RU2168221C2 - Method for handling coolants and technical solutions of nuclear power installations at research centers - Google Patents
Method for handling coolants and technical solutions of nuclear power installations at research centers Download PDFInfo
- Publication number
- RU2168221C2 RU2168221C2 RU99116754/06A RU99116754A RU2168221C2 RU 2168221 C2 RU2168221 C2 RU 2168221C2 RU 99116754/06 A RU99116754/06 A RU 99116754/06A RU 99116754 A RU99116754 A RU 99116754A RU 2168221 C2 RU2168221 C2 RU 2168221C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- coolants
- lrw
- technical solutions
- solutions
- salts
- Prior art date
Links
Classifications
-
- 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
Landscapes
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к технологии переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) методами концентрирования, сорбционной доочистки и цементирования. The invention relates to a technology for processing liquid radioactive waste (LRW) by methods of concentration, sorption post-treatment and cementing.
При работе ядерных научных центров ЖРО формируются отработанными теплоносителями ядерных энергетических установок (ЯЭУ), приготавливаемыми на обессоленной воде, и техническими (промывочными, реагентными и др.) растворами, приготавливаемыми на минерализованной воде природных источников. ЖРО собираются в спецканализацию и затем отправляются на переработку. During the operation of nuclear research centers, LRW is formed by spent coolants of nuclear power plants (NPPs) prepared using demineralized water and technical (flushing, reagent, etc.) solutions prepared using mineralized water from natural sources. LRW are collected in a special sewage system and then sent for processing.
Макрокомпонентный солевой состав усредненных в спецканализации ЖРО ядерных научных центров с ЯЭУ определяется в основном минеральными солями природных вод (бикарбонатами, хлоридами и сульфатами щелочных и щелочноземельных металлов), незначительно загрязненных реагентными растворами, продуктами коррозии, нефтепродуктами и поверхностно-активными веществами (ПАВ), сухой остаток которых достигает 500 мг/л. Объемная активность этих ЖРО определяется в основном микрокомпонентами - стронцием-90, цезием-137 и, как правило, не превышает 1•10-5 Ku/л.The macrocomponent salt composition of nuclear research centers with nuclear power plants averaged in special sewage systems for LRW is determined mainly by the mineral salts of natural waters (bicarbonates, chlorides and sulfates of alkali and alkaline earth metals), slightly contaminated with reagent solutions, corrosion products, oil products and surface-active substances (surfactants), dry the remainder of which reaches 500 mg / l. The volumetric activity of these LRW is mainly determined by the microcomponents - strontium-90, cesium-137 and, as a rule, does not exceed 1 • 10 -5 Ku / l.
Одним из самых простых способов обращения с ЖРО ЯЭУ научных центров является их сброс в крупные природные водоемы, в частности моря и океаны, для разбавления отработанных радиоактивных растворов до санитарных норм [1]. Основным недостатком этого способа является то, что радионуклиды, разбавляемые морскими водами, затем концентрируются в иловых отложениях, водорослях, молюсках и рыбах до опасных уровней. Поэтому в России сброс ЖРО ЯЭУ в моря и океаны считается представляющим значительную экологическую опасность [2]. One of the easiest ways to handle LRW at NPPs of scientific centers is to discharge them into large natural water bodies, in particular the seas and oceans, to dilute spent radioactive solutions to sanitary standards [1]. The main disadvantage of this method is that radionuclides diluted with seawater are then concentrated in silt sediments, algae, mollusks and fish to dangerous levels. Therefore, in Russia, the dumping of LRW of nuclear power plants into the seas and oceans is considered to pose a significant environmental hazard [2].
Известен способ обращения с усредненными ЖРО ядерных энергетических установок, включающий удаление макрокомпонентов - солей щелочных и щелочноземельных металлов и микрокомпонентов - радионуклидов: стронция-90, цезия-137 путем концентрирования (упариванием, электродиализом, обратным осмосом и др. ) до насыщения по солям (около 200 г/л) с доочисткой раствора ионообменным обессоливанием (на ионообменных смолах (ИОС), сульфоуглях, цеолитах и др.) и цементированием концентрата ЖРО с последующим направлением отвержденных продуктов на захоронение [3]. По своей технической сущности и достигаемому результату этот способ наиболее близок к заявляемому и выбран в качестве прототипа. A known method of handling averaged LRW of nuclear power plants, including the removal of macrocomponents - salts of alkaline and alkaline earth metals and microcomponents - radionuclides: strontium-90, cesium-137 by concentration (by evaporation, electrodialysis, reverse osmosis, etc.) until saturated in salts (about 200 g / l) with post-treatment of the solution by ion-exchange desalination (on ion-exchange resins (IOS), sulfonates, zeolites, etc.) and cementing of LRW concentrate with the subsequent transfer of the cured products to disposal [3 ]. By its technical nature and the achieved result, this method is the closest to the claimed one and is selected as a prototype.
Основным недостатком данного способа является большой объем отвержденных отходов и их невысокая водостойкость (выщелачиваемость радионуклидов более 1•10-3 г/см2 •сут.), а также трудность концентрирования ЖРО до насыщения по солям из-за выделения на рабочих поверхностях концентрирующих аппаратов солей жесткости, которые составляют до 40% от солевого состава ЖРО ядерных научных центров с ЯЭУ. Высокое зарастание солями жесткости требует для отмывки аппаратов проведения кислотных промывок (для выпарных аппаратов требуется ежемесячное упаривание в азотнокислой среде (pH не более 3) в течение суток).The main disadvantage of this method is the large volume of solidified wastes and their low water resistance (leachability of radionuclides of more than 1 • 10 -3 g / cm 2 • days), as well as the difficulty of concentrating LRW before salt saturation due to the release of salts on the working surfaces of the concentrating apparatus stiffness, which make up to 40% of the salt composition of LRW of nuclear research centers with nuclear power plants. High overgrowth with hardness salts requires acid washing to wash the apparatus (for evaporators, monthly evaporation in a nitric acid medium (pH no more than 3) is required during the day).
Задача, решаемая данным изобретением, заключается в уменьшении объема захораниваемых отвержденных отходов, повышении их водостойкости и снижении зарастания рабочих поверхностей аппаратов (греющих поверхностей, ионообменных мембран, обратноосмотических мембран и др.) при концентрировании ЖРО. The problem solved by this invention is to reduce the volume of solidified solidified waste, increase their water resistance and reduce overgrowing of the working surfaces of the apparatus (heating surfaces, ion-exchange membranes, reverse osmosis membranes, etc.) during LRW concentration.
Сущность изобретения заключается в том, что в способе обращения с теплоносителями и техническими растворами ЯЭУ научных центров, включающем удаление из них макрокомпонентов - солей щелочных и щелочноземельных металлов и микрокомпонентов - радионуклидов путем концентрирования их до насыщения по солям с доочисткой раствора на ионообменных сорбентах и цементированием радиоактивных концентратов с последующим захоронением, удаление макрокомпонентов из вод, используемых для приготовления теплоносителей и технических растворов производят до их контакта с радионуклидами, причем воду, полученную после очистки отработанных радиоактивных растворов, используют для приготовления теплоносителей и технических растворов. The essence of the invention lies in the fact that in the method of handling coolants and technical solutions of nuclear power plants of scientific centers, including the removal of macro components from them - salts of alkaline and alkaline earth metals and micro components - radionuclides by concentrating them to saturation with salts, after-treatment of the solution on ion-exchange sorbents and cementing of radioactive concentrates with subsequent burial, removal of macrocomponents from the waters used for the preparation of coolants and technical solutions t to their contact with radionuclides, the water obtained after purification of radioactive waste solutions, heat transfer fluids used for cooking and technical solutions.
Способ осуществляется следующим образом. При эксплуатации ЯЭУ научных центров воду, используемую для приготовления не только теплоносителей, но и всех технических (промывных, реагентных и др.) растворов, предварительно обессоливают, удаляя большую часть макрокомпонентов. При этом в процессе загрязнения этих вод радионуклидами образующиеся ЖРО имеют низкую минерализацию (не более 50 мг/л), причем соли жесткости практически отсутствуют, а объемная активность в основном не превышает 1•10-5 Ku/л.The method is as follows. During the operation of NPPs of scientific centers, the water used for the preparation of not only coolants, but also all technical (washing, reagent, etc.) solutions, is desalted beforehand, removing most of the macrocomponents. Moreover, in the process of contamination of these waters with radionuclides, the resulting LRW have low mineralization (not more than 50 mg / l), and hardness salts are practically absent, and bulk activity generally does not exceed 1 • 10 -5 Ku / l.
ЖРО концентрируют (упариванием, электродиализом, обратным осмосом и др.) до насыщения по солям и доочищают раствор ионообменным обессоливанием на сорбентах (ИОС, сульфоугле, цеолитах и др.) до санитарных норм по удельной активности. Радиоактивное накипеобразование или зарастание мембран в отсутствии солей жесткости практически исключается, что значительно повышает эффективность работы выпарных и мембранных аппаратов, а также ионообменных фильтров. При этом обессоленную воду, получаемую при очистке ЖРО, используют для приготовления теплоносителей и технических растворов ЯЭУ научных центров. LRW is concentrated (by evaporation, electrodialysis, reverse osmosis, etc.) until saturated with salts and the solution is purified by ion-exchange desalination on sorbents (IOS, sulfonated carbon, zeolites, etc.) to sanitary norms for specific activity. Radioactive scale formation or overgrowing of membranes in the absence of hardness salts is practically eliminated, which significantly increases the efficiency of evaporation and membrane devices, as well as ion-exchange filters. At the same time, demineralized water obtained during LRW treatment is used for the preparation of coolants and technical solutions of nuclear power plants of scientific centers.
Кубовый концентрат ЖРО с солесодержанием около 200 г/л цементируют с водоцементным отношением около 0,7 (объем отходов при отверждении увеличивается в среднем в 1,5 раза) с получением прочных (не менее 5 МПа) цементных компаундов (удельной активностью не более 1•10-3 Ku/г по β - и γ -нуклидам) с выщелачиваемостью радионуклидов не более 1•10-3 г/см2•сут, что обеспечивает их безопасное захоронение в бетонные могильники [4].Vat LRW concentrate with a salinity of about 200 g / l is cemented with a water-cement ratio of about 0.7 (the volume of waste during curing increases by an average of 1.5 times) to obtain strong (at least 5 MPa) cement compounds (specific activity no more than 1 • 10 -3 Ku / g for β - and γ-nuclides) with a leachability of radionuclides of not more than 1 • 10 -3 g / cm 2 • days, which ensures their safe disposal in concrete burial grounds [4].
В целом объем отходов после переработки ЖРО уменьшается в 2500 и более раз в зависимости от исходного солесодержания и химического состава ЖРО. В то же время концентраты солей, получаемые при предварительном обессоливании вод до их контакта с радионуклидами к ЖРО, не относятся и не подлежат отверждению и захоронению
По сравнению с известными способами обращения с ЖРО ядерных научных центров, включающими их концентрирование и доочистку раствора ионообменным обессоливанием на сорбентах, с цементированием концентратов ЖРО предлагаемый способ с предварительным удалением макрокомпонентов из вод, используемых для приготовления теплоносителей и технических растворов ЯЭУ ядерных научных центров обеспечивает не только снижение зарастания рабочих поверхностей аппаратов при концентрировании ЖРО и уменьшение объема захораниваемых отвержденных отходов в 10 раз, но и повышение их водостойкости, что не следует явным образом из уровня техники, т.е. соответствует критерию изобретательского уровня.In general, the volume of waste after LRW processing is reduced by 2500 or more times depending on the initial salinity and chemical composition of LRW. At the same time, salt concentrates obtained by preliminary desalination of water prior to their contact with radionuclides are not LRW and should not be cured or buried.
Compared with the known methods for handling LRW of nuclear scientific centers, including their concentration and post-treatment of the solution by ion-exchange desalination on sorbents, with cementing of LRW concentrates, the proposed method with preliminary removal of macrocomponents from the waters used for the preparation of coolants and technical solutions of nuclear power plants of nuclear scientific centers provides not only reduction of overgrowing of the working surfaces of the apparatus during LRW concentration and reduction of the volume of buried solidified wastes 10 times, but also increase their resistance to water, which should not be explicitly in the art, i.e., meets the criteria of inventive step.
Примеры конкретного исполнения
Пример 1. (Прототип). Для приготовления теплоносителей и технических растворов ЯЭУ научных центров использовали маломинерализованную воду с солесодержанием менее 50 мкг/л, природную пресную воду с солесодержанием до 300 мг/л, а также солоноватую морскую воду Финского залива с солесодержанием 5 г/л. Протечки и сливы этих вод попадали в спецканализацию. Усредненные ЖРО имели солесодержание 500 мг/л. ЖРО содержали 200 мг/л гидрокарбонатов, 150 мг/л хлоридов, 80 мг/л сульфатов, 5 мг/л нитратов, 3 мг/л фосфатов, 1 мг/л оксалатов, 60 мг/л кальция, 60 мг/л натрия, 40 мг/л калия, 20 мг/л железа и марганца, 15 мг/л магния, 10 мг/л аммония, 4 мг/л нефтепродуктов и 1 мг/л ПАВ. Объемная активность составляла 6•10-6 Ku/л по цезию-137, 2,5•10-6 Ku/л по стронцию-90 и 1,5•10-6 Ku/л по кобальту-60. ЖРО концентрировали до 200 г/л методом упаривания (кратность упаривания около 400), а накипь с греющих поверхностей выпарного аппарата отмывали упариванием раствора HNO3 при pH 3 с присоединением отработавшего отмывочного раствора к концентрату ЖРО. Конденсат доочищали на ИОС до объемной активности менее 1•10-9 Ku/л. Кубовый концентрат ЖРО включали в портландцемент с водоцементным отношением 0,7 и увеличением объема отходов в 1,5 раза. Прочность цементного компаунда более 10 МПа, удельная активность 1,65•10-6 Ku/кг, выщелачиваемость радиоцезия на 90 сутки 4•10-3 г/см2•сут. Суммарное снижение объема отходов после переработки ЖРО составляло 250 раз.Examples of specific performance
Example 1. (Prototype). For the preparation of coolants and technical solutions of nuclear power plants of scientific centers, low-saline water with a salinity of less than 50 μg / l, natural fresh water with a salinity of up to 300 mg / l, and brackish sea water of the Gulf of Finland with a salinity of 5 g / l were used. Leaks and drains of these waters fell into a special sewage system. The average LRW had a salinity of 500 mg / L. LRW contained 200 mg / L of hydrocarbons, 150 mg / L of chlorides, 80 mg / L of sulfates, 5 mg / L of nitrates, 3 mg / L of phosphates, 1 mg / L of oxalates, 60 mg / L of calcium, 60 mg / L of sodium, 40 mg / l potassium, 20 mg / l iron and manganese, 15 mg / l magnesium, 10 mg / l ammonium, 4 mg / l oil and 1 mg / l surfactant. Volumetric activity was 6 • 10 -6 Ku / l for cesium-137, 2.5 • 10 -6 Ku / l for strontium-90 and 1.5 • 10 -6 Ku / l for cobalt-60. LRW was concentrated to 200 g / L by evaporation (evaporation rate of about 400), and scale from the heating surfaces of the evaporator was washed by evaporation of the HNO 3 solution at pH 3 with the addition of the spent washing solution to the LRW concentrate. The condensate was further purified on IOS to a volumetric activity of less than 1 • 10 -9 Ku / l. Vat LRW concentrate was included in Portland cement with a water-cement ratio of 0.7 and an increase in waste volume by 1.5 times. The strength of the cement compound is more than 10 MPa, the specific activity is 1.65 • 10 -6 Ku / kg, the leachability of radiocaesium on 90 days is 4 • 10 -3 g / cm 2 • days. The total reduction in waste volume after LRW processing was 250 times.
Пример 2. При предварительном удалении из вод, используемых для приготовления технических растворов ядерных научных центров макрокомпонентов - солей щелочных и щелочноземельных металлов до солесодержания 50 мг/л. При этом использование обессоленных растворов и в качестве охлаждающих снижало минерализацию теплоносителей, загрязняемых протечками охлаждающих растворов. ЖРО содержали 9 мг/л хлоридов, 5 мг/л сульфатов, 5 мг/л нитратов, 3 мг/л фосфатов, 1 мг/л оксалатов, 9 мг/л натрия, 4 мг/л калия, 1 мг/л железа и марганца, 10 мг/л аммония, 2 мг/л нефтепродуктов и 1 мг/л ПАВ. Объемная активность составляла 6•10-6 Ku/л по цезию-137, 2,5•10-6 Ku/л по стронцию-90 и 1,5•10-6 Ku/л по кобальту-60. ЖРО упаривали до 200 г/л (кратность упаривания около 4000) при этом накипи практически не образовывалось, в растворе была только взвесь гидроксидов железа и марганца. Конденсат доочищали на ИОС до удельной активности 1•10-9 Ku/л. Кубовый концентрат ЖРО включали в портландцемент с водоцементным отношением 0,7 и увеличением объема отходов в 1,5 раза. Прочность цементного компаунда более 10 МПа, удельная активность 1,65•10-5 Ku/кг, выщелачиваемость радиоцезия на 90 сутки 8•10-4 г/см2•сут. Суммарное снижение объема отходов после переработки ЖРО составляло 2500 раз.Example 2. When preliminary removal from the waters used to prepare technical solutions of nuclear scientific centers of macro-components - salts of alkali and alkaline earth metals to a salinity of 50 mg / l. At the same time, the use of demineralized solutions and as cooling solutions reduced the mineralization of coolants contaminated by leaks of cooling solutions. LRW contained 9 mg / L of chlorides, 5 mg / L of sulfates, 5 mg / L of nitrates, 3 mg / L of phosphates, 1 mg / L of oxalates, 9 mg / L of sodium, 4 mg / L of potassium, 1 mg / L of iron and Manganese, 10 mg / L ammonium, 2 mg / L oil and 1 mg / L surfactant. Volumetric activity was 6 • 10 -6 Ku / l for cesium-137, 2.5 • 10 -6 Ku / l for strontium-90 and 1.5 • 10 -6 Ku / l for cobalt-60. LRW was evaporated to 200 g / l (evaporation rate of about 4000), while the scale did not form, there was only a suspension of iron and manganese hydroxides in the solution. The condensate was further purified on IOS to a specific activity of 1 • 10 -9 Ku / l. Vat LRW concentrate was included in Portland cement with a water-cement ratio of 0.7 and an increase in waste volume by 1.5 times. The strength of the cement compound is more than 10 MPa, the specific activity is 1.65 • 10 -5 Ku / kg, the leachability of radiocaesium on 90 days is 8 • 10 -4 g / cm 2 • days. The total reduction in waste volume after LRW processing was 2500 times.
Предлагаемый способ облегчает эксплуатацию как аппаратов концентрирования, так и емкостей временного хранения и системы арматуры транспортирования ЖРО, так как предотвращает выделение в осадок слеживаемых и прикипаемых солей жесткости. Соответственно снижается и объем работ по промывке и дезактивации оборудования. В то же время предварительное выделение макрокомпонентов из вод, используемых для приготовления технических растворов, не требует доведения концентратов до насыщения по солям, что позволяет избегать выделения солей жесткости. Объем захораниваемых отходов по сравнению с прототипом снижается в 10 раз, а водостойкость отвержденных продуктов повышается до требуемых норм без введения специальных сорбционных добавок. Предлагаемый способ по сравнению с прототипом снижает выход радионуклидов из отвержденных продуктов в окружающую среду в 5 раз, тогда как по аналогу, предусматривающему сброс отработанных радиоактивных растворов в моря и океаны, этот выход составляет практически 100%. The proposed method facilitates the operation of both concentration apparatuses and temporary storage tanks and the LRW transportation reinforcement system, since it prevents the precipitation of caked and sticking hard salts. Accordingly, the volume of work on washing and decontamination of equipment is also reduced. At the same time, the preliminary isolation of macrocomponents from the waters used to prepare technical solutions does not require bringing the concentrates to saturation with salts, which avoids the release of hardness salts. The volume of waste waste compared with the prototype is reduced by 10 times, and the water resistance of the cured products increases to the required standards without the introduction of special sorption additives. The proposed method in comparison with the prototype reduces the release of radionuclides from the cured products into the environment by 5 times, while by analogy, which provides for the discharge of spent radioactive solutions into the seas and oceans, this yield is almost 100%.
Данный способ может осуществляться на действующем оборудовании переработки ЖРО без каких-либо технических изменений, т.е. является промышленно применимым. Использование обессоленных вод для приготовления технических растворов позволит снизить затраты на захоронение отвержденных отходов в 10 раз за счет уменьшения их объемов. Это оправдывает дополнительные затраты на повышенный расход обессоленной воды, тем более, что большая часть ее возвращается в эксплуатацию при переработке ЖРО. При использовании обессоленной воды повышается как надежность и ресурс работы оборудования ядерных энергетических установок, так и экологическая безопасность отвержденных радиоактивных отходов. This method can be carried out on existing LRW processing equipment without any technical changes, i.e. is industrially applicable. The use of demineralized water for the preparation of technical solutions will reduce the cost of disposing of solidified waste by 10 times by reducing their volume. This justifies the additional costs of increased consumption of demineralized water, especially since most of it is returned to operation during the processing of LRW. When using demineralized water, both the reliability and service life of the equipment of nuclear power plants and the environmental safety of solidified radioactive waste are increased.
Источники информации. Sources of information.
1. Атомная техника за рубежом, 1964, N 8, с. 28. 1. Nuclear technology abroad, 1964, N 8, p. 28.
2. Вдовенко В. М. и др. Доклад N 457 (СССР), представленный на IV международную конференцию по мирному использованию атомной энергии. Женева, 1971 г. 2. Vdovenko V. M. et al. Report N 457 (USSR), presented at the IV international conference on the peaceful use of atomic energy. Geneva, 1971
3. Никифоров А.С. и др. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. - М., Энергоатомиздат, 1985 г. с. 46-60. 3. Nikiforov A.S. and other neutralization of liquid radioactive waste. - M., Energoatomizdat, 1985. 46-60.
4. Качество компаундов, образующихся при цементировании ЖРО низкого и среднего уровней активности. Технические требования. - Руководящий документ РД 9510497-93. - М., Минатом РФ, 1993 г. 4. The quality of the compounds formed by cementing LRW of low and medium levels of activity. Technical requirements. - Guidance document RD 9510497-93. - M., Minatom of the Russian Federation, 1993
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU99116754/06A RU2168221C2 (en) | 1999-08-02 | 1999-08-02 | Method for handling coolants and technical solutions of nuclear power installations at research centers |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU99116754/06A RU2168221C2 (en) | 1999-08-02 | 1999-08-02 | Method for handling coolants and technical solutions of nuclear power installations at research centers |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2168221C2 true RU2168221C2 (en) | 2001-05-27 |
Family
ID=20223341
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU99116754/06A RU2168221C2 (en) | 1999-08-02 | 1999-08-02 | Method for handling coolants and technical solutions of nuclear power installations at research centers |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2168221C2 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2383498C1 (en) * | 2008-07-21 | 2010-03-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Method of obtaining desalinated water and high-purity water for nuclear power plants for research centres |
| RU2468456C1 (en) * | 2011-08-25 | 2012-11-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Method for obtaining demineralised water and high-purity water for nuclear power plants of research centres |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2307342A1 (en) * | 1975-04-11 | 1976-11-05 | Licentia Gmbh | RADIOACTIVE CONCENTRATE TREATMENT PROCESS |
| GB2037058A (en) * | 1978-10-27 | 1980-07-02 | Cnen | Process and apparatus for the continuous purification of contaminated fluids and for conditioning the resulting concentrates |
| GB2242778A (en) * | 1990-03-20 | 1991-10-09 | Morikawa Sangyo | Decontamination procedures |
| RU2123732C1 (en) * | 1997-05-05 | 1998-12-20 | Государственный научный центр Российской Федерации Научно-исследовательский институт атомных реакторов | Method for recovering sodium coolant of nuclear reactor |
-
1999
- 1999-08-02 RU RU99116754/06A patent/RU2168221C2/en active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2307342A1 (en) * | 1975-04-11 | 1976-11-05 | Licentia Gmbh | RADIOACTIVE CONCENTRATE TREATMENT PROCESS |
| GB2037058A (en) * | 1978-10-27 | 1980-07-02 | Cnen | Process and apparatus for the continuous purification of contaminated fluids and for conditioning the resulting concentrates |
| GB2242778A (en) * | 1990-03-20 | 1991-10-09 | Morikawa Sangyo | Decontamination procedures |
| RU2123732C1 (en) * | 1997-05-05 | 1998-12-20 | Государственный научный центр Российской Федерации Научно-исследовательский институт атомных реакторов | Method for recovering sodium coolant of nuclear reactor |
Non-Patent Citations (2)
| Title |
|---|
| ДОЛЛЕЖАЛЬ H.A. И ДР. Ядерные энергетические установки. - М.: Энергоатомиздат, 1982, с.426. * |
| НИКИФОРОВ А.С. и др. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. - М.: Энергоатомиздат, 1985, с.46-60. * |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2383498C1 (en) * | 2008-07-21 | 2010-03-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Method of obtaining desalinated water and high-purity water for nuclear power plants for research centres |
| RU2468456C1 (en) * | 2011-08-25 | 2012-11-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Method for obtaining demineralised water and high-purity water for nuclear power plants of research centres |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Ali et al. | Ion exchange resins and their applications in water treatment and pollutants removal from environment: A review: Ion exchange resins and their applications | |
| WO2002026344A1 (en) | Purification of produced water from coal seam natural gas wells using ion exchange and reverse osmosis | |
| RU2112289C1 (en) | Method for recovery of liquid radioactive wastes | |
| RU2118945C1 (en) | Integrated processing of liquid radioactive wastes | |
| EP0483286A1 (en) | Method of removing ions | |
| RU2168221C2 (en) | Method for handling coolants and technical solutions of nuclear power installations at research centers | |
| US20120080376A1 (en) | Use of desalination brine for ion exchange regeneration | |
| RU2383498C1 (en) | Method of obtaining desalinated water and high-purity water for nuclear power plants for research centres | |
| RU2101235C1 (en) | Method and installation for system reprocessing of liquid radioactive wastes | |
| Epimakhov et al. | Reverse-osmosis filtration based water treatment and special water purification for nuclear power systems | |
| RU2276110C1 (en) | Method of production of the desalted water and the water of the high purity for the nuclear power plants of the research centers | |
| RU2442756C1 (en) | Way to get desalted water and highly pure water for nuclear power plants in research centres | |
| RU2686074C1 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes | |
| RU2473145C1 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes from use of decontamination solutions | |
| RU2369929C1 (en) | Method of purifying liquid radioactive wastes from caesium radionuclides | |
| JP2509654B2 (en) | Chemical decontamination waste liquid treatment method | |
| RU2267176C1 (en) | Method of neutralization of the low-mineralized and medium- mineralized low-active liquid wastes in the field conditions | |
| Rutledge | Engineering chemistry | |
| De Esparza | Removal of arsenic from drinking water and soil bioremediation | |
| RU2669013C1 (en) | Method for processing low-mineralized medium- and low-active liquid radioactive wastes | |
| RU2195726C2 (en) | Method for neutralizing slightly mineralized low-activity wastes in field conditions | |
| RU2183871C1 (en) | Method for decontaminating spent cation- exchange resin of radioactive waste treatment plants at nuclear power station | |
| RU2391727C1 (en) | Procedure for neutralisation of low mineralised low-activity waste under field conditions | |
| RU2136065C1 (en) | Method for recovering liquid radioactive wastes of nuclear power plants | |
| RU2817393C1 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes |