Спосіб регенерації відпрацьованих аніонообмінних смол аес з дезактивацією витісненням

Реферат: Спосіб регенерації відпрацьованих аніонообмінних смол АЕС з дезактивацією витісненням включає пропускання через аніонітовий фільтр лужного розчину натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів, відмивання регенерованого аніоніту, скидання після кожного циклу регенерації і відмивання кожного регенераційного і відмивного розчину на подальшу переробку, гідровивантаження після останнього циклу регенерації та відмивання відпрацьованого радіоактивного аніоніту. При цьому після останнього циклу регенерації і відмивання відпрацьованого радіоактивного аніоніту перед його гідровивантаженням через робочий об'єм фільтра, не вивантажуючи відмитий відпрацьований радіоактивний аніоніт, пропускають лужний 233розчин натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів з групи: SO4 , РО4 , ВО3 , 23переважно, SO4 , ВО3 , заданої концентрації і з заданою витратою до отримання на виході з фільтра регенераційних розчинів з питомою радіоактивністю. Регенераційний розчин, що утворюється після пропускання лужного розчину натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів через робочий об'єм фільтра, нейтралізують кислим агентом з групи: HNO3, H2SO4 або регенерат катіонообмінних фільтрів, переважно, НNО3, регенерат катіонообмінних фільтрів, а радіоактивну суспензію, утворену в результаті нейтралізації, направляють на затвердіння. UA 105885 U (12) UA 105885 U UA 105885 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 Корисна модель належить до галузі видалення радіоактивних аніонів з технологічних вод атомних електростанцій на аніонітових фільтрах, зокрема до регенерації аніонообмінних смол, і може бути використана для дезактивації відпрацьованих фільтруючих матеріалів у вигляді аніонітів, які використовуються на АЕС і в інших галузях промисловості, що мають справу з розчинами радіоактивних аніонів. Відомий спосіб регенерації іонітових фільтрів установок обробки радіоактивних відходів атомної електростанції (див., наприклад, опис винаходу до авторського свідоцтва SU 1762666 А1 від 02.11.1990. МПК 6 G21F 9/12). Даний спосіб належить до техніки обробки радіоактивних відходів і включає попереднє очищення від радіонуклідів катіоніту пропусканням через нього розчину кислої натрієвої солі сильної мінеральної кислоти при сумарній концентрації іонів натрію і водню 10-100 г/л і очищення отриманого розчину від радіонуклідів на фероціанідному сорбенті і подальшу обробку катіоніту та аніоніту, відповідно, кислим і лужним регенераційними розчинами. Розчин кислої натрієвої солі сильної мінеральної кислоти може бути отриманий змішуванням відпрацьованих лужних і кислих регенераційних розчинів. Недоліками відомого способу регенерації іонітових фільтрів установок обробки радіоактивних відходів атомної електростанції є великий обсяг РРВ, що утворюються, у вигляді радіоактивних розчинів, а також високі фінансові витрати, зумовлені їх тимчасовим зберіганням. Відомий також спосіб очищення трапних вод (див., наприклад, Інструкція для експлуатації системи очищення трапних вод. 10.XЦ.TR.IE.09Ж. Міністерство палива та енергетики України. Державне підприємство "Національна атомна енергогенеруюча компанія "Енергоатом". - ВП Запорізька АЕС. - Хімічний цех. - 2007). Відомий спосіб очищення трапних вод включає приймання і попереднє очищення трапних вод, очищення трапних вод на випарній установці і вузлі доочищення дистиляту, видачу кубового залишку, кислотно-лужну промивку випарного апарату, кислотну промивку конденсатора-дегазатора, розпушування та відмивання катіонітових та аніонітових фільтрів, регенерацію катіонітових і аніонітових фільтрів. Приймання і попереднє очищення трапних вод здійснюють постійно або періодично в залежності від надходження трапних вод. У режимі нормальної експлуатації системи трапну воду з бака-приямка насосами перекачують у бак-відстійник. Трапна вода самопливом з бакавідстійника надходить в бак декантата. З бака декантата трапну воду насосами через фільтри передочищення перекачують у трапні баки. Очищену на фільтрах воду направляють в один з трьох баків, в одному з яких (при заповненому баку) визначають водневий показник рН і при необхідності корегують рН від 11,0 до 11,5 одиниць. Коригування рН здійснюють розчином гідроксиду натрію. При переробці трапних вод, що містять сполуки аміаку, коригування рН здійснюють з урахуванням випаровування аміаку в процесі випарювання, в результаті чого істинна величина рН в випарному апараті може виявитися істотно меншою, ніж після коригування в баках трапних вод. Далі воду насосами освітлених трапних вод подають в циркуляційну трубу випарного апарату. Очищення трапних води в випарній установці і вузлі доочистки дистиляту здійснюють наступним чином. Через регулюючий клапан в циркуляційну трубу випарного апарату подають попередньо очищену трапну воду. Нормальну роботу випарного апарату забезпечують: безперервним відведенням вторинної пари з випарного апарату на конденсатор-дегазатор; безперервним підведенням до випарного апарату гріючої пари; безперервним відведенням від випарного апарату конденсату гріючої пари; безперервним підведенням до випарного апарату флегми; безперервним перетіканням частини упареного розчину з випарного апарату в доупарювач. Нормальну роботу доупарювача забезпечують: безперервним відведенням вторинної пари з доупарювача в сепаратор випарного апарату; безперервним підведенням до доупарювача гріючої пари; безперервним відведенням від доупарювача конденсату гріючої пари; безперервним підведенням сольового концентрату з випарного апарату. Нормальну роботу конденсатора-дегазатора забезпечують: безперервною подачею вторинної пари з випарного апарату; безперервним підведенням і відведенням охолоджуючої води; безперервним відведенням газів в дефлегматор здувок; безперервним відведенням дегазованого дистиляту з конденсатора-дегазатора. Нормальну роботу дефлегматора здувок забезпечують: безперервним підведенням і відведенням охолоджуючої води; безперервним відведенням охолоджених газів до системи газових здувок; безперервним відведенням конденсату. Після конденсатора-дегазатора дистилят насосами подають на механічні фільтри і далі в один з контрольних баків. Доочистку дистиляту з контрольних баків здійснюють шляхом пропускання його через іонообмінні фільтри. Вузол упарювання і іонообмінного очищення включають в роботу в міру накопичення води в баках освітлених трапних вод. Розпушування відмиванням фільтруючого матеріалу катіонітового та/або аніонітового фільтрів здійснюють при наявності одного з наступних факторів: у фільтр завантажений новий 1 UA 105885 U 2 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 фільтруючий матеріал; перепад тиску становить більше 1,0 кгс/см ; перед регенерацією катіонітового та/або аніонітового фільтрів. Порядок проведення регенерації і відмивання катіонітового фільтра включає наступну послідовність операцій: складання схеми подачі промивної води з бака власних потреб через змішувач нітратної кислоти і катіонітовий фільтр в бак трапних вод; видалення повітря з катіонітового фільтра; встановлення заданої витрати промивної води на фільтр; подавання на змішувач концентрованого розчину нітратної кислоти з заданою витратою; після закінчення заданого часу припинення подавання розчину нітратної кислоти та розбирання схеми подавання концентрованого розчину нітратної кислоти; встановлення заданої витрати промивної води через катіонітовий фільтр; здійснення аналізів проб після катіонітового фільтра + на рН, Na і кислотність після однієї години відмивання і далі через кожні 15 хвилин; припинення післярегенераційного відмивання за умови необхідності проведення також і регенерації аніонітового фільтра по досягненні кислотності після катіонітового фільтра 500 мкг-екв/л або за відсутності необхідності проведення регенерації аніонітового фільтра до отримання після фільтра наступних аналізів: водневий показник рН - не менше 4,5 одиниць, масова + концентрація Na - не більше 0,1 мг/л, кислотність - не більше 100 мкг-екв/л. Регенерацію аніонітового фільтра здійснюють при наявності одного з наступних факторів: у фільтр завантажений новий фільтруючий матеріал, що знаходиться в сольовій формі; водневий показник рН після аніонітового фільтра менше 6 одиниць; масова концентрація Сl після аніонітового фільтра більше 0,05 мг/л. Порядок проведення регенерації і відмивання аніонітових фільтрів включає наступну послідовність операцій: складання схеми подачі промивної води з бака власних потреб через змішувач та аніонітовий фільтр в бак трапних вод; видалення повітря з аніонітового фільтра і встановлення заданої витрати промивної води на фільтр; подавання на змішувач концентрованого розчину гідроксиду натрію з заданою витратою; припинення після закінчення заданого часу пропускання розчину гідроксиду натрію заданої концентрації і розбирання схеми подавання концентрованого розчину гідроксиду натрію; встановлення заданої витрати промивної води через аніонітовий фільтр; здійснення після однієї години відмивання ідалі через кожні 15 хвилин аналізів проб після аніонітового фільтра на водневий показник рН, + масову концентрацію Na , Сl і лужність; припинення відмивання по досягненні лужності після аніонітового фільтра 500 мкг-екв/л; збирання схеми подавання промивної води з бака власних потреб через змішувач нітратної кислоти та послідовно через катіонітовий фільтр із заданою витратою промивної води; відмивання до отримання після катіонітового і аніонітового фільтрів наступних результатів аналізів: після катіонітового фільтра водневий показник рН не менше 4,5 + одиниць, масова концентрація Na не більше 0,1 мг/л, кислотність не більше 100 мкг-екв/л і після аніонітового фільтра водневий показник рН не більше 8,2 одиниць, масова концентрація + Na не більше 0,1 мг/л, масова концентрація Сl не більше 0,05 мг/л, лужність не більше 100 мкг/л; закінчення відмивання і розбирання схеми відмивання. Гідровивантаження фільтруючого матеріалу здійснюють після закінчення терміну служби матеріалу або за результатами аналізу роботи фільтрів, а також при необхідності ремонту нижньої розподільчої системи фільтра. Гідровивантаження фільтруючого матеріалу в ємність фільтруючих матеріалів включає наступну послідовність операцій: складання схеми прийому сорбенту в ємність фільтруючих матеріалів низькоактивних або високоактивних сорбентів; встановлення заданої витрати промивної води; ведення періодичного контролю за вивантаженням сорбенту через повітряники фільтра; завершення гідровивантаження фільтруючого матеріалу протягом 2 годин; дренаж залишків води в спецканалізацію. Порядок проведення завантаження фільтруючого матеріалу включає наступну послідовність операцій: підготовку фільтруючого матеріалу в заданому обсязі; завантаження відповідної кількості фільтруючого матеріалу у фільтр через люк або через завантажувальний штуцер у верхній частині фільтра; вимір рівня фільтруючого матеріалу у фільтрі; ущільнення люка фільтра; заповнення фільтра водою і перевірку ущільнення фільтра. Після завантаження фільтра новим фільтруючим матеріалом, фільтр заповнюють промивної водою для набухання сорбенту протягом 16-24 годин. Після цього проводять розпушування відмиванням фільтруючого матеріалу і його регенерацію, при цьому час пропускання регенераційних розчинів збільшують удвічі. Даний спосіб очищення трапних вод (Інструкція для експлуатації системи очищення трапних вод. 10.XЦ.TR.IE.09Ж. Міністерство палива та енергетики України. Державне підприємство "Національна атомна енергогенеруюча компанія "Енергоатом". - ВП Запорізька АЕС. - Хімічний цех. - 2007 р.) є найбільш близьким до способу, що заявляється, регенерації відпрацьованих аніонообмінних смол АЕС з дезактивацією витісненням, і вибраний як найближчий аналог. 2 UA 105885 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 Недоліками даного способу очищення трапних вод є велика номенклатура радіоактивних відходів, що виникають у вигляді радіоактивних розчинів і радіоактивних відпрацьованих фільтруючих матеріалів, а також високі фінансові витрати, зумовлені тимчасовим зберіганням відпрацьованих радіоактивних іонообмінних смол в ємностях тимчасового зберігання РРВ. При регенерації іонітів кислими і лужними регенераційними розчинами навіть при високих концентраціях катіонів водню та/або натрію (до 100 г/л) та аніонів ОН в іонообмінних смолах залишаються не витісненими радіоактивні компоненти, типу катіонів двовалентних металів, та радіоактивні аніони, типу органічних комплексів, хімічні потенціали яких в іонітах вищі за хімічний потенціал катіонів водню та/або натрію та аніонів в регенераційному розчині. У результаті багаторазових циклів регенерації і промивання іонообмінна сила іонітів за рахунок залишкових (не витіснених катіонами водню та/або натрію і аніонами ОН ) радіоактивних катіонів та аніонів зменшується до граничного значення, при якому катіоніт або аніоніт переходять у розряд відпрацьованих фільтруючих матеріалів. Після останньої регенерації і відмивання відпрацьовані радіоактивні катіоніти та аніоніти, що містять радіоактивні компоненти, скидають в ємність тимчасового зберігання відпрацьованих фільтруючих матеріалів. При застосуванні відомих способів регенерації катіонітів і аніонітів утворюються два види радіоактивних залишків: 1) радіоактивний розчин, що містить радіонукліди, переважно у вигляді одновалентних катіонів цезію, що утворюється кожен раз при проведенні процесу регенерації катіоніту, і радіоактивний відпрацьований катіоніт, що містить радіонукліди, переважно у вигляді двовалентних катіонів кобальту, стронцію, марганцю і т.п., що утворюється при останній регенерації катіоніту, а також 2) радіоактивний розчин, що містить радіонукліди, переважно у вигляді одновалентних аніонів та органічних комплексів радіонуклідів, що також утворюється кожен раз при проведенні процесу регенерації аніоніту, і радіоактивний відпрацьований аніоніт, що містить радіонукліди, переважно у вигляді одновалентних радіоактивних аніонів органічних комплексів радіонуклідів, що також утворюється при останній регенерації аніоніту. Таким чином, застосування відомих способів регенерації катіонітів і аніонітів веде до збільшення номенклатури радіоактивних відходів, що виникають на АЕС, з одного боку, і до підвищених фінансових витрат на тимчасове зберігання відпрацьованих фільтруючих матеріалів, з іншого боку. Суттєвими ознаками найближчого аналога (способу очищення трапних вод), які збігаються зі способом, що заявляється, є: - пропускання через аніонітовий фільтр лужного розчину натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів, - відмивання регенерованого аніоніту, - скидання після кожного циклу регенерації і відмивання кожного регенераційного і відмивного розчину на подальшу переробку, - гідровивантаження після останнього циклу регенерації і відмивання відпрацьованого радіоактивного аніоніту. Суттєвими ознаками способу, що заявляється, є: - пропускання після останнього циклу регенерації і відмивання відпрацьованого радіоактивного аніоніту перед його гідровивантаженням через робочий об'єм фільтра, не вивантажуючи відмитий відпрацьований радіоактивний аніоніт, лужного розчину натрієвої 23323та/або калієвої солі багатовалентних аніонів з групи: SO4 , PO4 , ВО3 , переважно, SO4 , ВО3 , заданої концентрації і з заданою витратою до отримання на виході з фільтра регенераційних розчинів з питомою активністю, що забезпечує звільнення їх від регулюючого контролю, тобто нелімітоване захоронения та/або необмежене повторне використання, - нейтралізація регенераційних розчинів, що утворюються після пропускання лужного розчину натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів через робочий об'єм фільтра, кислим агентом з групи: HNO3, H2SO4 або регенерат катіонообмінних фільтрів, переважно, HNO3, регенерат катіонообмінних фільтрів, - направлення радіоактивної суспензії, утвореної в результаті нейтралізації, на затвердіння. В основу корисної моделі поставлено задачу за рахунок видалення з радіоактивних відпрацьованих аніонообмінних смол шляхом витіснення їх дезактивуючими розчинами з хімічним потенціалом розчинених аніонів, більшим за хімічний потенціал радіонуклідів у твердій фазі аніонітів, забезпечити дезактивацію відпрацьованих аніонітів до питомого рівня активності, що забезпечує звільнення від регулюючого контролю, тобто нелімітоване захоронення і необмежене повторне використання. Очікуваним технічним результатом корисної моделі, є скорочення обсягів РРВ, що утворюються при регенерації аніонообмінних смол АЕС з дезактивацією витісненням. За 3 UA 105885 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 рахунок скорочення обсягів РРВ відбувається зменшення витрат на тимчасове зберігання відпрацьованих аніонітів. Поставлена задача вирішується за рахунок того, що в способі регенерації відпрацьованих аніонообмінних смол АЕС з дезактивацією витісненням, що включає пропускання через аніонітовий фільтр лужного розчину натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів, відмивання регенерованого аніоніту, скидання після кожного циклу регенерації і відмивання кожного регенераційного і відмивного розчину на подальшу переробку, гідровивантаження після останнього циклу регенерації і відмивання відпрацьованого радіоактивного аніоніту, відповідно до технічного рішення, що заявляється, - після останнього циклу регенерації і відмивання відпрацьованого радіоактивного аніоніту перед його гідровивантаженням через робочий об'єм фільтра, не вивантажуючи відмитий відпрацьований радіоактивний аніоніт, пропускають лужний розчин натрієвої та/або калієвої 23323солі багатовалентних аніонів з групи: SO4 , РО4 , ВО3 , переважно, SO4 , ВО3 , заданої концентрації і з заданою витратою до отримання на виході з фільтра регенераційних розчинів з питомою активністю, що забезпечує звільнення їх від регулюючого контролю, тобто нелімітоване захоронення та/або необмежене повторне використання, - регенераційний розчин, що утворюється після пропускання лужного розчину натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів через робочий об'єм фільтра, нейтралізують кислим агентом з групи: HNO3, H2SO4 або регенерат катіонообмінних фільтрів, переважно, НNО3, регенерат катіонообмінних фільтрів, - радіоактивну суспензію, утворену в результаті нейтралізації, направляють на затвердіння. Суть корисної моделі полягає в наступному. При пропусканні після останнього циклу регенерації і відмиванні відпрацьованого радіоактивного аніоніту перед його гідровивантаженням через робочий об'єм фільтра, не вивантажуючи відмитий відпрацьований радіоактивний аніоніт, лужного розчину натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів з 23323групи: SO4 , РО4 , ВО3 , переважно, SO4 , ВО3 , заданої концентрації і з заданою витратою до отримання на виході з фільтра регенераційних розчинів з питомою активністю, яка забезпечує звільнення їх від регулюючого контролю, тобто нелімітоване захоронення та/або необмежене повторне використання, при нейтралізації регенераційних розчинів, що утворюються після пропускання лужного розчину натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів через робочий об'єм фільтра, кислим агентом з групи: НNО3, Н2SО4 або регенерат катіонообмінних фільтрів, переважно, HNO3, регенерат катіонообмінних фільтрів, при направленні радіоактивної суспензії, утвореної в результаті нейтралізації, на затвердіння, за рахунок видалення з відпрацьованих аніонообмінних смол радіоактивних компонентів шляхом витіснення їх дезактивуючими розчинами з хімічним потенціалом розчинених аніонів, більшим за хімічний потенціал радіонуклідів у твердій фазі аніонітів, забезпечується дезактивація відпрацьованих аніонітів до питомого рівня активності, що забезпечує звільнення від регулюючого контролю, тобто нелімітоване захоронення і необмежене повторне використання. Таким чином, сукупність відмітних суттєвих ознак корисної моделі веде до скорочення обсягів РРВ, що утворюються при регенерації аніонообмінних смол АЕС, і зменшення витрат на тимчасове зберігання відпрацьованих аніонітів, тобто до досягнення зазначеного технічного результату. Суть способу регенерації відпрацьованих аніонообмінних смол АЕС з дезактивацією витісненням ілюструється також принциповою схемою апаратурного оформлення процесу, наведеною на кресленні. На кресленні зображено апаратурне оформлення процесу регенерації відпрацьованих аніонообмінних смол АЕС з дезактивацією витісненням. Умовні позначення: ДЕЗР - лужний розчин натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів, що вводиться в поровий простір відпрацьованого аніоніту для витіснення одно- і двовалентних радіоактивних аніонів, РЗАЛ - радіоактивні залишки у вигляді регенераційного і відмивного розчинів, що нейтралізуються кислим агентом і скидаються на подальшу переробку, Н/РА - аніоніт, який вивантажується з робочого об'єму фільтра, з рівнем активності, що забезпечує звільнення від регулюючого контролю, тобто нелімітоване захоронення і необмежене повторне використання, ФЛТР - фільтр з відпрацьованим аніонітом, ТХК1 - триходовий кран, що забезпечує подавання лужного розчину натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів або дистиляту, ТХК2 - триходовий кран, що забезпечує виведення радіоактивних залишків, ВНТ1 - запірний вентиль на магістралі вивантаження аніоніту. 4 UA 105885 U 5 10 15 20 25 Застосування способу, що заявляється, регенерації відпрацьованих аніонообмінних смол АЕС з дезактивацією витісненням ілюструється наступним прикладом конкретного здійснення. Приклад. Після останнього циклу регенерації і відмивання перед гідровивантаженням іонообмінна потужність аніоніту становила 2,96 мг-екв/г, тобто знизилася на 42 %. Середня 3 питома активність відпрацьованого аніоніту, об'єм якого становив 1,68 м , знаходилася в межах 3 1,05…1,15 Кі/м . Через робочий об'єм аніонообмінної фільтра (ФЛТР), поровий простір якого 3 становило 37 %, тобто 0,621 м , не вивантажуючи відмитий відпрацьований радіоактивний аніоніт, пропускали кислий розчин солі багатовалентного металу (ДЕЗР) протягом 16 годин, встановивши триходовий кран (ТХК) в положення, що забезпечує подавання ДЕЗР. В ролі солі багатовалентного металу використовували розчин нітрату заліза-3 з концентрацією 8 %. Через 16 годин пропускання ДЕЗР через робочий об'єм ФЛТР рівень питомої радіоактивності 3 регенераційного розчину, що виходить, склав 0,215 Кі/м . По досягненні цього рівня радіоактивності подавання розчину нітрату заліза-3 припинили і повністю вивели з робочого об'єму аніонообмінного фільтра весь нерадіоактивний ДЕЗР. Об'єм поданогокислого розчину нітрату заліза-3 і об'єм виведеного регенераційного розчину (радіоактивного залишку - РЗАЛ) 3 склав 2,712 м . Після закінчення подавання кислого розчину нітрату заліза-3 і виведення з робочого об'єму ФЛТР залишків ДЕЗР весь накопичений регенераційний радіоактивний розчин 3 (РЗАЛ) обсягом 2,712 м направили на нейтралізацію розчином гідроксиду натрію. Накопичений 3 РЗАЛ мав питому радіоактивність 0,793 Кі/м . Питома радіоактивність дезактивованого аніоніту склала 0,0386 Бк/г, що забезпечувало звільнення його від регулюючого контролю, тобто нелімітоване захоронення і необмежене повторне використання. В результаті здійснення процесу дезактивації відпрацьованого радіоактивного аніоніту був 3 отриманий сумарний радіоактивний залишок у вигляді радіоактивного розчину об'ємом 2,712 м 3 з питомою активністю 1,889 Кі/м . Нейтралізацію видаленого з робочого об'єму ФЛТР радіоактивного регенераційного розчину (РЗАЛ) здійснювали розчином гідроксиду натрію. Утворену в результаті цього радіоактивну суспензію, в основному гідроксидів заліза-3 з незначною домішкою гідроксидів інших двовалентних металів, направляли на затвердіння. ФОРМУЛА КОРИСНОЇ МОДЕЛІ 30 35 40 45 Спосіб регенерації відпрацьованих аніонообмінних смол АЕС з дезактивацією витісненням, що включає пропускання через аніонітовий фільтр лужного розчину натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів, відмивання регенерованого аніоніту, скидання після кожного циклу регенерації і відмивання кожного регенераційного і відмивного розчину на подальшу переробку, гідровивантаження після останнього циклу регенерації та відмивання відпрацьованого радіоактивного аніоніту, який відрізняється тим, що після останнього циклу регенерації і відмивання відпрацьованого радіоактивного аніоніту перед його гідровивантаженням через робочий об'єм фільтра, не вивантажуючи відмитий відпрацьований радіоактивний аніоніт, 2пропускають лужний розчин натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів з групи: SO4 3323, РО4 , ВО3 , переважно, SO4 , ВО3 , заданої концентрації і з заданою витратою до отримання на виході з фільтра регенераційних розчинів з питомою радіоактивністю, що забезпечує звільнення їх від регулюючого контролю, тобто нелімітоване захоронення та/або необмежене повторне використання, при цьому регенераційний розчин, що утворюється після пропускання лужного розчину натрієвої та/або калієвої солі багатовалентних аніонів через робочий об'єм фільтра, нейтралізують кислим агентом з групи: HNO3, H2SO4 або регенерат катіонообмінних фільтрів, переважно, НNО3, регенерат катіонообмінних фільтрів, а радіоактивну суспензію, утворену в результаті нейтралізації, направляють на затвердіння. 5 UA 105885 U Комп’ютерна верстка О. Гергіль Державна служба інтелектуальної власності України, вул. Василя Липківського, 45, м. Київ, МСП, 03680, Україна ДП “Український інститут інтелектуальної власності”, вул. Глазунова, 1, м. Київ – 42, 01601 6