что емкости, применяемые для удаления из растворов шламов, коллоидов, взвешенных частиц и радионуклидов, размещены в защитной упаковке, соответствующей требованиям, предъявляемым к упаковкам, передаваемым в хранилища радиоактивных отходов.
5
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2020130173 | 2020-09-14 | ||
| RU2020130173A RU2747775C1 (ru) | 2020-09-14 | 2020-09-14 | Способ ионоселективной дезактивации радиоактивных растворов |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| WO2022060247A1 true WO2022060247A1 (ru) | 2022-03-24 |
Family
ID=75919825
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| PCT/RU2021/000389 WO2022060247A1 (ru) | 2020-09-14 | 2021-09-13 | Способ ионоселективной дезактивации радиоактивных растворов |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2747775C1 (ru) |
| WO (1) | WO2022060247A1 (ru) |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2076361C1 (ru) * | 1992-04-01 | 1997-03-27 | Хабаровский завод металлоконструкций | Способ дезактивации и биореактор |
| RU2577512C1 (ru) * | 2014-12-29 | 2016-03-20 | Общество с ограниченной ответственностью "Научно-Производственное предприятие "Эксорб" | Способ переработки жидких радиоактивных отходов и их утилизации |
| EP2593191B1 (en) * | 2010-10-15 | 2016-05-18 | Avantech, Inc. | Concentrate treatment method and system |
| RU2631244C1 (ru) * | 2016-07-25 | 2017-09-20 | Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственное предприятие "Эксорб" | Способ переработки жидких радиоактивных отходов |
-
2020
- 2020-09-14 RU RU2020130173A patent/RU2747775C1/ru active
-
2021
- 2021-09-13 WO PCT/RU2021/000389 patent/WO2022060247A1/ru active Application Filing
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2076361C1 (ru) * | 1992-04-01 | 1997-03-27 | Хабаровский завод металлоконструкций | Способ дезактивации и биореактор |
| EP2593191B1 (en) * | 2010-10-15 | 2016-05-18 | Avantech, Inc. | Concentrate treatment method and system |
| RU2577512C1 (ru) * | 2014-12-29 | 2016-03-20 | Общество с ограниченной ответственностью "Научно-Производственное предприятие "Эксорб" | Способ переработки жидких радиоактивных отходов и их утилизации |
| RU2631244C1 (ru) * | 2016-07-25 | 2017-09-20 | Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственное предприятие "Эксорб" | Способ переработки жидких радиоактивных отходов |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2747775C1 (ru) | 2021-05-14 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR102058277B1 (ko) | 액체 방사성 폐기물의 처리 및 그의 회수 방법 | |
| RU2529018C2 (ru) | Способ дезактивации жидкого эфлюента, содержащего один или более радиоактивных химических элементов, посредством обработки в кипящем слое | |
| US4436655A (en) | Process for the continuous purification of contaminated fluids and for conditioning the resulting concentrates | |
| RU2467419C1 (ru) | Способ очистки кубовых остатков жидких радиоактивных отходов от радиоактивного кобальта и цезия | |
| US5122268A (en) | Apparatus for waste disposal of radioactive hazardous waste | |
| RU2747775C1 (ru) | Способ ионоселективной дезактивации радиоактивных растворов | |
| RU2631244C1 (ru) | Способ переработки жидких радиоактивных отходов | |
| RU2769953C1 (ru) | Способ последовательной дезактивации радиоактивных растворов | |
| Huang et al. | Treatment of spent nuclear fuel debris contaminated water in the Taiwan Research Reactor spent fuel pool | |
| RU2675251C1 (ru) | Способ переработки жидких радиоактивных отходов | |
| RU2675787C1 (ru) | Способ переработки жидких радиоактивных отходов | |
| RU2465665C1 (ru) | Способ переработки отработавших ионообменных смол | |
| WO2019156596A2 (ru) | Способ переработки маломинерализованных средне- и низкоактивных жидких радиоактивных отходов | |
| EP3416173B1 (en) | Method for purifying liquid radioactive waste | |
| Kent et al. | Testing of hexacyanoferrates for decontamination of radioactive wastewaters at Oak Ridge National Laboratory | |
| GB2024498A (en) | Method of Treating Radioactive Waste Material | |
| Koster et al. | Treatment and conditioning of liquid low and intermediate level wastes | |
| JP6793584B2 (ja) | 放射性物質を含む液体のホウ素濃度管理方法及び放射性物質を含む液体のホウ素濃度管理装置 | |
| Jan et al. | Pilot scale study of a chemical treatment process for decontamination of aqueous radioactive waste of pakistan research reactor-1 | |
| RU2553976C1 (ru) | Способ очистки от 60co технологических растворов радиохимического производства, относящихся к средне- и низкоактивным отходам | |
| CA1079055A (en) | Low-level radioactive waste disposal process and apparatus | |
| JP2016004008A (ja) | 汚染飛灰の処理方法及び処理装置 | |
| Milner et al. | Application of Modular Design in Abatement of Fuel Element Debris (FED) Liquid Waste Stream-16635 | |
| JPS6051679B2 (ja) | 沸騰水形原子炉発電所廃液処理方法 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| 121 | Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application |
Ref document number: 21869843 Country of ref document: EP Kind code of ref document: A1 |
|
| NENP | Non-entry into the national phase |
Ref country code: DE |
|
| 122 | Ep: pct application non-entry in european phase |
Ref document number: 21869843 Country of ref document: EP Kind code of ref document: A1 |