автореферат диссертации по химической технологии, 05.17.02, диссертация на тему:Разработка и опытно-промышленные испытания технологии переработки жидких радиоактивных отходов низкого уровня активности ФГУП "ПО "Маяк" с их последующей иммобилизацией

На правах рукописи Экз.№

Слюнчев Олег Михайлович

РАЗРАБОТКА И ОПЫТНО-ПРОМЫШЛЕННЫЕ ИСПЫТАНИЯ ТЕХНОЛОГИИ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ НИЗКОГО УРОВНЯ АКТИВНОСТИ ФГУП «ПО «МАЯК» С ИХ ПОСЛЕДУЮЩЕЙ ИММОБИЛИЗАЦИЕЙ

Специальность 05.17.02 - Технология редких рассеянных и радиоактивных элементов

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание учёной степени кандидата технических наук

Озёрск, 2004

Работа выполнена на ФГУП «Производственное объединение «Маяк»

Научный руководитель: кандидат химических наук Ровный Сергей Иванович

Официальные оппоненты: доктор химических наук, профессор Бетенеков Николай Дмитриевич

доктор технических наук

Алой Альберт Семенович

Ведущая организация: Институт Физической Химии Российской Академии Наук (ИФХ РАН)

Защита диссертации состоится _3_ декабря 2004 года в_час на заседании диссертационного совета ДСр 201.016.01 в ФГУП «ПО «Маяк», г.Озёрск Челябинской области, ул.Ермолаева, 18

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Центральной заводской лаборатории ФГУП «ПО «Маяк».

Автореферат разослан_27_ октября 2004 года.

Учбный секретарь

диссертационого совета, кандидат химических наук

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность проблемы. Производственное объединение «Маяк» крупнейшее в России предприятие ядерно-топливного цикла, которое имеет в своём составе радиохимическое, радиоизотопное, реакторное и химико-металлургическое производства. В процессе производственной деятельности образуется значительное количество радиоактивных отходов (РАО). Для обращения с твёрдыми, жидкими (ЖРО) и газообразными отходами созданы соответствующие технологии. Основным фактором, формирующим неблагоприятную экологическую обстановку в районе предприятия, в настоящее время, является образование значительных объемов ЖРО. Существующие технологические схемы обращения с ЖРО с точки зрения современной концепции имеют существенные недостатки:

• активность радионуклидов в очищенной воде превышает нормы, позволяющие осуществить сброс очищенной воды в открытую гидрографическую сеть или использовать в технологии повторно;

• в результате очистки ЖЮ образуется большое количество вторичных отходов;

• вторичные отходы локализуются в объектах окружающей среды - Теченском каскаде водоёмов-хранилищ (ТКВ);

• поступление ЖЮ в систему ТКВ способствует повышению уровня каскада и угрожает его безопасной эксплуатации в связи с переполнением существующей гидротехнической системы.

Существующие способы обращения с ЖРО базируются на реагентозатратных технологиях, которые приводят к образованию большого количества вторичных РАО. Перспективные планы развития предусматривают поэтапный перевод предприятия с существующей системы обращения с ЖРО на экологически безопасную и экономически целесообразную схему, отвечающую современным достижениям технологии. Реализация планов развития предприятия позволит решить две первоочередные задачи: сократить, а затем и прекратить сброс ЖРО среднего и низкого уровня активности и обеспечить безопасную эксплуатация ТКВ.

Среди технологий, позволяющих решить поставленные задачи, минимизировать количество вторичных отходов, баромембранные процессы являются одними из перспективных.

Цель работы. Исследование, разработка и испытания комплексных схем переработки ЖЮ низкого уровня активности, которые позволят очистить отходы до уровней, позволяющих осуществить сброс воды в открытую гидросеть или повторно использовать её в производстве, а также надёжно локализовать вторичные радиоактивные отходы.

Основные задачи работы.

1. Исследование процессов микрофильтрации, уль^фидьтрации, нанофильтрации И

обратного осмоса для очистки ЖЮ ФГУП «ПО «Мая ».^ОС НАЦИОНАЛЬНАЯ I

БИБЛИОТЕКА |

С Петербург &/(£

09 МО

2. Разработка технологии очистки растворов спецпрачечной и спецканализации химико-металлургического, радиохимического, радиоизотопного и реакторного производств.

3. Исследование процессов радиационного разрушения ПАВ.

4. Создание прототипа технологической схемы переработки низкоактивных ЖРО до уровня, позволяющего осуществить сброс очищенной воды в открытую гидрографическую сеть или использовать ее в водооборотной системе предприятия.

5. Изучение возможности иммобилизации вторичных отходов от переработки ЖРО в неорганические матрицы на основе цементов.

Научная новизна работы.

1. Проведены исследования возможности применения баромембранных (микрофильтрация, ультрафильтрация, нанофильтрация, обратный осмос) методов для очистки реальных ЖРО ФГУП «ПО «Маяк». Показано, что комбинация мембранных и сорбционных процессов позволяет очистить радиоактивные растворы до уровней, позволяющих использовать очищенную воду в замкнутой водооборотной схеме предприятия или осуществить сброс в открытую гидросеть.

2. Экспериментально установлены характеристики обратноосмотического разделения химических и радиохимических компонентов ЖРО ФГУП «ПО «Маяк».

3. Исследован процесс радиационной и радиационно-химической деструкции ПАВ ОП-10. Установлены продукты радиационно-химической деструкции ПАВ.

4. Проведены работы по отверждению вторичных отходов от переработки ЖРО (высокосолевых концентратов и пульп) в цементные матрицы на основе доменного шлака и портландцемента. Получены результаты по степени наполнения, механической прочности и прочности фиксации радионуклидов в соответствующие компаунды. Проведено отверждение концентратов с солесодержанием более 500 г/л в цементные матрицы на основе доменного шлака. Показано, что химическая стойкость и механическая прочность полученных компаундов соответствует нормативным требованиям.

Практическая ценность работы.

1. На участке переработки технологических сбросов (УПТС) завода водоочистки и во-доподготовки смонтирован опытный стенд для отработки процессов микрофильтрации и обратного осмоса с производительностью до 1 м3/ч.

2. На опытном стенде проведены испытания мембранно-сорбционной технологии очистки растворов спецканализации радиохимического, реакторного и изотопного производств. За время испытаний переработано 52 м3 растворов. Коэффициенты очистки составили для а-излучающих нуклидов (2-6). 103, р-излучающих нуклидов - (б+Н^Ю2, пары Эг^+У90 -(3,3+9,6).103, С5|ЗГ.'(8+бО),Ю1, Со60 - (1+2).Ю2

3. На очистных сооружениях химико-металлургического завода проведены стендовые испытания ультрафильтрации по очистке растворов спецканализации и спецпрачечной. За время испытаний (3800 часов) переработано около 60 м3 растворов. Установлено, что ультрафильтрация позволяет сконцентрировать исходные растворы в 200-300 раз и очистить раствор до S-30 Бк/л. Коэффициенты очистки для а-излучающих нуклидов в процессе испытаний увеличивались с 50 до 8000.

4 По результатам лабораторных и опытно-промышленных испытаний предложены перспективные варианты технологических схем переработки ЖРО, которые использованы при разработке «Комплексного плана мероприятий по обеспечению решения экологических проблем, связанных с текущей и прошлой деятельностью ФГУП «ПО «Маяк».

5. На основании лабораторных исследований по иммобилизации радиоактивных отходов в цементные матрицы рекомендованы составы для отверждения различных видов отходов. Результаты исследований по отверждению ЖРО учитываются в проектных работах по созданию комплекса цементирования среднеактивных отходов предприятия.

На защиту выносятся следующие положения;

1. Результаты исследований процессов микрофильтрации, ультрафильтрации, ультрафильтрации с предварительной селективной сорбцией, нанофильтрации и обратного осмоса для очистки различных ЖРО предприятия.

2. Результаты исследований процессов радиационного разрушения ПАВ.

3. Прототипы технологических схем переработки низкоактивных ЖРО до уровня, позволяющего осуществить сброс очищенной воды в открытую гидрографическую сеть или использовать еб в водооборотной системе предприятия.

4. Результаты исследований по иммобилизации вторичных отходов от переработки ЖРО в цементные матрицы.

Апробация работы и публикации. Результаты работы изложены в 4 статьях, 13 докладах. По материалам работы получены 3 патента, поданы 4 заявки, технические решения использованы в перспективных планах развития предприятия.

Структура и объём работы. Диссертация состоит из введения, 6 глав, вывода, списка использованных источников, содержит 195 страниц машинописного текста, 50 рисунков, 65 таблиц, список литературы из 200 источников. ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении определена актуальность темы и сформулированы основная цель и задачи работы.

Глава 1. Литературный обзор. Представлена существующая схема обращения с жидкими радиоактивными отходами низкого уровня активности. Рассмотрены баромембранные

методы разделения и их аппаратурное оформление. Подробно рассмотрены возможности процессов ультрафильтрации и обратного осмоса для переработки ЖРО. Описаны существующие примеры применения баромембранных методов разделения для очистки ЖРО.

На основании литературных данных проведена оценка возможности применения баромембранных методов разделения для очистки ЖРО ФГУП «ПО «Маяк».

Глава 2. Методическая часть. Представлено описание лабораторного и опытного мембранного оборудования, стендов и методики проведения лабораторных и опытно-промышленных испытаний. Описана методика изготовления и испытания образцов цементного компаунда.

Глава 3. Переработка жидких радиоактивных отходов низкого уровня активности радиохимического, радиоизотопного и реакторного производств. Растворы спецканализации радиохимического, радиоизотопного и реакторного производств формируются стоками, образующимися в процессе отмывок оборудования и помещений, а также водами санпропускников. Объем этой группы ЖРО составляет 3S0-S00 тыс.м3/год. В настоящее время отходы перерабатывают по ионообменной технологии. Очищенная вода сбрасывается в водоём оборотного водоснабжения, а регенераты - в ТКВ. В результате очистки ЖРО ионным обменом происходит увеличение количества отходов (в пересчете на соли) в 2,5-3 раза. Таким образом, с регенератами в систему ТКВ ежегодно поступает от 620 до 1100 т солей, состоящих в основном из нитрата натрия. Удельная активность очищенной воды в сотни раз превышает существующие уровни вмешательства для Cs137, Am241, радионуклидов плутония. Это не позволяет осуществить сброс очищенной воды в открытую гидросеть. Таким образом, представляется актуальной разработка технологии, которая сократит количество вторичных отходов и очистит ЖРО до уровня, позволяющего осуществить сброс очищенной воды в открытую гидросеть или использовать её для создания водооборотной системы предприятия.

При разработке технологии очистки растворов спецканализации в лабораторных исследованиях проверяли две принципиальные технологические схемы. Первая - предполагала нанофильтрационное обессоливание исходного раствора и доочистку пермеата ионным обменом. Вторая - предусматривала ультрафильтрационную очистку в комбинации с предварительной сорбцией на порошковых сорбентах и осаждением радионуклидов. Результаты исследований по схеме нанофильтрация + ионный обмен представлены в таблице 1. Данные измерений показали, что при фильтроцикле в 150 колоночных объемов проскока Cs137 в фильтрат не отмечено, а активность бета-излучаюшвх нуклидов снижалась.

Исследование возможности очистки растворов спецканализации методами селективной сорбции и соосаждения радионуклидов с последующей ультрафильтрацией проводили в два этапа. На первом - исследовали очистку растворов от Cs137 ультрафильтрацией с предвари-

тельной селективной сорбцией ферроцианидом никеля (ФЦН) На втором - очистку растворов от Зг90 ультрафильтрацией с предварительной коагуляцией сульфатом железа(П), сооса-ждением сульфатом и фосфатом бария, сорбцией на диоксиде марганца и магнетите.

Таблица 1 - Результаты очистки раствора спецканализации методами нанофипьтра-ции и ионообменного обмена

Раствор Удельная активность раствора, Бк/л Коэффициент очистки

а Sr*>+Y*> Cs"7 IB SrVr50 Cs"7

Исходный 2.16.I05 2,05.10s 1,26.10* 1 1 1

Пермеат после НФ 1,17.10* 7,58.10s 7,33.10' 18,5 27,0 1,7

Фильтрат после ИО

50 колоночных объемов 880 - <66 245 - >191

100 колоночных объемов 560 <66 386 >191

150 колоночных объемов 440 6 <66 491 3.42.104 >191

ZP-сумма бета-излучнюших нуклидов, НФ-нанофильтрация, ИО-ионный обмен

Ультрафильтрация раствора без сорбционных и связывающих добавок снижала активность р-излучающих нуклидов на 33 %, Csш на 20 %, Со60 на 9-14 %.

Результаты по ультрафильтрации растворов спецканализации с предварительной сорбцией Cs137 ФЦН представлены в таблице 2. Исследования показали, что высокие коэффициенты очистки раствора наблюдали уже при концентрации ФЦН 0,2 мг/л и выше.

Результаты по ультрафильтрации растворов с предварительным сульфатным и фосфатным осаждением, коагуляцией железа и сорбцией на диоксиде марганца показали, что использованные в работе связывающие агенты не позволяют получить высоких коэффициентов очистки от а».

Таблица 2 - Результаты очистки раствора спецканализации ультрафильтрацией с предварительной сорбцией Cs133 на ферроцианиде никеля

Раствор Концентрация KNiFC, мг/л Объемная активность раствора, Бк/л Коэффициент очистки

SB Cs137 Co Cs13' Co

Исходный . 3,14.10s 1,67.10" 1670 - - -

Пермеат 20 2,68.10s <66 1300 1,2 >1670 1,3

Пермеат 10 2,70.10* <66 1330 1,2 >1670 1,25

Пермеат 5 2,65.10s <66 1330 1,2 >1670 1,25

Пермеат 1 2,35.10s <66 1400 1,3 >1670 1,2

Пермеат 0,5 2,38.10s <66 1470 1,3 >1670 1,1

Пермеат 0,2 2,38.10s <66 1470 1,3 >1670 1,1

Пермеат 0,1 2,38.10s 330 1670 1,3 50,1 1,1

Пермеат 0 2,36.10s 1,39.10* 1470 1,3 1,2 1,1

KNiFC - ферроцианид никеля, ХР-суыма бега-нзлучающих нуклидов

В качестве возможного коллектора радионуклидов испытывали магнетит. В щелочной области (рН=12) магнетит позволял удалять 20 % Cs137,90 % Sr'0 и 99,9 % Am241 (рисунок 1). В диапазоне рН 8-12 коэффициенты очистки для Am241 изменялись от 1700 до 3400, а коэффициенты распределения (2-3)-107 мл/г. Однако сорбционная способность магнетита по

отношению к Csш и Sг90 в значительной степени зависела от рН и солевого фона. При концентрации NaNo3 1 г/л степень сорбции Sг50, например, снижалась до 60-65 %. В тоже время было установлено, что в диапазоне концентраций 1-40 г/л солесодержание раствора

практически не влияет на степень сорбции а-излучающих нуклидов.

Рисунок 1 - Зависимости степени сорбции радионуклидов на магнетите от рН раствора

На основании лабораторных исследований была предложена комбинированная мем-бранно-сорбционкая схема переработки растворов спецканализации, которая включает в себя ультрафильтрацию (микрофильтрацию) с предварительной селективной сорбцией цезия, обратный осмос и ионный обмен. Проверку мембранно-сорбционной схемы переработки растворов спецканализации проводили на опытном стенде, принципиальная схема которого представлена на рисунке 2. В состав стенда входит ёмкость исходного раствора, микрофильтрационная установка, буферная ёмкость для пермеата со стадии микрофильтрации, об-ратноосмотическая установка, ёмкость для пермеата со стадии обратного осмоса, блок сорб-ционной очистки.

Микрофильтрацию растворов проводили на установке УММ- 16 с трубчатыми фильтрующими элементами из полипропилена с площадью фильтрации 16 м2.

Обратноосмотическую очистку растворов проводили на установке УМР-65 с рулонными фильтрами общей площадью 65 м2. В фильтрующих элементах использовали полиамидные мембраны ОПМН-КМ производства НПО «Полимерсинтез». Для сбалансирования работы мембранных установок площадь фильтрации в установке уменьшили до 26 м2 с соответствующим снижением производительности до 400 л/ч.

0 2 4 б 8 10 12

рН раствора

Исходные!

I гр

Ёмкость исходного раствора

гЬ

насос

▼

Концентрат на переработку

Очищенная ^ »ода

Рисунок 2-Принципиальная схема опытного стенда для испытаниймембранно-сорбционной схемы переработки сточныхвод спецканализации

Переработка растворов спецканализации проходила следующим образом. Радиоактивные отходы поступали в емкость исходного раствора. После химического и радиохимического анализа в случае необходимости проводили корректировку рН, вводили связывающие агенты и выдерживали раствор до окончания процессов сорбции, а затем включали микрофильтрационную установку. Пермеат с установки поступал в буферную емкость, а концентрат возвращали в емкость исходного раствора. Микрофильтрационная установка работала в режиме концентрирования. После накопления пермеата в буферной емкости к работе подключали обратноосмотическую установку. Пермеат с установки поступал в линию сброса, а концентрат возвращали в буферную емкость. Обратноосмотическая установка также работала в режиме концентрирования. При достижении требуемых коэффициентов объемного концентрирования с каждой ступени переработки ЖРО отбирали пробы продуктов для анализа.

Возможности ионообменной стадии очистки определяли в лабораторных условиях. Пробу пермеата с обратноосмотической установки пропускали последовательно через ка-тионит и анионит со скоростью фильтрации 10 колоночных объёмов в час. В очищенной воде анализировали химические и радиохимические компоненты. В качестве ионитов использовали КУ-2-8, АН-31 и АВ-17.

Проведены 5 серий испытаний, проверено 3 варианта мембранно-сорбционной схемы переработки ЖРО: Микрофильрация + Обратный осмос + Ионный обмен; Микрофильрация + Селективная сорбция + Обратный осмос + Ионный обмен; Селективная сорбция + Обратный осмос + Ионный обмен. Испытания отличались операциями на предварительном этапе и стадии ионного обмена.

При испытании схемы Микрофильтрация + Обратный осмос + Ионный обмен никаких предварительных операций с исходным раствором не проводили. Ионообменную очистку раствора проводили на смолах КУ-2-8 и АН-31.

При испытании схемы Микрофильтрация + Селективная сорбция + Обратный осмос + Ионный обмен в исходный раствор вводили суспензию ферроцианида никеля для удаления

у^ 137

Cs и суспензию магнетита для удаления а-излучающих нуклидов и соосаждения частиц ферроцианида никеля. Ионообменную очистку раствора проводили на смолах КУ-2-8 и АН-31, а в четвёртой серии - только на КУ-2-8.

Во второй серии испытаний в исходный раствор вводили ФЦН в количестве 3 мг/л. В третьей серии концентрацию ФЦН увеличили до 20 мг/л. В четвёртой серии испытаний в исходный раствор вносили последовательно ФЦН и магнетит с дозировкой 20 мг/л и 50 мг/л, соответственно. Ионообменную очистку раствора во второй и третьей сериях испытаний проводили на смолах КУ-2-8 и АН-31, а в четвёртой серии испытаний - только на КУ-2-8.

В пятой серии при испытании схемы Селективная сорбция + Обратный осмос + Ионный обмен в качестве первой технологической стадии использовали фильтрацию раствора через колонку с неорганическим сорбентом НЖС на основе ферроцианида никеля. Ионообменную очистку раствора изучали на смолах КУ-2-8 и АВ-17.

В общей сложности за время испытаний переработали 52 м3 ЖРО.

Химический и радионуклидный составы растворов представлены в таблице 3.

Таблица 3 - Химический и радионуклидный составы исходногораствора в пяти сериях опытныхиспытаний

•№> испытаний Химический состав: Концентрация компонентов, мг/л

Са2+ Ме2* СГ Юз- ш2- ро43- С2042" ПАВ с.о. рн

1 33 29 97 54 77 61 1,2 7,5 42 11,2 497 8,0

2 114 54 184 52 86 651 16 7,5 40 4,3 1205 7,3

3 87 35 87 48 74 221 13 3,7 59 3,4 908 7,7

4 ^ 69 43 107 43 56 276 13 1,4 83 1,0 883 7,6

5 41 30 84 48 78 76 1,5 3,8 41 3,0 493 7,8

№ испытаний Радионуклидный состав: Объёмная активность,' Бк/л

Та Аш24'+Ри238 Ри239+Ра240 и234+Ка226+Ыр237 2*3 Сб'" 8г5Ю+у90 Со60

1 2070 1300 360 85 24 900 7080 10200 788

2 3610 1985 835 620 90 800 3990 77 100 407

3 1900 1530 140 200 67 800 3370 64200 461

4 2260 1580 400 80 76 500 5590 66 100 1020

5 2950 1690 700 - 23 600 1830 16400 4630

Производительность микрофильтрационной установки по мере концентрирования раствора и накопления взвесей уменьшалась с 700 л/ч (44 л/(м2»ч)) до 300 л/ч (19 л/(м2»ч)).

Результаты анализов пермеата и концентрата показали, что в 1 и 2 сериях испытаний наблюдали некоторое (~3) снижение объемной а-активности. В 3 серии испытаний коэффициент очистки от «-излучающих нуклидов вырос до 25, однако очистка от цезия на стадии микрофильтрации оставалась низкой (~3). В 4 серии испытаний при соосаждении ферроциа-дида никеля с магнетитом получили относительно высокий (~60) коэффициент очистки рас-

у^ 137

твора от Cs .

Испытания по фильтрации раствора спецканализации через неорганический сорбент НЖС показали, что активность обусловленная цезием снижается в 9 раз, а суммарная бета-активность на 20 %. Уменьшение активности альфа-излучающих нуклидов объясняется, по-видимому, механческим задержанием взвешенных частиц, присутствующих в растворе. Результаты очистки раствора сорбентом НЖС приведены в таблице 4.

Таблица 4 - Результаты очистки раствора спецканализации сорбентом НЖС

Продукт Объемная активность, Бк/л

Еа Ашм1+Риия Ри^+Ри™ и Св"' 8г90+у50 Со60

Исходный 2950 1580 700 23 600 1830 16 400 4630

Фильтрат НЖС 1050 550 500 20 200 206 17 600 3220

Коэффициент очистки 2,8 2,9 1,4 ¡а 8,9 0,9 1,4

Производительность обратноосмотической установки по мере концентрирования раствора снижалась с 400 до 250 л/ч, что вызвано увеличением осмотического давления раствора и, как следствие, уменьшением движущей силы процесса.

Результаты анализа продуктов обратноосмотического разделения показали, что метод позволяет эффективно удалять химические и радиохимические компоненты раствора.

Таблица 5 -Коэффициенты задержания химических компонентов исходного раствора

Коэффициент задержания химических компонентов, %

Ыа+ Са" СГ вО/" N03* С.О.

99,5-97,5 94,5 - 99,7 97,6- 99,7 97,8-99,6 99,6- -99,9 94,0-98,1 89,3-95,9

С.О. - сухой остаток

Таблица 6 -Химический состав раствора после обратноосмотической очистки

Концентрация компонентов, мг/л

Ыа+ Са СГ 80< 2- N03* N02* с2о/- КУ' ПАВ С.О.

3,0-11,3 3,4-7,2 1:4-7,3 0,9-2,1 0,8-2,1 13-27 0,2-2,5 <1 <0,05 <0,05 37-54

С О. - сухой остаток

Коэффициенты задержания химических компонентов раствора и химический состав пермеата представлены в таблицах 5 и 6. Из таблиц видно, что наибольшей проникающей способностью обладают ионы Na+ и N0^, которые в итоге определяют солесодержание пер-

меата. По мере концентрирования коэффициент задержания № снижался с 99,5 % до 97,5 %, а М03 с 98 % до 94 % (см рисунок 3).

Коэффициенты задержания радионуклидов соответствовали коэффициентам задержания их химических аналогов. Коэффициенты задержания радиохимических компонентов раствора и активность пермеата представлены в таблицах 7 и 8. Например, для Csm также как и для его аналога № наблюдали снижение коэффициентов задержания по мере обратно-осмотического концентрирования в тех случаях когда ФЦН не применяли (см рисунок 3).

Таблица 7—Коэффициенты задержания радионуклидов на стадии обратного осмоса

Таблица 8 - Удельная активность раствора после обратноосмотической очистки

Лабораторные испытания ионообменной стадии очистки показали, что в оптимальных условиях ионный обмен позволяет снизить активность, обусловленную парой Бг^+У90, на два порядка, а активность Csш - на порядок. Фильтроцикл ионообменных фильтров достигает 2-3 тыс. колоночных объёмов. Очищенная вода с солесодержанием 10-20 мг/л имеет удельную активность а-излучающих нуклидов 0,5-1,0 Бк/л, р-излучающих нуклидов 30-60 Бк/л, пары не более 8 Бк/л и Cs137 в пределах 5-45 Бк/л. Полученная после трёх сту-

пеней очистки вода не относится к радиоактивным растворам и соответствует требованиям на сброс в открытую гидросеть или использование в водооборотной схеме.

0 10 20 30 40 £0

Коэффициент объемного концентрирования

|о С«-| 37(1 серия) »01-137(3 сеуН«) вс»-137(4 серия) |

Рисунок 3 - Изменение коэффициентов задержания радионуклида Cs137 от коэффициента объёмного концентрирования исходного раствора

Таким образом, в результате опытных испытаний установлено, что принципиальная технологическая схема Микрофильтрация+Селективная сорбция+Обратный осмос+Ионный обмен позволяет очистить растворы спецканализации до уровней, позволяющих осуществить их сброс в открытую гидросеть или использовать для организации замкнутой водооборотной схемы. Количество вторичных отходов, подлежащих цементированию, по сравнению с действующей схемой снижается в 2-3 раза.

Глава 4. Переработка жидких радиоактивных отходов низкого уровня активности химико-металлургического завода. Растворы спецканализации химико-металлургического завода формируются за счет вод спецпрачечной, санпропускников и растворов, образующихся в процессе отмывок оборудования и помещений предприятия. Объем растворов спецканализации составляет около 100 тыс.м3/год, а удельная альфа-активность меняется в интервале от 102 до 104 Бк/л. В настоящее время переработка этих растворов заключается в коагуляции гидроксида двухвалентного железа. Очищенный раствор сбрасывается в водоем оборотного водоснабжения, а пульпа- в водоем-хранилище радиоактивных отходов. Объем пульпы составляет 900-1500 м3/год. Существующая схема очистки не позволяет получать воду, которая может быть сброшена в открытую гидросеть или использована повторно.

Для оценки возможности применения мембранных методов очистки были проведены исследования по ультрафильтрации растворов спецканализации химико-металлургического производства. Работу проводили в двух направлениях: ультрафильтрация с предварительной коагуляцией и ультрафильтрация раствора без какой-либо предварительной обработки.

В случае прямой ультрафильтрации растворов исследовали характеристики ультрафильтрационного разделения в зависимости от рН раствора в диапазоне от 5 до 11. В этом диапазоне рН коэффициент задержания изменялся от 98,5 % до 99,5%, что позволяло получать пермеат с объёмной а-активностью от 4 Бк/л до 29 Бк/л. В оптимальном диапазоне рН (8-10) ультрафильтрация позволяла получить пермеат с активностью от 5 до 15 Бк/л и коэффициентом очистки не менее 100. Удельная производительность мембран не зависела от рН среды и снижалась по мере концентрирования, что было вызвано отложениями осадков на поверхности мембраны. Данные лабораторных опытов по ультрафильтрации растворов спецканализации химико-металлургического завода приведены в таблице 9.

При исследовании процесса ультрафильтрации с предварительной коагуляцией применяли три наиболее распространенных в технологии водоочистки и водоподготовки реагента: FeS04, Fe2(SO4)3 и Al(SO4)3. Результаты экспериментов показали, что ультрафильтрация с предварительной коагуляцией не имеет существенных преимуществ по сравнению с прямой ультрафильтрацией. Это означает, что большая часть а-излучающих нуклидов в отходах химико-металлургического завода уже находится в связанной форме (псевдоколлоиды, коллоиды). Проскок а-излучающих нуклидов через ультрафильтрационную мембрану составля-

ет величину в пределах от 0,4 % до 1,5 % от исходной активности и объясняется, по-видимому, образованием в щелочной среде карбонатных комплексов урана.

Таблица 9 - Зависимость характеристик ультрафильтрационного разделения от рН среды исследуемого раствора

2а, Бк/л рн Коэффициент очистки Удельная производительность мембран, л/(м2.час)

исходный раствор Пермеат

2170 29 5,0 75 96

895 14 7,1 64 108

1467 16 7,9 92 96

1574 14 8,1 113 96

895 12 8,9 75 108

1467 4 9,3 367 96

895 9 9,9 99 108

1467 5 10,0 293 108

1467 20 11,0 73 120

2170 26 11,0 84 96

Еа - объёмная активность суммы а-излучаюших нуклидов

Для проверки результатов лабораторных работ провели испытания процесса на опытном стенде. Стенд состоял из ультрафильтрационного аппарата, емкости (2,5 м3) и центробежного насоса. Ультрафильтрационный аппарат из нержавеющей стали был снабжен трубчатым элементом марки Ф-1 с фильтрующей площадью 0,2 м2. Рабочее давление процесса составляло 0,14-0,20 МПа. Принципиальная схема стенда представлена на рисунке 4.

Исходный распор

Фильтрат

Рисунок 4 - Принципиальная схема опытного стенда

Процесс очистки осуществляли следующим образом. Исходный раствор поступал в емкость, откуда насосом подавался в ультрафильтрационный аппарат. Пермеат отводили в промканализацию, а концентрат возвращали в емкость исходного раствора. За счет отведения фильтрата объем раствора в системе уменьшался и происходило концентрирование за-

грязнений. Процесс завершали после снижения исходного объема раствора в 7-10 раз, после чего в емкость добавляли очередную порцию ЖРО.

Исследования по ультрафильтрации проводили на реальных растворах спецканализации без их предварительной подготовки или обработки. В процессе ресурсных испытаний контролировали производительность фильтра и удельную активность альфа-излучающих нуклидов в фильтрате. За время ресурсных испытаний (3800 часов) провели две операции по концентрированию отходов. Результаты испытаний представлены на рисунке 5.

Во время первой - осуществили 6 циклов концентрирования и переработали около 14 м3 ЖРО, которые сконцентрировали в 100 раз. Удельная производительность фильтра снизилась в течение первых 550 часов работы в 2 раза и стабилизировалась на уровне 60 л/(м2ч). Снижение удельной производительности было вызвано введением во время четвёртого цикла концентрирования Бе804 для определения целесообразности введения коагулянтов. Введение коагулянта не сказалось на качестве очистки, но привело к снижению удельной производительности из-за отложения аморфных осадков гидроокиси железа на поверхности фильтра. Средняя удельная производительность фильтра составила в результате 113 л/(м2-ч). По окончанию работы провели регенерацию фильтра раствором азотной кислоты. Последующая проверка показала полное восстановление удельной производительности фильтра.

Рисунок 5 - Изменение удельной производительности фильтра и удельной активности пермеата от времени эксплуатации

За время второй операции провели 21 цикл концентрирования ЖРО и переработали более 45 м3 отходов. Начальный объем отходов сократили более чем в 200 раз. Средняя удельная производительность мембран составила 62 л/(м2<ч).

Анализ пермеата показал, что объёмная активности альфа-излучающих нуклидов в процессе исследований изменялась в пределах от 5 до 30 Б к/л, а средняя величина за весь период наблюдений составила около 18 Бк/л. Активность пермеата временами резко менялась, что могло быть связано с попаданием на очистку растворов, содержащих комплексующие агенты

На основании данных по удельной активности исходных растворов и пермеата рассчитаны активности концентрата и коэффициенты очистки процесса. Результаты этих расчётов представлены на рисунке 6. Из рисунка видно, что по мере концентрирования коэффициенты очистки возрастают до (7-8)* 103.

Рисунок 6 - Изменение коэффициентов очистки растворов спецканализации в процессе опытных испытаний

В результате 300 кратного снижения объёма ЖРО во время одного из экспериментов был получен концентрат с содержанием твердой фазы 8,2 г/л. Удельная активность концентрата составила 8,6*105 Бк/л, из которых 98,6 % приходилось на твердую фазу и 1,4 % - на жидкую. Анализ образцов твёрдой фазы, отобранных в разное время испытаний, показал, что активность осадков на 60-80 % определяется Аm241 и на 20-30 % суммой радионуклидов плутония. Результаты анализа осадков представлены в таблице 10.

Таблица 10 - Радиохимический анализ твердой фазы

Радионуклид образец № 1 образец № 2 образец № 3

Активность Активность Активность

Бк/г % Бк/г % Бк/г %

Ат-241 18850 62,6 13250 68,8 7550 78,7

Ри-239+Ри-240 3680 12,2 5150 26,8 1625 16,9

Ри-238 6300 20,9 - - 110 1,1

и-234 1270 4,2 850 4,4 315 3,3

£ а-излучаюпшх нуклидов 30100 100 19250 100 9600 100

£ р-излучающих нуклидов 37300 - 21750 - 13350 -

Химический анализ фильтрата и жидкой фазы концентрата (см. таблицу 11) показал, что основная солевая компонента раствора (хлориды, сульфаты и нитраты калия и натрия) проходит через ультрафильтрационную мембрану полностью, в то время как соли жесткости и кремний задерживаются. Анализ твердой фазы показал, что основу осадков составляют соединения железа, кремния, кальция и магния. Примерный химический состав осадков определяется Fe(OH)3, CaSio3 и MgSiO3 на 38,15, и 42 %, соответственно.

Таблица 11-Химический составпродуктовультрафильтрации

Объект анализа Концентрации компонентов, мг/л

.Са Мя № Ре 51 Мп Сг № СГ во/- N0," СО.

Фильтрат 17,6 17,1 149 0,01 1,3 - - - 22,5 27,0 390 770

Концентрат 36,2 29,3 150 0,5 65 - - - 23,0 27,5 386 2500

Твёрдая фаза 2* 10* 3* 20* 10* 0,9* 0,5' 0,5' - - -

'-содержание компонентов в %

На основании результатов проведённых работ можно предложить принципиальную схему переработки ЖРО химико-металлургического производства, которая представлена на рисунке 7.

Рисунок 7- Перспективная мембранная схема переработкирастворов спецканализации химико-металлургического производства

Растворы спецканализации и спецпрачечной поступают на стадию ультрафильтрации. В результате концентрирования исходных ЖРО в 200-300 раз получают 300-500 м3/год пульпы. Пульпа после уплотнения осадков передаётся на сушку. Пермеат со стадии микро- или ультрафильтрации с удельной активностью 5-20 Бк/л поступает на дополнительную очистку

от радионуклидов, солей и ПАВ на стадию обратного осмоса. После концентрирования ~ в 25 раз концентрат объемом около 4000 м3/год поступает на упарку, а очищенная вода в резервуар оборотного водоснабжения или на сброс в водоём № 6. После упарки кубовый остаток в количестве 300 м3/год поступает на совместное с пульпой отверждение, а конденсат возвращают на стадию обратного осмоса или присоединяют к очищенной воде.

Глава S. Переработка сточных вод спецпрачечных ПО "Маяк. Ежегодный объём растворов спецпрачечных ФГУП «ПО «Маяк» составляет около 90 тыс.м3/год. Отходы этой группы образуются на двух подразделениях предприятия: радиохимическом и химико-металлургическом заводах. Растворы радиохимического завода сбрасываются в водоём оборотного водоснабжения без очистки. Отходы спецпрачечной химико-металлургического завода (~ 20 тыс. м3/год) объединяются с растворами спецканализации и направляются на очистные сооружения. Технология переработки растворов спецпрачечной не предполагает очистку от ПАВ, химических и моющих веществ, поэтому значительная часть данных загрязнителей поступает в водоем оборотного водоснабжения химико-металлургического завода. Применяемые в моющих рецептурах ПАВ с трудом поддаются биологическому разложению и их поступление оказывает негативное воздействие на состояние водоёмов.

Традиционные методы очистки ЖРО (коагуляция, ионный обмен) из-за высокой концентрации ПАВ в растворах сталкиваются с серьёзными проблемами, поэтому для эффективной очистки данных отходов требуется применение альтернативных технологий.

Для решения данной задачи проведены лабораторные исследования по ультра- и нано-фильтрации растворов спецпрачечных. В работе использовали реальные отходы спецпрачечных радиохимического и химико-металлургического производств. Характеристика растворов представлена в таблице 12.

Таблица 12 - Химический и радионуклидный состав ЖРО

№№ раствора Химический состав Еа, Бк/л Сз137, Бк/л Ат24', Бк/л

рн Р043', мг/л ХПК, мгОг/л ж, мг-экв/л ПАВ мг/л С.О., г/л

I 7,3 787 2200 2,5 248 2,3 8800 1100 7150

2 7,2 153 2400 3,5 131 2,5 9150 1650 210

3 6,8 540 2400 2,1 252 1,5 2880 - -

4 7,6 135 1520 1,5 200 0,8 500 7050 -

ХПК-химическая потребность в кислороде, Ж-жёсткость, С.О.-сухой остаток, Га-активность альфа-излучающих нуклидов

Исходный раствор проходил последовательно ультрафильтрационную и нанофильтра-ционную очистку. Для связывания радионуклидов цезия в исходный раствор дозировали ФЦН в количестве 1-2 мг/л. Пермеат с каждой ступени очистки анализировали на содержание радионуклидов и ПАВ. Раствор после нанофильтрации дополнительно анализировали на

окисляемость (ХПК), содержание фосфатов, жесткость и сухой остаток. Результаты очистки растворов спецпрачечной от радионуклидов и ПАВ представлены в таблице 13.

Таблица 13 - Результаты мембранной очистки растворов спецпрачечной

№ раствора Раствор после УФ Раствор после НФ Коэффициент очистки по схеме УФ+НФ

Еа, Бк/л Се"'. Бк/л ПАВ мг/л На, Бк/л С5Ш, Бк/л ПАВ мг/л Еа Се137 ПАВ

1 60 330 4,4 10 130 0,2 880 8,5 1240

2 <10 1000 20 <10 <30 0,1 >915 >55 1010

3 <10 - 20 <10 - 0,1 >288 - 2520

4 <3 67 30 <3 <30 ОД >167 >235 2000

Еа- сумма альфа-излучающих нуклидов, УФ—улырафильтрация, НФ - нанофильтрация

Исследования показали, что двухступенчатая мембранная очистка позволяет удалить а-излучающие нуклиды практически полностью, а-активность в пермеате была ниже предела обнаружения, а коэффициенты очистки изменялись от 170 до 900. Благодаря предварительной сорбции ФЦН Cs137 также успешно удаляли на 98-99 %. Концентрация ПАВ снижалась в одну-две тысячи раз, концентрация фосфатов в 10-30 раз, а перманганатная окисляемость в 130-160 раз. Полученный после нанофильтрации раствор соответствует требованиям на повторное использование или сброс в открытую гидрографическую сеть по радионуклидам и ПАВ. Результаты очистки растворов спецпрачечной от химических компонентов представлены в таблице 14.

Таблица 14 - Результаты очистки растворов спецпрачечной от химических компонентов по схеме ультрафильтрация + нанофильтрация

№ раствора Раствор после нанофильтрации Коэффициент очистки для схемы УФ+НФ

РОД мг/л ХПК, мгОг/л Жёсткость мг-экв/л С.О., мг/л Р043" ХПК Жесткость Сухой остаток

2 10 16 0,2 200 15,3 150 17,5 12,5

3 50 15 0,2 200 10,8 160 10,5 7,5

4 5 12 0,2 130 27 127 7,5 6,2

ХПК-химическая потребность в кислороде, С.О.-сухой остаток, Еа-активность альфа-излучающих нуклидов УФ - ультрафильтрация, НФ - нанофильтрация

В результате мембранной очистки растворов спецпрачечных будут образовываться отходы с высоким содержанием ПАВ. Ультрафильтрационные концентраты будут содержать ПАВ до 40 г/л, а нанофильтрационные - от 2 до 5 г/л. Переработка концентратов предполагает их упарку с последующим отверждением кубового остатка. Коэффициенты очистки раствора при упаривании отходов с высоким содержанием ПАВ из-за пенообразования снижаются с 105 до 103. Для эффективного проведения упарки таких растворов необходимо пред-

верительное разрушение ПАВ С этой целью провели исследования по радиационному разрушению ПАВ. Радиационную деструкцию ПАВ изучали на модельных растворах на установке "Исследователь". В качестве источника излучения в установке использовали Со60, который обеспечивал мощность экспозиционной дозы в камере облучения 2 Гр/с.

На модельных растворах с концентрациями ОП-Ю 2, 5,20 и 40 г/л и Na3PO4 (3 г/л) в качестве солевого фона были проведены опыты с экспозиционной дозой 1600 кГр. Результаты экспериментов по радиационному разрушению ПАВ представлены на рисунке 8. Из рисунка видно, что для радиационного разрушения ОП-10 требуются высокие дозовые нагрузки.

О 200 400 (00 >00 , 1000 1200 1400 1600 Д.» рамиа.мо* обр •«•тип, кГр

Рисунок 8 - Изменение концентрации ОП-10 в растворе в результате радиационной обработки

Заметное влияние на степень радиационной деструкции органических веществ в водных системах оказывает присутствие в растворе окислителя и его соотношение с окисляемым веществом. Для увеличения степени деструкции ПАВ и снижения дозы радиационной обработки исследовали возможность использования пероксида водорода в качестве окисляющего агента. Известно, что при его радиационном распаде образуются самые активные окисляющие агенты (гидроксил-радикал ОН* и гидропероксидный радикал НОг») и не образуется вторичного загрязнения раствора.

Эксперименты с ОП-10 показали, что использование Н2О2 позволяет значительно интенсифицировать процесс деструкции и снизить концентрацию ПАВ в растворе с 5 до 0,1 г/л уже при 150 кГр. Анализ данных показал, что при использовании пероксида водорода кривые деструкции ПАВ состоят из двух линейных участков с разным углом наклона. Резкое снижение концентрации ПАВ происходит в начальный период радиационной обработки при дозе 50-100 кГр, а затем скорость деструкции снижается и концентрация ПАВ стабилизируются на определённом уровне. Такой характер кривых, возможно, вызван полным распадом Н2О2 в начальный период и дальнейшая деструкция ПАВ проходит только за счет продуктов

радиолиза воды. Для интенсификации процесса деструкции провели работы с дробным (порционным) введение Н2О2. Планировали, что это обеспечит поддержание концентрация окисляющих агентов на необходимом уровне. В раствор с концентрацией ПАВ 20 г/л четырьмя порциями с интервалом через сутки вводили окислитель в количестве, обеспечивающием итоговое соотношение ПАВЛгОг = 1:1,2. Во втором эксперименте в раствор тремя порциями с интервалом через сутки вводили окислитель в количестве, обеспечивающем соотношение ПАВ:Нг02 = 1:1,4. Для сравнения провели эксперименты с однократным введением окислителя для разных соотношений ПАВ:Н2О2. Результаты опытов представлены на рисунке 9.

• ПвмеВД-0 ВПАВ П*ра(е|д-1«М

ХПАВПч«ксвд-! О,« «ПАВ П«рввсвд-1 1.2

ЛПЛВ Парокскд-1 2 ОПАВ Пврвкмд-1

АПАВ П,—«е«-1 1,4{дроДмо«)_

Рисунок 9 - Изменение концентрации ОП-10 в растворе в результате радиационной обработки с применением пероксида водорода

Из рисунка видно, что дробная дозировка Н2О2 обеспечивает рост степени деструкции ПАВ по сравнению с однократным введением перекиси водорода в 2 раза, а по сравнению с радиационной обработкой без окислителя - в 4-5 раз. Уже при дозе в 360 кГр (ПАВ Н2С>2=1:1,2) остаточная концентрация ПАВ такая же, как при дозе 1500 кГр в отсутствии окислителя. Для экспозиционной дозы 480 кГр дробное введение Н2О2 обеспечивает деструкцию ПАВ на 98 % при соотношении ПАВ.Н202=1:1Д и на 99,7 % (с 20 г/л до 0,06 г/л) при соотношении ПАВ Н202=1:1,4. Концентрация ПАВ снижается до менее 0,1 г/л, что позволяет провести в дальнейшем упарку раствора без пенообразования

Анализ продуктов деструкции ПАВ показал, что в результате образуются низкомолекулярные соединения (альдегиды, кетоны, низшие карбоновые кислоты), которые не обладают поверхностно-активными свойствами и позволяют провести упарку раствора

На основании результатов работы предложена схема переработки растворов спецпрачечной (см рисунок 10).

Сточмм юлы «мтрмачиой

70 00Фк*/гм

[ Ультра фильтрация

Кммлрвт

700 ы'/гол

700 м'тод

Фшптрвт

Обратный осмос I «^нУд (наиофильтрация)

1

Кмимлрл

Псрмаат (9 6$0м''год

Радиационная обработка

1

Кйимиги

0<|МТ11Н*М1ИС

4350 и'/гол

^ Уп»ро |

Очтцеяии *олв й* сброс 69 650 ы'/гол

Кубовый ОСТ1ТОК

350 м'/год

Рисунок 10 - Принципиальная схема переработки растворов спецпрачечной

Растворы поступают последовательно на стадию ультрафильтрации и обратного осмоса. Очищенная вода перед сбросом в открытую гидросеть проходит радиационное обеззараживание. Концентраты со стадий ультрафильтрации и обратного осмоса после предварительной радиационной обработки поступают на упарку. В результате концентрирования исходных ЖРО в 200 раз получают около 350 м3/год кубового остатка, который направляется на цементирование.

Глава 6. Иммобилизация вторичных отходов схем переработки жидких радиоактивных отходов низкого уровня в неорганические матрицы. Представлены результаты отверждения регенератов ионообменных смол, обратноосмотических концентратов и альф а-содержащей пульпы в цементные матрицы. Химический и радионуклидный состав ЖРО представлен в таблицах 15 и 16.

В качестве матриц для иммобилизации отходов испытывали цементы на основе доменного шлака. Для повышения прочности фиксации радионуклидов в матрицы добавляли бентонит, каолин, клиноптилолит. В качестве объекта сравнения использовали матрицу на основе портландцемента. Испытания включали в себя тестирование образцов на химическую стойкость и механическую прочность. Химическую стойкость образцов определяли, выдерживая образцы компаунда в дистиллированной воде в течение 90 суток. На основании дан-

ных анализа среды выщелачивания рассчитывали скорости и степени выщелачивания а- и | !-излучающих нуклидов, Се137 и 8г'°. Обобщенные результаты представлены в таблице 17.

Таблица 15 - Химический составЖРО

Показатели Кубовый остаток Кубовый остаток обрапноос- Пульпа

регенератов мотнческого концентрата

г/л 83,8 13,1 0,15

Саг", г/л 12,9 <од 0,04

М^.г/л 8,2 0,1 0,02

СГ, г/л 22,6 03 0,05

воЛ г/л 50,2 19,2 0,11

N03", г/л 301,1 175,2 0,45

СгОЛг/л 4,2 <0,1 -

Сухой остаток, г/л 526,0 183,9 19,0»

Таблица 16 - Радионуклидный состав ЖРО

Радионуклиды Объемная активность растворов, Бк/л

Кубовый остаток регенератов Кубовый остаток обратно-осмотического концентрата Пульпа

Есе 5.14-105 2,60-10* 5.60-101

Ри"' 1,69-103 - -

1,92-105 - 4,30-Ю3

1,12-Ю3 - -

ЪВ 3,01-10' 9Д2-10" -

г^в-ю" 6.24-101 -

Со60 3.26-105 <6,50-10' -

1,85-10' 8,59-10* -

Максимальной прочностью фиксации матрицы обладают по отношению к альфа излучающим нуклидам Скорость выщелачивания альфа-излучаюших нуклидов составляла КТ'-Ю"4 г/(см^*сут), а степень выщелачивания 0,1-0,6 %.

Испытания матриц показали, что наиболее выщелачиваемым радиоактивным компонентом отходов является Се137 За время испытаний выщелачилось 26 % Се137 из портландде-ментной матрицы. 1,5 % из модифицированного портландцемента и 0,6 % из модифицированного цемента на основе доменного шлака. С увеличением концентрации солей в отходах с 200 до 500 г/л степень выщелачивания Се137 из цемента на основе доменного шлака увеличивается с 0,6 до 3 %

Прочностные испытания показали, что прочность цементных матриц составляет 15-20 МПа, что полностью удовлетворяет нормативным требованиям.

Таблица 17 - Обобщённыерезультаты испытаний по цементных матриц

Тип матрицы Тип отходов Приведенная на 90 суток скорость выщелачивания, г/(см2 сут) Степень выщелачивания, %

га Ъа С8'"

Портландцемент Концентрат 200 г/л - 2,1 Ы0'* - 26,20

Портландцемент Бентонит Концентрат 200 г/л - 1,19-10^ - 1,51

Доменный шлак Концентрат 200 г/л - 1,34-10' - 17,40

Пульпа 1,70.10° - 0,23 -

Доменный шлак + Бентонит + Каолин + Клиноптилолит Концентрат 500 г/л ЗД6.10-5 2,38.10-" 0,43 3,02

Доменный шлак + Бентонит + Каолин Концентрат 500 г/л 4,63« 10"5 2ДЗ-10"4 0,62 2,89

Концентрат 200 г/л - 3,92 «Ю-5 - 0,56

Доменный шлак + Бентонит Пульпа 1,26.10-* - 0,17 -

Доменный шлак + Каолин Пульпа 1.70.10"5 - 0,23 -

Доменный шлак + Клиноптилолит Пульпа 8,15.10* - 0,11 -

На основании результатов лабораторных работ для отверждения ЖРО ФГУП «ПО «Маяк» рекомендуется использовать модифицированный портландцемент и цементы на основе доменного шлака с добавками каолина и бентонита.

Основные итоги и выводы

Основные результаты диссертационной работы сводятся к следующему:

1. Проведены исследования мембранных методов разделения (микрофильтрация, ультрафильтрация, нанофильтрация и обратный осмос) на реальных ЖРО ФГУП ПО «Маяк». Установлено, что комбинация мембранных и сорбционных методов позволяет получить очищенную воду, которая может быть сброшена в открытую гидросеть или использована для организации на предприятии замкнутой водооборотной схемы.

2. На заводе водоочистки и водоподготовки создан стенд для опытно-промышленных испытаний мембранных технологий производительностью до 1 м3/час. На стенде проведены испытания мембранно-сорбционной схемы очистки растворов спецканализации радиохимического, изотопного и реакторного производств. Опробованы три принципиальные схемы организации процесса. В результате 5 серий испытаний переработано 50 м3 ЖРО. Коэффициенты очистки в оптимальных условиях работы в целом по схеме составили для а-излучаюших нуклидов 2000-6000, для |5-излучающих нуклидов 500-1400, для С513780-600, для пары Удельная активность очищенной воды соста-

вила 0,5-0,7 Бк/л для а-излучающих нуклидов, 40-70 Бк/л для /З-иЗлучающих нуклидов, 5-40 Бк/л для Cs137, 5-10 Бк/л для и 5-10 Бк/л для Со 0. Очищенная вода согласно НРБ 99

не является радиоактивной и, следовательно, может быть сброшена в открытую гидросеть или использована на организации водооборотного снабжения предприятия.

3.Проведены опытные испытания ультрафильтрационной схемы очистки растворов спецканализации химико-металлургического производства В результате 3800 часов испытаний переработано 60 м3 ЖРО. Коэффициенты очистки для а-активности составили 50-8800. Показано, что ультрафильрация позволяет сконцентрировать исходный раствор в 200-300 раз и получить очищенный раствор с удельной а-активностью 5-25 Бк/л (средняя 18 Бк/л) и (¡-активностью 10-15 Бк/л. Предложена схема переработки ЖРО химико-металлургического производства.

4.Проведены лабораторные исследования очистки растворов спецпрачечной. Показано, что комбинация ультрафильтрации с селективной сорбцией и нанофильтрацией (обратным осмосом) позволяет очистить раствор до уровня, позволяющего осуществить сброс очищенной воды в открытую гидросеть или использовать повторно. Для переработки концентратов с высоким содержанием поверхностно-активных веществ предложено перед упаркой проводить радиационно-химическую деструкцию ПАВ. Показано, что метод позволяет эффективно разрушать ПАВ. Установлено, что в результате радиационно-химической деструкции ПАВ образуются низкомолекулярные продукты (карбоновые кислоты, кетоны, альдегиды), которые не обладают вспенивающей способностью ПАВ. Предложена схема переработки ЖРО химико-металлургического производства.

5. Проведены лабораторные исследования по отверждению вторичных отходов, образующихся в результате очистки ЖРО, в том числе высокосолевых растворов с концентрацией более 500 г/л. Исследованы матрицы на основе портландцемента и доменного шлака. Степень выщелачивания Cs137 из модифицированного портландцемента снижена до 1,5 %, а из цемента на основе доменного шлака- до 0,6 %. Прочность фиксации а-излучающих нуклидов,

полностью соответствовала нормативным требованиям. Результаты лабораторных исследований учтены при проектировании комплекса цементирования ЖРО ФГУП «ПО «Маяк».

Основные материалы опубликованы в следующих работах: 1. О.М.Слюнчев, И.В.Фетисова Разработка технологии обращения с альфа-содержащими отходами предприятия. Очистка сточных вод спецпрачечной. - Вопросы радиационной безопасности, 1999, № 2, С. 19-26

2. О.М.Слюнчев, И.В.Фетисова Разработка технологии обращения с альфа-содержащими отходами предприятия. Ультрафильтрация трапных вод. - Вопросы радиационной безопасности, 1999, № 4, С.53-58

3. Ю.В.Глаголенко, С.И.Ровный, Г.М.Медведев, О.М.Слюнчев, Е.Г.Дрожко, В.М.Гелис Система обращения с низкоактивными жидкими отходами ПО «Маяк» - текущая ситуация и основные направления развития. - Вопросы радиационной безопасности, 2003, № 1, С.20-26

4. О.М.Слюнчев, Г.М.Медведев, С.И.Ровный Пилотные испытания мембранно-сорбционной схемы переработки жидких радиоактивных отходов низкого уровня активности. - Вопросы радиационной безопасности, 2003, № 3, С. 12-20

5. О.М.Слюнчев, Н.Н.Соколова, И.В.Фетисова Разработка метода очистки сточных вод спецпрачечной - Труды конференции молодых специалистов Центральной заводской лаборатории, Озйрск, 2-3 Марта 1997, С. 19-27

6. О.М.Слюнчев, И.В.Фетисова Очистка плутонийсодержащих сточных вод методом ультрафильтрации - Восьмая ежегодная научно-техническая конференция Ядерного Общества России «Использование ядерной энергии: состояние, последствия, перспективы», г.Заречный, 15-19 сентября 1997, С.166

7. О.М.Слюнчев, Д.Е.Резчиков Очистка сточных вод спецканализации от радионуклидов и ПАВ - Межотраслевая научно-техническая конференция «Дни науки ОТИ-МИФИ»: Тезисы докладов, г.Озёрск, 24-26 апреля 2002 г., С.65-67

8. О.М.Слюнчев, Д.Е.Резчиков, П.В.Козлов, Очистка НАО мембранными методами - Вторая молодежная научно-техническая конференция «Ядерно-промышленный комплекс Урала: проблемы и перспективы»: Тезисы докладов, г.Озёрск, 21-23 апреля 2003 г., С. 172

9. О.М.Слюнчев, Г.М.Медведев, Б.В.Солдатов, С.И.Ровный Пилотные испытания мем-бранно-сорбционной схемы переработки жидких радиоактивных отходов низкого уровня активности - Четвертая Российская конференция по радиохимии. Радиохимия-2003: Тезисы докладов, г.Озбрск, 20-25 октября 2003г., С.183-184

10. О.М. Слюнчев, П.В. Козлов, Д.Е. Резчиков Очистка НАО мембранными методами. -Сборник тезисов докладов международной научно-практической конференции «Полярное Сияние-2003», МИФИ(ТУ), 2003 г., С.73-74

11.О.М. Слюнчев, П.В. Козлов, Д.Е. Резчиков Использование мембранных технологий при очистке низкоактивных отходов. - Тезисы докладов научно-практической конференции «Дни науки - 2003», том 2, Озерск: ОТИ МИФИ, 2003, С. 59

12. О.М. Слюнчев, П.В. Козлов, Д.Е. Резчиков Мембранно-сорбционная схема очистки НАО. - Тезисы 4-ой международной конференции молодых ученых «Актуальные проблемы современной науки», 10-12 сентября 2003, Самара, СГУ, 2003, Раздел «Химическая технология», С.50

13. О.М. Слюнчев, П.В. Козлов, Изучение возможности очистки низкоактивных растворов магнетитом. - Тезисы 4-ой международной конференции молодых ученых «Актуальные проблемы современной науки», 10-12 сентября 2003, Раздел «Химическая техноло-гия»,Самара, СГУ, 2003, С. 19

14. О.М. Слюнчев, П.В. Козлов Очистка НАО ФГУП «ПО «Маяк» мембранно-сорбционными методами. - Научная сессия МИФИ-2004. III научно-техническая конференция «Научно-инновационное сотрудничество». Сборник научных трудов. В 2 частях. Ч. 1. М.: МИФИ, 2004, С. 5 5-5 6

15. О.М. Слюнчев, П.В. Козлов Исследование возможности очистки низкоактивных растворов методом магнитной сепарации с применением магнетита. - Научная сессия МИФИ-2004. III научно-техническая конференция «Научно-инновационное сотрудничество». Сборник научных трудов. В 2 частях. Ч. 1. М.: МИФИ, 2004, С. 57 - 58

16. О.М. Слюнчев, П.В. Козлов, Г.М. Медведев Применение мембранно-сорбционных технологий для очистки НАО ФГУП «ПО «Маяк» - Вестник УГТУ-УПИ №17 (47). Радиохимия. Труды II Уральской конференции. Сборник научных трудов. Екатеринбург: ГОУ ВПО УГТУ-УПИ. 2004, С. 126

17. О.М. Слюнчев, П.В. Козлов, Г.М. Медведев Применение магнитного сорбента для очистки низкоактивных растворов методом магнитной сепарации - Вестник УГТУ-УПИ № 17 (47). Радиохимия. Труды II Уральской конференции. Сборник научных трудов. Екатеринбург: ГОУ ВПО УГТУ-УПИ. 2004, С.125-126

18. П.В. Козлов, О.М. Слюнчев / Исследование цементных компаундов с высоким солена-полнением / Тезисы IX Ежегодной МОЛОДЕЖНОЙ научно-практической конференции «Ре-акторостроение и атомная энергетика: технологии будущего», Нижний Новгород, 2004.

19. О.М. Слюнчев, П.В. Козлов, Г.М. Медведев Очистка низкоактивных растворов методом магнитной сепарации с применением магнетита- Первая Российская школа по радиохимии и ядерным технологиям: Тезисы стендовых докладов. Озёрск, 23-27 августа 2004 г. -Озерск: ЦЗЛ ФГУП «ПО «Маяк», 2004, С.66-68

20. Патент РФ № 2133991. Способ обезвреживания ЖРО. Слюнчев О.М., Фетисова И.В.

21. Патент РФ № 2134458. Способ обезвреживания ЖРО. Слюнчев О.М., Фетисова И.В.

22. Патент РФ № 2160474. Способ обезвреживания ЖРО. Слюнчев О.М., Фетисова И.В.

№22 955

Введение.

1 Литературный обзор.

1.1 Влияние фазово-дисперсного состояния загрязнений на выбор метода очистки.

1.2 Общая характеристика баромембранных методов разделения

1.3 Аппаратурное оформление мембранных процессов.

1.4 Переработка жидких радиоактивных отходов ультрафильтрацией.

1.5 Переработка жидких радиоактивных отходов обратным осмосом.

1.6 Использование баромембранных методов разделения для очистки жидких радиоактивных отходов в промышленном масштабе.

2 Экспериментальная часть.

2.1 Методика измерения удельной активности.

2.2 Методика определения химического состава.

2.3 Описание лабораторных мембранных установок и методика проведения экспериментов.

2.4 Методика отверждения вторичных отходов.

3 Переработка растворов спецканализации радиохимического, радиоизотопного и реакторного производств.

3.1 Описание существующей технологии переработки растворов спецканализации радиохимического, радиоизотопного и реакторного производств.

3.2 Лабораторные исследования по очистке растворов спецканализации радиохимического, радиоизотопного и реакторного производств.

3.3 Опытная проверка мембранно-сорбционной схемы переработки растворов спецканализации.

3.3.1 Описание опытного стенда и методика проведения испытаний.

3.3.2 Результаты испытаний мембранно-сорбционной схемы. Первая серия испытаний.

3.3.3 Результаты испытаний мембранно-сорбционной схемы. Вторая и третья серия испытаний.

3.3.4 Результаты испытаний мембранно-сорбционной схемы. Четвёртая серия испытаний.

3.3.5 Результаты испытаний мембранно-сорбционной схемы. Пятая серия испытаний.

3.4 Результаты испытаний мембранно-сорбционной схемы переработки спецканализации радиохимического, радиоизотопного и реакторного производств.

4 Переработка жидких радиоактивных отходов низкого уровня активности химико-металлургического завода.

4.1 Описание существующей технологии переработки растворов спецканализации химико-металлургического завода. щ 4.2 Лабораторные опыты по ультрафильтрации растворов спецканализации химико-металлургического завода.

4.3 Опытная проверка ультрафильтрации растворов спецканализации химико-металлургического завода.

4.4 Результаты исследований по переработке растворов спецпрачечной и спецканализации химикометаллургического производства.

5 Переработка жидких радиоактивных растворов спецпрачечной

5.1 Описание существующей схемы обращения с растворами спецпрачечной. ф 5.2 Результаты лабораторных исследований по очистке сточных вод спецпрачечной.

5.3 Изучение радиационно-химического метода разрушения поверхностно-активных веществ в растворах спецпрачечной.

5.3.1 Изучение радиационного метода разрушения поверхностно-активных веществ в растворах спецпрачечной.

5.3.2 Изучение влияния пероксида водорода на радиационное разрушение ПАВ ОП-Ю.

5.3.3 Определение продуктов деструкции ПАВ ОП-Ю.

5.4 Результаты исследований по переработки ф растворов спецпрачечной.

6 Иммобилизация вторичных отходов.

6.1 Вторичные отходы и обращение с ними.

6.2 Исследования по иммобилизации регенератов.

6.3 Исследования по иммобилизации обратноосмотических концентратов.

6.4 Исследования по иммобилизации гидратношламовых пульп.

6.5 Результаты исследований по иммобилизации вторичных отходов.

Производственное объединение "Маяк" - крупнейшее предприятие ядерного топливного цикла в России, имеющее в своём составе химическое, радиохимическое и реакторное производства. В результате производственной деятельности предприятия образуются твёрдые, жидкие и газообразные отходы. Жидкие радиоактивные отходы характеризуются широким разнообразием химических и радиоактивных компонентов, поэтому проблема их переработки окончательно не решена. Ежегодно на предприятии образуется около 1-2 тыс. м3 высокоактивных отходов, около 15-20 тыс. м3 среднеактивных отходов и 500-600 тыс.м3 низкоактивных отходов.

Жидкие низкоактивные отходы (НАО) производственного объединения "Маяк" формируются из следующих групп отходов:

1 Растворы спецканализации радиохимического, радиоизотопного и реакторного производств;

2 Отработанные регенерационные растворы установки химического обессоливания и очистки воды водоема-охладителя;

3 Хозяйственно-бытовые и ливневые воды промплощадки;

4 Сбросные растворы спецпрачечной;

5 Растворы спецканализации химико-металлургического завода;

6 Хозяйственно-бытовые воды химико-металлургического завода.

Схема обращения с жидкими НАО, которая сложилась на ПО "Маяк", представлена на рисунке 1.

Растворы спецканализации радиохимического, радиоизотопного и реакторного производств имеют наиболее высокое содержание радионуклидов о г г < О

Растворы спецканализацин Растворы спецпрачечной

Рисунок 1 - Обращение с жид мши радиоактивными отходами низкого уровня активности на ФГУП "ПО "Маяк" по сравнению с другими отходами данной категории. Очистка растворов этой группы осуществляется на участке переработки технологических сбросов (УПТС) по схеме, которая включает в себя следующие операции: усреднение сбросов, коагуляция сульфатом железа, отстаивание в течение 10-12 ч, фильтрование через песчано-кварцевые фильтры, сорбция на ионообменных смолах.

Ионообменная очистка проводится по одно- или двухступенчатой схеме ионирования в зависимости от состава ЖРО, поступающих на очистку. В настоящее время на переработку поступает ~ 400 тыс. м3/год жидких НАО. На проведение ионообменной очистки ежегодно расходуется ~ 290 т азотной кислоты и 120 т гидроксида натрия.

Очищенная от солей и радионуклидов вода сбрасывается в водоем оборотного водоснабжения, а образовавшиеся вторичные отходы (регенераты и суспензия) поступают в специальный водоем-хранилище. Объем вторичных отходов составляет ~ 10 % от объема поступивших на переработку ЖРО.

Вторую группу отходов составляют регенераты установки очистки и обессоливания воды водоема-охладителя. Очистка воды водоема-охладителя проводится на заводе водоподготовки на ионитах КУ-2-8, сульфоуголь и АН-31 по схеме последовательного одноступенчатого Н-ОН-ионирования. Очищенная вода поступает на охлаждение емкостей с радиоактивными отходами, а затем возвращается в водоем-охладитель. Регенерационные растворы направляются в водоем-хранилище.

Хозяйственно-бытовые и ливневые воды промплощадки радиохимического, радиоизотопного и реакторного производств формируются за счет сточных вод душевых, санузлов и ливневых вод. Объем этой группы отходов составляет около 5 млн.м3/год. Половина из них сбрасывается в водоем-охладитель, а вторая половина в один из водоемов-хранилищ. Очистка отходов данной категории в настоящее время не производится, хотя кроме химических компонентов они содержат и радионуклиды. На ПО «Маяк» разработан проект очистных сооружений для хозбытовых и ливневых вод промплощадки с применением процессов биологической очистки, коагуляции и фильтрации.

Растворы спецпрачечной являются наиболее сложной в смысле химического состава группой НАО. В данной категории растворов содержится значительное количество поверхностно-активных (ПАВ) и моющих веществ (сульфонол, триполифосфат, ОП-Ю и т.д.), затрудняющих их переработку. Поэтому в настоящее время эти растворы без очистки сбрасываются в водоем-охладитель. Ежегодно образуется около 70 тыс. м3 отходов этой группы. В водоем-охладитель с растворами спецпрачечной поступает до 20 т/год ПАВ и моющих веществ, до 20 Ки/год бета-излучающих нуклидов и 2 Ки/год альфа-излучающих нуклидов.

Отдельной группой НАО ПО «Маяк» являются растворы спецканализации и хозбытовые стоки химико-металлургического завода.

Сточные воды спецканализации (— 110 тыс. м3/год) перерабатываются на очистных сооружениях химико-металлургического завода по технологической схеме, включающей коагуляцию двухвалентным сернокислым железом и фильтрование через древесные опилочные фильтры. Очищенная вода после фильтров сбрасывается в водоем промышленного водоснабжения, а образовавшаяся гидратно-шламовая пульпа передается в емкости для промежуточного хранения, а затем вывозится в водоем-хранилище отходов.

Хозбытовые воды промплощадки 170 тыс. м3/год) подвергаются очистке по технологической схеме, включающей двухстадийное отстаивание, фильтрование через биофильтры и обеззараживание. Очищенная от радионуклидов вода поступает в водоем промышленного водоснабжения химико-металлургического завода, а суспензия после отстойников - на иловые поля, расположенные на территории завода.

С точки зрения современной концепции обращения с НАО технологические схемы переработки отходов, используемых на ПО «Маяк» имеют ряд существенных недостатков:

• значительное превышение в очищенной воде нормативных показателей для ряда радионуклидов;

• образование большого объема вторичных отходов, которые локализуются в водоемах-хранилищах, то есть, по сути, оказываются в окружающей среде;

• высокие удельные расходы реагентов.

Со вторичными отходами ежегодно в водоемы-хранилища поступает ~ 4500 т солей и до 1500 Ки радионуклидов, что приводит к ухудшению химического, радиохимического и биологического состояния промышленных водоемов.

Дальнейшее развитие как всей отрасли в целом, так и «ПО «Маяк» в частности, поставлено в зависимость от кардинального решения проблем переработки и надёжной локализации радиоактивных отходов. Применяемые в настоящее время способы обращения с ЖРО предполагают поступление значительного количества отходов в открытые водоёмы-хранилища Теченского каскада водоёмов (ТКВ). Существование таких водоёмов-хранилищ является угрозой экологической безопасности населения, проживающего в зоне действия предприятий ядерно-топливного комплекса.

Для коренного улучшения ситуации требуется пересмотр всей сложившейся схемы обращения с ЖРО, использование новых технологических решений. Поэтому разработка и внедрение новых схем переработки ЖРО является одним из приоритетных направлений в области природоохранных мероприятий, проводимых на ПО "Маяк". Среди перспективных методов разделения и очистки растворов одними из наиболее эффективных являются мембранные технологии. Интерес к этим способам переработки значительно вырос в последнее время благодаря относительно простой технологии, разработкам надёжного оборудования, прогрессу в области производства мембран и низким удельным энергозатратам, необходимым для реализации этих технологий.

1 Литературный обзор

Основные результаты диссертационной работы сводятся к следующему:

1. Проведены исследования мембранных методов разделения (микрофильтрация, ультрафильтрация, нанофильтрация и обратный осмос) на реальных ЖРО ФГУП ПО «Маяк». Установлено, что комбинация мембранных и сорбционных методов позволяет получить очищенную воду, которая может быть сброшена в открытую гидросеть или использована для организации замкнутой водооборотной схемы предприятия.

2. На заводе водоочистки и водоподготовки создан стенд для опытно-промышленных испытаний мембранных технологий производительностью до 1 м3/час. На стенде проведены испытания мембранно-сорбционной схемы очистки растворов спецканализации радиохимического, изотопного и реакторного производств. Опробованы три принципиальные схемы организации процесса. В результате 5 серий испытаний переработано 52 м3 ЖРО. Коэффициенты очистки в оптимальных условиях работы в целом по схеме составили для а-излучающих нуклидов 2000-6000, для Р-излучающих нуклидов 500-1400, для Се137 80-600, для пары бЛу90 3300-9600, для Со60 100-200. Удельная активность очищенной воды составила 0,5-0,7 Бк/л для а-излучающих нуклидов, 40-70 Бк/л для Р-излучающих нуклидов, 5-40 Бк/л для Се137, 5-10 Бк/л для и 5-10 Бк/л для Со60. Очищенная вода согласно НРБ 99 не является радиоактивной и, следовательно, может быть сброшена в открытую гидросеть или использована на организации водооборотного снабжения предприятия.

3. Проведены опытные испытания ультрафильтрационной схемы очистки растворов спецканализации химико-металлургического производства. В результате 3800 часов испытаний переработано 60 м3 ЖРО. Коэффициенты очистки для а-излучающих нуклидов составили 50-8800. Показано, что ультрафильрация позволяет сконцентрировать исходный раствор в 200-300 раз и получить очищенный раствор с удельной а-активностью 5-25 Бк/л (средняя 18 Бк/л) и Р-активностью 10-15 Бк/л. Предложена схема переработки ЖРО химико-металлургического производства.

4. Проведены лабораторные исследования очистки растворов спецпрачечной. Показано, что комбинация ультрафильтрации с селективной сорбцией и нанофильтрацией (обратным осмосом) позволяет очистить раствор до уровня, позволяющего осуществить сброс очищенной воды в открытую гидросеть или использовать повторно. Для переработки концентратов с высоким содержанием поверхностно-активных веществ предложено перед упаркой проводить радиационно-химическую деструкцию ПАВ. Показано, что метод позволяет эффективно разрушать ПАВ. Установлено, что в результате радиационно-химической деструкции ПАВ образуются низкомолекулярные продукты (карбоновые кислоты, кетоны, альдегиды), которые не обладают вспенивающей способностью ПАВ. Предложена схема переработки ЖРО химико-металлургического производства.

5. Проведены лабораторные исследования по отверждению вторичных отходов, образующихся в результате очистки ЖРО, в том числе высокосолевых растворов с концентрацией более 500 г/л. Исследованы матрицы на основе портландцемента и доменного шлака. Степень выщелачивания Сб137 из модифицированного портландцемента составила 1,5 %, а из цемента на основе доменного шлака - до 0,6 %. Прочность фиксации а-излучающих нуклидов, Се и полностью соответствовала нормативным требованиям. Результаты лабораторных исследований учтены при проектировании комплекса цементирования ЖРО ФГУП «ПО «Маяк».

7 Заключение

1. К главе 1.1 Влияние фазово-дисперсного состояния загрязнений на выбор метода очистки

2. Кульский JI.A. Теоретические основы технологии кондиционирования воды.-Киев: Наукова думка, 1980, 559 стр.

3. Назаренко В.А., Антонович В.П., Невская Е.М. Гидролиз катионов металлов в разбавленных растворах. М.: Атомиздат, 1979, 192 стр.

4. Кочетков B.JL, Плотников В.И., Таурбаева Т.И. Соосаждение малых количеств рутения с гидроксидами некоторых металлов Радиохимия, 1985, т.27, № 3, стр.257-262.

5. Chemical treatment of radioactive wastes. Technical report series № 89, IAEA, Vienna, 1968, p. 92.

6. Chemical precipitation processes for the treatment of aqueous radioactive wastes. Technical report series № 337, IAEA, Vienna, 1992, p.81.

7. Faubel W., Ali S.A. Partioning of nitric acid intermediate level waste solutions by sorption. Nuclear Technology, 1989, vol. 86, p. 60.

8. Гребенщикова В.И., Давыдов Ю.П. Исследование состояния плутония в разбавленных растворах азотной кислоты Радиохимия, 1961, т. 3, вып. 2, стр. 155-164.

9. Старик И.Е. Основы радиохимии. Изд. 2-е, дополненное. JL: Наука, 1969, 648 стр.

10. Advances in technologies for the treatment of low and intermediate level radioactive liquid wastes. Technical report series № 370, IAEA, Austria, 1994, p. 103.

11. Дубровин B.C., Малимонова С.Н. Физико-химические и сорбционные свойства титанатов натрия Радиохимия, 1985, № 4, с. 465-472.

12. Бетенеков Н.Д., Губанова А.Н. и др. Тонкослойные неорганические сорбенты и перспективы их применения в радиохимии Радиохимия- 1976, т. 18, № 4, с. 622-628.

13. Bigliocca С., Girardi F. Radiochemical separations by adsorption on manganese dioxide // Anal. Chem.- 1967, v.39, №12, p.1634-1639.

14. Чалиян K.H. Поглощение радионуклида Sr90 на синтетических титансодержащих сорбентах. // Радиохимия- 1984, №3, стр.390-392.

15. Крылов В.Н., Егорова Н.В. и др. Применение гранулированного сульфата бария для извлечения Sr90. // Радиохимия-1973, т.5,№5, стр.662-665.

16. К главе 1.2 Общая характеристика баромембраиных методов разделения

17. И.Ю.Дытнерский Обратный осмос и ультрафильтрация. М.: Химия, 1978.

18. И.Ю.Дытнерский Баромембранные процессы. М.: Химия,1986.

19. М.Т.Брык, Е.А.Цапюк Ультрафильтрация. К.: Наукова думка, 1990, С.288.

20. Ф.Н.Карелин Обессоливание воды обратным осмосом. М.: Стройиндустрия, 1989.

21. С.Т.Хванг Мембранные процессы разделения, М.: Химия, 1982.

22. Т.Брок Мембранная фильтрация. М.:Химия 1990.

23. T.J.Milligan Treatment of industrial waste waters. Chem.Engng., 1976, V.83, №22, p.49-66.

24. P.Glueckstern, Y.Kantor, et.al. Dissalination of high salinity brackish water by low pressure reverse osmosis. IDA Journal, 1985, V.l, N 2, p.7-17.

25. P.Glueckstern Current and long term considerations for the application of reverse osmosis technology in Israel. Desalination, 1986, V.58, N 1, p.69-76.

26. А.А.Свитцов, О.М.Слюнчев Реагентная ультрафильтрация новый метод для решения технических и экологических проблем - Журнал ВХО им. Менделеева, 1990, т.35, стр.649-652

27. М.Т.Брык, В.М.Кочкодан Реагентные баромембранные процессы. Химия и технология водыб 1997, т. 19, № 1, стр. 19-46.

28. К главе 1.3 Аппаратурное оформление мембранных процессов

29. Kinjo Yoshinobu // Journal of Japan Water Works Association, 1996, vol.65, N 1, p.2-14

30. Laine J.M., Smati A., Moulart P. UF membrane treatmert at large scale ICOM'96: International Congress of Membrane and Membrane Process, Aug. 18-23, 1996, Yokohama, p. 1052-1053

31. Kim J.J., Jolly R.M., Brindle D.E., Phillips A D. Upgrading of boiler make-up water treatment with a reverse osmosis unit International Water Conference: Official Proc.55-th Annual Meeting, Pittsburg, Pa, Oct.31-Nov.3, 1994, p. 126-133

32. Cortois Ph. Demarrage de Г extension de Mery-sur-Oise Environ, et techn.1995, № 150, p.50-51

33. Drinking water San Diego plants repurification ENR Eng. News Rec., 1997, vol. 238, № 21, p.28

34. Childs W. Vari-Ro (JM) low energy desalting for the San-Diego region -Desalination, 1995, vol. 103, № 1-2, p. 49-58

35. Everest W. The Frances Desalter a key to water independence on the Irvine Ranch - Desalination, 1995, vol. 103, № 1-2, p. 127-132.

36. А.В.Бильдюкевич Ультрафильтрация в процессах очистки воды. Журнал ВХО им. Менделеева, 1990, том XXXV, N 1, стр.88-96.

37. К главе 1.4 Переработка жидких радиоактивных отходов ультрафильтрацией

38. Meguro Yoshinori, Yui Kohei, Wakamatsu Kozo, Hashimoto Kazuoki, Yamamoto Kenichi Operational experience and performance of new radwaste system at Tsuruga Power Station. Karyoku-Genshiryoku-Hatsuden (Apr 1980). v. 31(4) p. 417-427.

39. Palino G.F., Liang Т.J., Light W.G., Kubarewicz J.W. Application of ultrafiltration to radwaste. Final report, NWT Corp., San Jose, CA (USA), Abcor, Inc., Wilmington, MA (USA), EPRI-NP-2335, Apr 1982. 139 p.

40. H.Loewenschus, E.Sprunger Einsatz einer querfiltrationlage fuel die aufarbeitung radioactiver abwasser, Jahrestag Kerntechn'83, Tagungsber, Berlin, 14-15 Juni 1983, p.556-558

41. Wilkins J.D., Wisbey S.J. A study of some actinide hydrolysis products using ultrafiltration. UKAEA Atomic Energy Research Establishment, Harwell. Chemistry Div., AERE-R-11899, Nov 1985. 54 p.

42. Cecille L., Simon R. Treatment and conditioning processes for low and medium activity waste. ANS International topical meeting on fuel reprocessing and waste management, Jackson Hole, WY (USA), 26-29 Aug 1984, Vol. 1, 1984, p. 516-525.

43. Williams G.H., Gutman R.G. Strontium removal from Magnox pond waters by ultrafiltration. UKAEA Atomic Energy Research Establishment, Harwell. Chemical Technology Div. AERE-R-11103 May 1984. 47 p.

44. Reed I.M. Caesium removal from Magnox pond water by ultrafiltration, UKAEA Atomic Energy Research Establishment, Harwell, Chemical Technology Division, AERE-R-11096, May 1984, 72 p.

45. Jenkins J.A., Gutman R.G. An assessment of the use of ultrafiltration to recover plutonium from pure alpha effluents. UKAEA Atomic Energy Research Establishment, Harwell, Chemical Technology Division, AERE-R-10228, October 1984, 36 p.

46. Knibbs R.H. The decontamination of alpha bearing waste streams using coprecipitation with ferric hydroxide in conjunction with ultrafiltration UKAEA Atomic Energy Research Establishment, Harwell, Chemical Technology Div., AERE-R-10269, Oct. 1984,29 p.

47. Biddle P., Gutman R.G. The use of ultrafiltration for the clean-up of alkaline Pu containing effluents. UKAEA Atomic Energy Research Establishment, Harwell, Chemical Technology Div., Jul 1983, AERE-R-10942, 23 p.

48. Cross J.E., Holwell G.J., Hooper E.W. Summary of experimental work during 1986/87 on actinide decontamination to low-levels. UKAEA Harwell Lab. Chemistry Div. Department of the Environment, London (UK). AERE-R-12856 Sep 1987. 11 p.

49. Beaven G.W., Bodsworth K., Cross J.E., Hooper E.W., Wilkins M. The effect of EDTA and citrate on alpha decontamination processes. UKAEA Harwell Lab. Chemistry Div. AERE-R-12558, Jul 1987. 49 p.

50. Cross J.E., Hooper E.W. A review of methods for the decontamination of alpha-bearing waste streams to very low-levels of activity. UKAEA Harwell Lab. Chemistry Div. AERE-R-12557 Jul 1987. 115 p.

51. Knibbs,-R.H. The effects of radiation on ultrafiltration membranes. UKAEA Atomic Energy Research Establishment, Harwell, Chemical Technology Div., AERE-R-10368, Oct 1984, 19 p.

52. Gutman,-R.G.; Cumming,-I.W.; Williams,-G.H. Active liquid treatment by a combination of precipitation and membrane processes. UKAEA Harwell Didcot, EUR-10822, 1986,206 p.

53. Koenst J.W. Development of ultrafiltration and inorganic adsorbents: January-March 1977. Beta and gamma rays, Mound Lab., Miamisburg, Ohio (USA), MLM-2420, 24 Jun 1977,12 p.

54. Koenst J.W., Roberts R.C. Evaluation of ultrafiltration membranes for treating low-level radioactive contaminated liquid waste, Mound Facility, Miamisburg, Ohio (USA), 31 Mar 1978, MLM-2448, 13 p.

55. Koenst J.W., Herald W.R., Roberts R.C. Development of ultrafiltration and inorganic adsorbents for reducing volumes of low-level and intermediate-level liquid waste: April-June 1977, Mound Lab., Miamisburg, Ohio (USA), MLM-2464, 14 Nov 1977. 13 p.

56. Koenst J.W., Herald W.R., Roberts R.C. Development of ultrafiltration and inorganic adsorbents for reducing volumes of low-level and intermediate-level liquid waste: July-September 1977, Mound Facility, Miamisburg, Ohio (USA), MLM-2499, lip.

57. Koenst J.W., Herald W.R., Roberts R.C. Development of ultrafiltration and inorganic adsorbents for reducing volumes of low-level and intermediate-level liquidwaste: October-December 1977. Mound Lab., Miamisburg, Ohio (USA). MLM-2503 24 Feb 1978. 15 p.

58. Herald W.R., Roberts R.C. Development of ultrafiltration and inorganic adsorbents for reducing volumes of low-level and intermediate-level liquid waste, April-June 1978, Mound Facility, Miamisburg, OH (USA), MLM-2538, 16 p.

59. Herald W.R., Roberts R.C. Development of ultrafiltration and adsorbents: October 1978-March 1979, Mound Lab., Miamisburg, OH (USA), MLM-2611,22 p.

60. Bond W.H., Koenst J.W., Luthy D.F. The treatment of low-level waste at Mound Laboratory. NEA/IAEA technical seminar on treatment, conditioning and storage of solid alpha-bearing waste and cladding hulls. Paris, France. 5-7 Dec 1977, 1978, p. 205-217.

61. Roberts R.C., Colvin C.M. Development of ultrafiltration and adsorbents: October 1979-March 1980. Mound Facility, Miamisburg, OH (USA), MLM-2735, 2 July 1980, 18 p.

62. Williams M.K., Colvin C.M., Roberts R.C., Bond W.H. Development of ultrafiltration and adsorbents: October 1980-March 1981. Mound Facility, MLM-2869, 33 p. Miamisburg, OH (USA).

63. Colvin C.M., Roberts R.C., Williams M.K. Summary of the ultrafiltration, reverse osmosis, and adsorbents project, Monsanto Research Corp., Miamisburg, OH (USA). Mound Facility, MLM-3033, 28 Jan 1983. 44 p.

64. M.J.Smyth, R.F.Cumberland "Improvements in or relating to separation processes" Patent N 1 590 828 (UK), 1981

65. В.А.Кичик, Г.А.Ягодин и др. Метод переработки жидких радиоактивных отходов сочетающий селективное комплексообразование и ультрафильтрацию. Атомная энергия, 1985, т.58, вып.4, стр.272-273.

66. В.А.Кичик, Н.Ф.Кулешов и др. Переработка сточных вод спецпрачечных АЭС методом ультрафильтрации. Теория и оборудование для селективного разделения жидких сред с использованием полупроницаемых мембран. Тез.докл.семинара., Краснодар, 1983, стр.54-55.

67. В.А.Кичик, М.Н.Маслова и др. Метод комплексной переработки полезных отходов спецпрачечных АЭС ультрафильтрацией. Атомная энергия, 1987, т.63, вып.З, стр.181-184.

68. В.А.Кичик, М.Н.Маслова и др. Переработка жидких отходов спецпрачечных методом ультрафильтрации. В кн.: Тез. докл.конф. по охране окружающей среды., Обнинск, 1986.

69. Barnier J. Ultrafiltration treatment of laundry liquid wastes from a nuclear research center. Joint international Low and intermediate level radioactive waste management conference, Kyoto (Japan), 23-28 Oct 1989, Volume 1, 1989, 658 p. p. 21-24.

70. А.А.Малинин, В.К.Назаров и др. Очистка конденсатов выпарных установок систем спецводоочистки от нефтепродуктов методом ультрафильтрации. В кн.: Тез.докл.конф. по охране окружающей среды., Обнинск, 1986.

71. Н.Ф.Кулешов, В.А.Кичик и др. О перспективе использования ультрафильтрации для доочистки конденсата от масла на АЭС. Атомная энергия, 1987, т.63, вып.З, стр.178-181.

72. М.П.Козлов и др. Ультрафильтрационная очистка водных смесей от эмульгированных масел. М.: НИИТЭХим, 1985.

73. S.Lee, G.Aurelle, H.Roques Stady of ultrafiltration of cutting oil emulsion. -Entropie, 1985, V.21,N 121, p.30-44.

74. В.А.Кичик и др. Очистка сточных вод от эмульгированных загрязнений ультрафильтрацией. -ВХО, 1990, том XXXV, N 1, стр.97-101.

75. И.Ю.Остряков, Н.Ф.Кулешов и др. Извлечение бора из водных растворов сочетанием методов селективного комплексообразования и ультрафильтрации.

76. К главе 1.5 Переработка жидких радиоактивных отходов обратным осмосом

77. Х.Максудов и др. Очистка радиоактивных сточных вод первого контура реактора ВВР-СМ методом обратного осмоса. Радиохимические методы получения радиоактивных изотопов. Ташкент: ФАН, 1974, стр.73-75.

78. Markind J., Van-Tran Т. Study of reverse osmosis applicability to light water reactor radwaste processing. Abcor, Inc., Wilmington, MA (USA), Walden Div., Dec. 1978, NUREG/CR-0724, 144 p.

79. Мамет B.A., Свитцов A.A., Щапов Г.А., Никольский Б.Ф., Хромченко Н.М., Чернов В.В., Жилин Ю.Н. Переработка жидких радиоактивных отходов АЭС методом обратного осмоса. Теплоэнергетика, 1978, т.4, стр.52-54.

80. Lewis J.В. The treatment and disposal of liquid waste in the nuclear power industry. Atom-London (UK), Jan. 1978, N 255, p. 8-15.

81. Suehiro K. Improved liquid waste processing system of PWR plant. Karyoku-Genshiryoku-Hatsuden, Jan. 1977, vol. 28, N 1, p. 47-54.

82. Palino G.F., Sailor W.C., Sawochka S.G. UF/RO applications at the Browns Ferry Nuclear Power Station. NWT Corp., San Jose, CA (USA), April 1981, TVA/OP/EDT-81/45, 82 p.

83. Godbee H.W., Kibbey A.H. Unit operations used to treat process and/or waste streams at nuclear power plants. Nuclear and Chemical and Waste-Management (USA), 1981, vol. 2, N 1, p. 71-88.

84. Godbee H.W., Kibbey A.H. Unit operations used to treat process and/or waste streams at nuclear power plants. 89-th Annual meeting of the American Institute of

85. Hobbs A.D., Kniazewycz B.G., Marking J., Raleigh P.E. Review of operating LWR experience with membrane technology. Waste management '83, Waste management conference, Tucson, AZ (USA), 27 Feb. - 3 Mar. 1983, Vol. 1, La Grange Park, IL (USA), p. 223-233.

86. Sakata S., Kutibayashi H., Sugawara I. Advanced radwaste system. Waste management '83, Waste management conference, Tucson, AZ (USA), 27 Feb. - 3 Mar. 1983, Vol. 1, La Grange Park, IL (USA), p.255-264.

87. Malkmus D. Cross flow filtration for radwaste applications reverse osmosis demonstration case studies. International conference on low-level waste (LLW), Norfolk, VA (United States), 24-26 July 1994, p. 20.1-20.64.

88. Stepanek J., Mohyla O., Kniz I., Zboray L., Cada K., Wild J., Seifert P., Lastovicka

89. Ellis S.P., Steinke R. Performance of the ultrapure make-up system at Turkey Point Nuclear Power Plant. - 57-th annual American power conference, Chicago, IL (United States). 18-20 April 1995, Volume 57-11, p. 1696-1700.

90. Peters G. Update-processing steam generator cleaning solvent at Palo Verde. -International low-level-waste conference, New Orleans, LA (United States), 22 July -24 Sep. 1996, p. 249-255.

91. Gibson J.D. A big picture prospective for wet waste processing management. -International low-level-waste conference, New Orleans, LA (United States), 22 July -24 Sep. 1996, p. 153-163.

92. Deboration in nuclear stations of the PWR type. Laboratoire Beige de l'lndustrie Electrique (LABORELEC), Linkebeek (Belgium), Sep. 1978, Laborelec. Note d'information. (no.32), INIS-mf-5093, 7 p.

93. Kniazewycz B.G., Markind J. Boric Acid Reclamation System (BARS).- Waste management '86, Tucson, AZ (USA), 2-6 March 1986, Volume 3: Low level waste, p. 291-294.

94. Э.Х. Максудов и др. Влияние рН на выделение Сг-51 и Со-60 из радиоактивных вод. Радиохимические методы получения радиоактивныхизотопов, Ташкент: ФАН, 1974, стр.77-80.

95. Дытнерский Ю.И., Пушков А.А, Свитцов А.А., Трофимов Д.И., Жилин Ю.И., Григорьев В.Г. Очистка и концентрирование жидких отходов с низким уровнем радиоактивности методом обратного осмоса. Атомная энергия, 1973, т.35, вып.6, стр.405-408.

96. Cleary J.G., Stana R.R. Recovery of uranium by a reverse osmosis process. US patent document 4,206,049/A, 3 June 1980.

97. Plock C.E., Travis T.N. Purification and decontamination of a caustic water by reverse osmosis. Rockwell International Corp., Golden, CO (USA). Rocky Flats Plant, 28 July 1981, RFP-3103, 5 p.

98. Johannsen K.H. Die Bearbeitung von radioaktiven Abwaessern (Treatment of liquid radioactive wastes). Kernenergie (German Democratic Republic), Feb. 1981, vol. 24, N2, p. 41-47.

99. Р1оск С.Е., Travis T.N. Plutonium decontamination studies using Reverse Osmosis. Rockwell International Corp., Canoga Park, CA (USA), 17 June 1980, RFP-3005, 7 p.

100. Prince A.T. Radioactive waste storage and disposal: the challenge. Atomic Energy Control Board, Ottawa, Ontario (Canada), Mar. 1978, AECB-1120, 18 p.

101. Koyama Akio, Shimoura Kazukuni, Tsutsui Tenson Studies on radioactive liquid waste treatment by reverse osmosis. Hoken-Butsuri, Jun. 1982, vol. 17, N 2, p.137-142.

102. Nishimaki Kenzo, Koyama Akio, Tsutsui Tenson Treatment of radioactive liquid waste by tubular type reverse osmosis module. Hoken-Butsuri, March 1988, vol. 23, N l,p. 3-10.

103. Nishimaki Kenzo, Koyama Akio, Tsutui Tenson Removal of radionuclides by reverse osmosis using a cellulose acetate membrane. Studies on the influence of solute concentration and co-existing materials. Hoken-Butsuri, March 1988, vol. 23, N 1, p. 11-18.

104. Deshmukh U.A., Ramachandhran V., Misra B.M. Removal of radionuclides from liquid streams by reverse osmosis. Applied Radiation and Isotopes (UK), 1987, vol. 38, N 11, p. 971-974.

105. Suzuki Kazunori, Taneda Daisuke, Tateishi Takeshi Method of treating solutioncontaining radioactive iodine., 4 June 1986, 12 November 1984, JP patent document 61-116695/A/, JP patent application 59-236801, 4 p.

106. Koyama Akio, Nishimaki Kenzo Treatment of radioactive liquid waste by reverse osmosis. Influence of co-existing ions on the change of decontamination factor. -Mizushori-Gijutsu, Jan. 1991, vol. 32, N 1, p. 15-29.

107. Li Kaijun, Zhang Chuanzhi, Xue Qinhua, Liu Meijun Treatment of low level waste water by reverse osmosis. China Nuclear Information Centre, Beijing, BJ (China), Nov. 1987, CNIC-00097, 14 p.

108. Prabhakar S., Misra B.M., Roy S.B., Meghal A.M., Mukheijee T.K. Reverse osmosis separation of radiocontaminants from ammonium diuranate effluents. -Separation Science and Technology, May 1994, vol. 29, N 8, p. 1001-1010.

109. Chmielewski A.G., Harasimowicz M., Zakrzewska-Trznadel G. Membranetechnologies for liquid radioactive waste treatment 13-th Radiochemical Conference Marianske Lazne. Booklet of Abstracts, Jachymov (Czech Republic), 19-24 Apr. 1998, p. 380

110. Antonescu M., Nechifor G., Deneanu N. Treatment of radioactive waste liquids by membrane separation techniques. SIEN'97 - International Symposium on Nuclear Energy: Radioactive Waste Management, Bucharest (Romania), 24-25 Oct. 1997, part l,p. 162-165.

111. W.R.Greenaway, W.J.Klein, J.Markind, R.R.Stana Treatment of radioactive steam-generator blowdown Industrial Water Engineering, March/April 1973, p.22-24

112. А.А.Свитцов Использование обратного осмоса для обработки жидких радиоактивных отходов. Атомная техника за рубежом, 1974, N11, стр.40-44.

113. Мигалатий Е.В., Пушкарев В.В. Удаление поверхностно-активных веществ из водных растворов методом обратного осмоса. Известия высших учебных заведений. Химия и химическая технология, 1974, т. 17, № 8, стр.1280-1281.

114. Gross М.С., Stana R.R. Use of reverse osmosis for removal of detergents from nuclear waste water. 34-th annual meeting of the American Power conference. Chicago, Illinois (USA), 18 Apr., 1972, - Proc.-Amer.-Power-Conf., 1972, v. 34, p. 710-715.

115. L.Oyen Radwaste design and experiences workshop. Waste Management'75: Proceedings of Symposium on Waste Management, Tucson, Arisona (USA), 24-26 March, 1975, p.221-235.

116. Kikuchi M., Sugimoto Y., Yusa H., Ebara K., Takeshima M. Development of a laundry waste treatment system. Nuclear-Engineering-and-Design-Netherlands, December 1977, vol. 44, N 3, p. 413-420.

117. Wadachi Y., Kojima K. Reverse osmosis treatment of the laundry waste from a nuclear facility (laboratory-scale test), December 1975, JAERI-M-6337, 9 p.

118. Е.В.Мигалатий, А.Ф.Никифоров Удаление из водных растворов радиоактивных изотопов в присутствии ПАВ и комплексообразователей обратным осмосом. Радиохимия, 1978, № 4, стр. 598-601.

119. Kikuchi М., Sugimoto Y., Yusa Н., Ebara К., Horiuchi S. Development of a laundry waste treatment system for nuclear power plants. Hitachi-Hyoron-Japan., February 1978, vol. 60, N 2, p. 141-144.

120. В.А.Мамет, Б.Ф.Никольский, H.M. Хромченко и др. Переработка вод спецпрачечных АЭС методом обратного осмоса. Атомные электрические станции., М.: Энергоиздат, 1979, выпуск 2, стр. 173-179.

121. В.А.Мамет, Б.Ф.Никольский, Н.М. Хромченко и др. Бессточная схема переработки жидких радиоактивных отходов АЭС. Атомные электрические станции., М.: Энергоиздат, 1983, выпуск 5, стр. 139-144.

122. Punnachaiya M., Miyanchi K., Mishima K., Kihara S. Laundry liquid waste treatment. Proceedings of the 5-th Conference on nuclear science and technology, Bangkok (Thailand), 21-23 Nov. 1994, p. E14-E24.

123. Sastri V.S., Ashbrook A.W. Reverse osmosis performance of cellulose acetate membranes in the separation of uranium from dilute solutions. Separation-Science-USA, 1976, vol. 11, N 4, p. 361-376.

124. Hrudey S.E. Water reclamation and reuse. Journal of the Water Pollution Control Federation(USA), 1982, vol. 54, N 6, p. 654-673.

125. Reed E.L., Reed V.S. Disposal well design for in situ uranium operations. 4-th Annual uranium seminar, 1980, New York, Society of Mining Engineer, p. 137-141.

126. Draft environmental impact statement. Bison basin project, Fremont County, Wyoming, Washington, DC, Nuclear Regulatory Commission, 1980, 188 p.

127. Subramanian K.S., Sastri V.S. Reverse osmosis separation of radium from dilute aqueous solutions. Separation Science and Technology (USA), March 1980, vol. 15, N2, p. 145-152.

128. Kosarek L.J. Uranium extraction and in situ site restoration via membrane technology. 82-th national western mining conference, Denver, CO (USA), 31 Jan. 1979, Min.-Year-Book, 1979, p. 138-153.

129. Anastasi F.S., Williams R.E. Aquifer restoration at uranium in situ leach sites. 7th Symposium on Management of Uranium Mill Tailings, Low-Level Waste and Hazardous Waste, Fort Collins, CO (USA), 6-8 Febr. 1985, p.469-480.

130. Sorg T.J. Review of treatment methods for removal of uranium from drinking water. Environmental Protection Agency, Cincinnati, OH (USA), Water Engineering Research Lab., July 1987, EPA-600/D-87/228, 20 p.

131. Awadalla F.T., Kumar A. Opportunities for membrane technologies in the treatment of mining and mineral process streams and effluents. Separation Science and Technology, June 1994, vol. 29, N 10, p. 1231-1249.

132. Gashi S.T., Daci N.M., Selimi T.J. Reverse osmosis separation of some metal ions from mining effluents using heterogeneous asymmetric membranes. Environment Protection Engineering, 1989 1991., vol. 15, N3-4, p. 141-144.

133. Hayward D., Barnard R. Treatment of acid mine wastewaters. World Mining Equipment, June 1993, vol. 17, N 6, p. 36-37.

134. Mays W.M. Restoration of groundwater at three in-situ uranium mines in Texas. -Proceedings of a Technical committee meeting on uranium in situ leaching, Vienna (Austria), 5-8 Oct. 1992, IAEA-TECDOC-720, p. 191-215.

135. Stros A., Vosyka Z. Navrh technologie cisteni vod dolu chemicke tezby loziska Straz. Mining and the environment. The mining town of Pribram in science and technology, Pribram (Czech Republic), 12-14 Oct. 1992, p. Z23.1-Z23.8.

136. Ericsson B., Hallmans B. Treatment and disposal of saline wastewater from coal mines in Poland. IDA and WRPC conference on desalination and water treatment,• Yokohama (Japan), 3-6 Nov. 1993, Desalination, Sept. 1994, vol. 98, N 1-3, p. 239248.

137. Clifford D., Vijjeswarapu W., Subramonian S. Evaluating various adsorbents and membranes for removing radium from ground water. Journal of American Water• Works Association, July 1988, vol.80, p. 94-104.

138. Hodgson K.M., Lunsford T.R., Panjabi G. Testing of a benchscale Reverse Osmosis/Coupled Transport system for treating contaminated groundwater.

139. Westinghouse Hanford Co., Richland, WA (USA), Air and Waste Management

140. Association meeting, San Antonio, TX (USA), 18-23 June 1995, Jan. 1994, WHC-SA-2755, 16 p.

141. Friesen D.T., Edlund DJ. Removal of heavy-metal ions from dilute waste streams using membrane-based hybrid systems. Symposium on emerging separation technologies for metals and fuels, Palm Coast, FL (USA), 13-18 March 1993, p. 443452.

142. O.Hodgson K.M., Garrett L. Demonstration of technologies to remove contamination from groundwater. Proceedings of the third International conference on new frontiers for hazardous waste management, Pittsburgh, PA (USA), 10-13 Sep. 1989, p. 26-34.

143. I.Elton J.J., Livingstone B. Water use and groundwater contamination -Environmental issues in Saskatchewan : conference reports, Calgary (Canada), 26-27 Jan. 1998, p. 271-292

144. К главе 1.6 Использование баромембранных методов разделения для очистки жидких радиоактивных отходов в промышленном масштабе

145. Dixon D.F., Charlesworth D.H. Planning disposal of low- and intermediate level radwastes in Canada American Nuclear Society annual meeting, Las Vegas, NV, USA, 8-13 June 1980, Transactions of the American Nuclear Society, 1980, vol. 34, p. 361-362.

146. Charlesworth D.H. Waste management activities at Chalk River Nuclear Laboratories Proceedings of the VI annual Participants' Information Meeting DOE1.w-Level Waste Management Program, Denver, CO (USA), 11-13 September, 1984, Dec. 1984, p. 59-65.

147. Sen-Gupta S.K. Integrated plant for treatment of liquid radwaste Proceedings: 1994 EPRI International Low Level Waste Conference. Norfolk, VA (United States). 24-26 July 1994, - May 1995. - EPRI-TR-105134, p. 16.1-16.26.

148. Buckley L.P., Slade J.A., Vijayan S., Wong C.F. Microfiltration of radioactive contaminants 14 Annual DOE Low-Level Radioactive Waste Management Conference, Phoenix, AR(USA), 18-20 Nov. 1992, Apr. 1993, AECL-10867, 18 p.

149. Charlesworth D.H., Bourns W.T., Buckley L.P. The Canadian development program for conditioning CANDU reactor wastes for disposal ASME/CSME pressure vessels and piping conference, Montreal, P.Q., Canada, 25 - 29 June 1978, July 1978, AECL-6344, 32 p.

150. Bourns W.T. Reverse osmosis plant to process CRNL low level radioactive liquid wastes. Second annual conference of Canadian Nuclear Society, Toronto, Ontario, 1981, p. 406-407.

151. Bourns W.T., Buckley L.P., Burrill K.A. Development of techniques for radwaste systems in CANDU power stations Symposium on the On-Site Managemet of Power Reactor Wastes, Zurich, Switzerland, 26-30 March 1979, AECL-6534,21 p.

152. Sen-Gupta S.K.; Slade J.A., Tulk W.S. Liquid radwaste processing with crossflow microfiltration and spiral wound reverse osmosis Waste Management '95 conference, Tucson, AZ(USA), 26 February-2 March 1995, AECL-11270, 13 p.

153. Sen-Gupta S.K., Buckley L.P., Rimpelainen S., Tremblay A.Y. Liquid radwaste processing with spiral wound reverse osmosis Waste Management '96 conference, Tucson, AZ (USA). 25-29 February 1996, May 1996, AECL-11542, 23 p.

154. Sen-Gupta S.K., Buckley L.P. Bitumen immobilization of aqueous radwaste by thin-film evaporation Waste Management '96 conference, Tucson, AZ (USA), 25-29 February 1996, May 1996, AECL-11541,25 p.

155. Swindlehurst D.P. Ultrafilter and hyperfilter system applications for nuclear waste treatment.- Proceedings of the 1986 joint ASME/ANS nuclear power conference. Philadelphia, PA (USA), 20-23 Jul 1986, La Grange Park, IL(USA), 1986. p. 342-350.

156. Ryan,-J.P. F and H Area Effluent Treatment Facility (F/H ETF): ultrafiltration and hyperfiltration systems testing at Carre, Inc. with simulated F and H area effluents. Savannah River Lab., Aiken, SC (USA), DPST-84-537, 23 May 1984. 69 p.

157. Swindlehurst D. Design and fabrication of a 40 gpm ultrafiltration system for Savannah River Plant. Waste management '86, Volume 3: Low level waste, Tucson, AZ (USA). 2-6 Mar 1986, 1986, p. 279-282.

158. Kessler J.L. Pilot-scale ultrafiltration testing for the F and H area effluent treatment facility. Du Pont de Nemours (E.I.) and Co., Aiken, SC (USA). Savannah River Lab. DPST-84-783, 25 Sep 1984. 8 p.

159. Motyka T. High level cell-reverse osmosis tests on contaminated canyon cooling water. Du Pont de Nemours (E.I.) and Co., Aiken, SC (USA). Savannah River Lab., DPST-84-491, 15 May 1984. 18 p.

160. Bibler J.P., Wallace R.M. Ebra M.A. Mercury removal from SRP Radioactive Waste Proceedings of the Symposium on Waste Management, Waste management •86, Tucson, AZ (USA), 2-6 March 1986, Volume 2, p. 471-473.

161. Ebra M.A., Piper D.G., Poy F.L., Siler J.L. Decontamination of low-level process effluents by reverse osmosis. American Institute of Chemical Engineers summer national meeting, Minneapolis, MN(USA), 16-19 Aug 1987, Technical Paper 43D, 3p.

162. Kessler J.L. Pilot-scale reverse osmosis testing for the F and H Area Effluent Treatment Facility. Pont de Nemours (E.I.) and Co., Aiken, SC (USA). Savannah River Lab., 27 Sep 1984, DPST-84-791, 15 p.

163. McCabe D.J., Wiggins A.W., Poirier M.R., Hazen T.C. Biofouling of microfilters at the Savannah River Site F/H-Area Effluent Treatment Facility. Waste management •92. Tucson, AZ(USA), 1-5 March 1992, WSRC-MS-91-407, 1991, 10 p.

164. Poy F.L. Fouling effects of tri-n-butylphosphate on reverse osmosis performance and techniques for performance recovery. Savannah River Lab., Aiken, SC (USA), 28 July 1987, DPST-87-387,24 p.

165. Oblath S.B. Characterization of organics in the feed streams for the H/F Effluent Treatment Facility. Du Pont de Nemours (E.I.) and Co., Aiken, SC (USA), Savannah River Lab, 28 Sep. 1987, DPST-87-690, 10 p.

166. Siler J.L. Novel disk modules for membrane separation processes. Westinghouse Savannah River Co., Aiken, SC (USA), 6 Dec. 1993, WSRC-RP-93-1541, 19 p.

167. M.Howden Britain's Enhanced Actinide Removal Plant. Nuclear Europe, 1989, N 3-4, p.25

168. W.Heafield, M.Howden The future treatment of liquid effluents at Sellafield Britain's Enhanced Actinide Removal Plant. -Nucl. Eng. Int., 1988, p. 149-151

169. Chemical precipitation process for the treatment of aqueous radioactive waste -IAEA, 1992, Technical reports series N 337, p.82

170. К главе 2 Экспериментальная часть

171. Инструкция предприятия. Радиометрический метод анализа. Альфа-излучающие радионуклиды. Методика выполнения измерений активности в пробах веществ при радиологическом контроле объектов окружающей среды на радиометре-автомате NRR-610. МП 0401-38-00

172. Инструкция предприятия. Радиометрический метод анализа. Бета-излучающие радионуклиды. Методика выполнения измерений активности в пробах веществ при радиологическом контроле объектов окружающей среды на радиометре-автомате NRR-610. МП 0401-59-01

173. Инструкция предприятия. Альфа-спектрометрический метод анализа. Методика выполнения измерений активности и определение состава альфа-излучающих радионуклидов в веществах. МП-0401-3 5-00

174. Инструкция предприятия. Бета-спектрометрический метод. Методика выполнения измерений удельной (объёмной) активности и определение состава бета-излучающих радионуклидов в веществах. МП-0401-42-01

175. Инструкция предприятия. Гамма-спектрометрический метод анализа. Методика выполнения измерений удельной (объёмной) активности и определение состава гамма-излучающих радионуклидов в веществах. МП-0401-37-00

176. Количественный химический анализ вод. Методика выполнения измерений массовой концентрации сухого остатка в пробах природных и очищенных сточных вод гравиметрическим методом. ПНД Ф 14.1:2.114-97

177. Продукты технологические. Спектрографическая методика определения содержания примесей. СТП 47.4

178. СТП 91.4-96 Вода промышленная. Методика титриметрического определения общей жёсткости

179. СТП 91.20-96 Вода промышленная. Методика титриметрического определения кальция

180. Количественный химический анализ вод. Методика выполнения измерений массовой концентрации нитрат-ионов в природных и сточных водах фотометрическим методом с салициловой кислотой. ПНД Ф 14.1:2.4-95

181. Количественный химический анализ вод. Методика выполнения измерений массовой концентрации нитрит-ионов в природных и сточных водах фотометрическим методом с реактивом Грисса. ПНД Ф 14.1:2.3-95

182. Количественный химический анализ вод. Методика выполнения измерений массовой концентрации хлорид-ионов в пробах природных и сточных вод меркуриметрическим методом. ПНД Ф 14.1:2.111-97

183. Количественный химический анализ вод. Методика выполнения измерений массовой концентрации фосфат-ионов в пробах природных и сточных вод фотометрическим методом восстановлением аскорбиновой кислотой. ПНД Ф 14.1:2.112-97

184. СТП 74.14-92 Продукты технологические. Методика фотометрического определения массовых концентраций оксалат-ионов

185. СТП 91.27-96 Вода промышленная. Методика титриметрического определения сульфат-ионов

186. Методика количественного химического анализа поверхностных, питьевых и сточных вод на содержание анионов: фторидов, хлоридов, фосфатов, нитратов, сульфатов методом ионной хроматографии. ПНД Ф 14.1:2:4.23-95

187. ГОСТ 29114-91 Отходы радиоактивные. Метод измерения химической устойчивости отверждённых радиоактивных отходов посредством длительного выщелачивания

188. ГОСТ 5802-86. Растворы строительные. Методы испытаний