Сорбційна система для очищення від радіонуклідів рідких технологічних відходів біогазового виробництва

Реферат: Сорбційна система для очищення від радіонуклідів рідких технологічних відходів біогазового виробництва з рослинної сировини, вирощеної на радіоактивно забруднених територіях внаслідок аварії на Чорнобильській АЕС, крім того складається з двох прямокутних секцій, виготовлених з відходів пластмасового виробництва (сплав високощільного пластика з переробленою пластмасою), з'єднаних між собою гофрованою трубою діаметром 50 мм, розміром кожної з секцій 0,60 м (довжина) х 0,40 м (ширина) х 0,35 м (висота) і об'ємом 0,084 м, а двох секцій - 0,168 м, або близько 170 л, в які як сорбент для зв'язування радіонуклідів засипають одноразово в кожну з секцій цеоліт в кількості 12,5 кг, а всього у 2 секції - 25 кг висотою шару цеоліту близько 30 см, при цьому кожна з секцій розділена на 6 підсекцій п'ятьма вертикально розміщеними перегородками, з яких у першій сорбційній секції три верхні перегородки прикріплені так, що залишається просвіт в 3 см у нижній частині секції, а між верхніми перегородками розміщені дві нижні перегородки, які прикріплені так, що залишається просвіт в 3 см у верхній частині секції, у другій сорбційній секції, навпаки, три нижні перегородки мають просвіти в 3 см у верхній частині секції, а дві верхні перегородки мають просвіти в 3 см у нижній частині секції, очищення від радіонуклідів відходів біогазового виробництва на запропонованій сорбційній системі проводять після розбавлення їх водою у спеціальній ємності, з якої рідкі радіоактивні відходи самопливом, внаслідок більш високого її розміщення відносно сорбційної системи, проходять заповнену цеолітом сорбційну систему, а специфічна конструкція сорбційної системи, завдяки верхнім і нижнім просвітам в її підсекціях, забезпечує проходження рідких радіоактивних відходів почергово через 12 шарів цеоліту висотою кожного близько 30 см, а всього - 3,6 м (0,3 м х 12 шарів), що гарантує ефективне і повне їх очищення від радіонуклідів. UA 120009 U (12) UA 120009 U UA 120009 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 Корисна модель належить до агропромислового комплексу, зокрема до ведення сільського господарства і виробництва безпечної продукції в зонах радіоактивного забруднення після аварії на Чорнобильській АЕС. Внаслідок аварії на ЧАЕС забруднено 8,4 млн. га сільськогосподарських угідь. У перші роки після аварії з господарського обігу було вилучено більше 100 тис. га сільськогосподарських угідь, розташованих на територіях Київської та Житомирської областей. На території понад 2,5 2 2 тис. км щільність забруднення ґрунту перевищувала 555 кБк/м [1]. Наразі, завдяки природним процесам розпаду радіонуклідів й вживанню захисних заходів, є всі необхідні передумови для реабілітації даних територій та повернення сільськогосподарських угідь у господарське використання. Одним з найбільш ефективних шляхів реабілітації таких земель розглядається вирощування сільськогосподарських культур на біопаливо, в першу чергу ріпаку. Результати багатьох дослідників показують, що ріпак має високу здатність накопичувати довгоживучі радіонукліди, 137 90 особливо Cs та Sr. У ході експериментів з'ясувалося, що у рапсової соломи і коренях за рік накопичується близько 3 % радіоізотопів, що містяться у ґрунті. Також встановлено, що в олії з насіння ріпаку, вирощеного на забруднених радіонуклідами ґрунтах, практично не міститься радіонуклідів, і вона може бути використана для виробництва біопалива (біодизелю) без ніяких на те обмежень. Слід також відмітити, що при переробці ріпаку на біопаливо, отримуються побічні продукти: солома - при отриманні насіння та макуха - при отриманні олії. Проте, суттєвою перепоною використання побічних продуктів рослинництва, отриманих на радіоактивно забруднених територіях, є їх значне забруднення радіонуклідами і, як наслідок, є вірогідність забруднення радіонуклідами відходів біогазового виробництва [2, 3]. Нами проведено патентний пошук і огляд літератури з ефективних методів, устроїв і технологій очищення рідких радіоактивних відходів від радіонуклідів. Згідно з думкою більшості спеціалістів, будувати великі стаціонарні установки для очищення і утилізації радіоактивних відходів недоцільно, а необхідно йти шляхом створення гнучких мобільних технологій. Необхідно відмітити, що єдиного універсального методу переробки рідких радіоактивних відходів не існує. Вирішення цієї проблеми вимагає застосування комплексних гнучких технологій з врахуванням конкретних місцевих умов і особливостей поставлених задач. Класична переробка радіоактивних відходів включає: - очищення радіоактивних відходів від шкідливих радіонуклідів та одержання на виході води чи продукції необхідної нормативної якості; - формування з шкідливих радіонуклідів твердих радіоактивних відходів (ТРВ), які відповідають нормативним вимогам щодо їх захоронення. При виборі концепції вирішення цієї проблеми необхідно враховувати вимоги безпеки, селективності, ефективності, простоти реалізації і обслуговування та екологічної доцільності. В практиці, що склалася на сьогодні, при переробці радіоактивних відходів на діючих атомних електростанціях та на обслуговуючих підприємствах атомної енергетики як за нормальної їх експлуатації так і в аварійних ситуаціях, застосовують в основному три способи та відповідні види пристроїв для їх виконання: термічний, мембранний і сорбційний. Сорбційний метод є найбільш ефективним для очищення рідких радіактивних відходів. Сорбційний метод включає поглинання радіонуклідів твердою фазою сорбенту (адсорбція, абсорбція). Сорбція проводиться в динамічному або статичному режимі. Динамічна сорбція відбувається шляхом безперервного фільтрування радіоактивних розчинів через шар сорбенту в насипних або намивних фільтрах. Статична сорбція включає тимчасовий разовий контакт розчину з сорбентом та їх змішування з наступним їх розділенням. Абсорбція - поглинання забруднюючої речовини всією масою абсорбенту. Адсорбція - поглинання забруднюючої речовини поверхнею адсорбенту. Основні вимоги до сорбентів: нетоксичність, ефективність, дешевизна, можливість утилізації. Як сорбенти використовують органічні і неорганічні матеріали природного і штучного походження. Вартість 1 т наповнювачів і сорбентів (в у. о.): тирса - 5,4; пісок річковий - 20-26; активоване вугілля - 5300; цеоліт - 2200; аніоніт АВ - 17-8 - 3400; катіоніт - КУ - 2-840-2300. Ефективне застосування неорганічних природних сорбентів для очистки радіоактивних відходів пояснюється такими їх особливостями як селективність до окремих радіонуклідів (тривка фіксація сорбованих радіонуклідів і їх висока радіаційна стійкість). Природні неорганічні сорбенти доступні і дешеві. З природних мінералів хорошу сорбційну здатність мають алюмосилікати: цеоліти, глини. Вони, як правило, селективні до найбільш небезпечних 1 UA 120009 U 137 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 90 радіонуклідів Cs і Sr. Такі властивості мають мінерали: клиноптилоліт, вермикуліт, бентоніт та інші [4-6]. В насипних фільтрах застосовують сорбент у вигляді зернистого матеріалу. В намивних фільтрах використовують сорбент у вигляді порошку. Існує багато конструктивних особливостей насипних фільтрів, що обумовлено специфікою поставлених задач по очищенню рідких радіоактивних відходів від радіонуклідів і ефективністю використання сорбентів. В динамічних умовах процес сорбції реалізується шляхом фільтрування розчину, радіоактивних відходів через нерухомий шар сорбенту. За класичною схемою для очистки первинних малозаселених низько активних відходів (перший ступінь очистки) зазвичай використовуються насипні фільтри з регенерацією сорбенту, а для очистки вторинних безсольових відходів (другий ступінь очистки) - намивні фільтри. Конструкція установок для статичних методів очистки рідких радіоактивних відходів громіздка і вимагає складного технологічного забезпечення і значних матеріальних затрат. Більш доцільно використовувати динамічні методи фільтрування і сорбції (насипні фільтри) з застосуванням як природних наповнювачів і сорбентів, так і синтетичних. З сорбційних установок і сорбційних методів для очищення рідких радіоактивних відходів перевагу має динамічна сорбція в порівнянні з статичною. Динамічна сорбція включає проведення її шляхом фільтрування рідких радіоактивних відходів через шар сорбенту. Самостійно сорбційні установки та сорбційні методи очистки можна застосовувати лише для малозасолених розчинів та відносно невисоким рівнем радіації. Процес реалізується в насипних фільтрах. Переробка рідких радіоактивних відходів починається з попередньої підготовки, метою якої є очистка вихідного розчину від грубодисперсних і колоїдних фаз. Їх видалення призводить до відчутного очищення від радіонуклідів в шарі сорбенту. Очистка проводиться в насипному фільтрі змішаної дії або у фільтрах з роздільним завантаженням. Як наповнювач використовують як дешеві природні матеріали (пісок, тирса), так і спеціальні сорбенти (цеоліт). В більшості технологій переробка рідких радіоактивних відходів на АЕС та підприємствах атомної енергетики включає комплект різного обладнання, оскільки, як правило, рідкі радіоактивні відходи, що підлягають обеззараженню, являють собою розчини складного фізичного, хімічного і радіаційного складу. Тому всі описані пристрої для їх переробки мають складну конструкцію і працюють в режимі вимушеного прокачування радіоактивних розчинів, зокрема і через сорбент, для яких потрібні нагнітаючі пристрої, трубопроводи, датчики, вимірювальні прилади. На сьогодні в Україні більшість установок і систем розраховано на очищення від радіонуклідів рідких радіоактивних відходів (РРВ), що утворюються при експлуатації атомних електростанцій шляхом пропускання їх через сорбенти різної природи, а відпрацьовані сорбенти спільно з пов'язаними радіонуклідами утилізують цементуванням і захороненням у безпечних сховищах. Враховуючи різноманіття кількісного і якісного складу рідких радіоактивних відходів, що утворюються в процесі технологічної діяльності об'єктів ядерної енергетики та інших шкідливих ядерних виробництв, а також за різних аварійних ситуацій, думка більшості спеціалістів-ядерщиків зводиться до того, що з метою переробки рідких радіоактивних відходів (РРВ) цих виробництв та в разі різного роду техногенних аварій на них недоцільно будувати потужні стаціонарні об'єкти для їх знезараження та утилізації, а необхідно йти шляхом створення мобільних установок і технологій. На основі концепції таких технологій пропонується модульна система переробки РРВ. Модульна система може працювати як в єдиному системному комплексі універсального очищення РРВ від радіонуклідів, так і при вирішенні конкретних вузькопрофільних самостійних задач. Технологія умовно називається модульною, оскільки її складовою базою є використання окремих модулів (блоків) для виконання специфічних технологічних задач. Модульна технологія проста і доступна для виконання. Вона дозволяє широко використовувати доступні методи очистки та дешеві сорбенти і спрямована на виконання конкретних специфічних задач по очищенню РРВ від радіонуклідів. Для переробки РВ входить 6 основних модулів (блоків): М-1 - модуль дисперсної очистки; М-2 - модуль селективної (сорбційної) очистки; М-3 - модуль термоконцентратор; М-4 - модуль хімічної очистки; М-5 - і модуль обезводнення концентрата; М-6 - модуль формування упаковок і захоронения радіоактивних відходів. 2 UA 120009 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 Окремі модулі цієї технології можуть бути використані для оперативної переробки і знезараження радіоактивних відходів в автономному режимі для виконання специфічних вузькопрофільних задач, адаптованих до конкретних місцевих умов. Сорбційний спосіб, як самостійну операцію, можна використовувати для очистки відходів низького рівня радіоактивного забруднення для селективного специфічного видалення радіонуклідів, зокрема для очищення від радіонуклідів відходів рослинної сировини, вирощеної в зоні радіоактивного забруднення, після виробництва з неї біогазу на біогазових установках. В останні роки в Україні, у зв'язку з проблемами з постачанням імпортного газу і економічною кризою, широкого поширення набуває виробництво біогазу на біогазових установках з використанням як джерела дешевої енергії органічних відходів з місцевих сировинних ресурсів, зокрема з відходів сільськогосподарського виробництва, як альтернативи дорогому імпортному газу [7]. Біоенергетичні установки використовують для переробки різних відходів сільськогосподарської діяльності для виробництва біогазу і енергії та екологічно чистих органічних добрив, безпечних кормових добавок, утилізації шкідливих відходів виробництва, для захисту довкілля. Однак при виробництві біогазу на біогазових установках з відходів рослинної сировини, вирощеної на забруднених радіонуклідами територіях після аварії на Чорнобильській АЕС, радіоактивні елементи з переробленими на біогаз рослинними рештками можуть надходити в ґрунт, повторно забруднюючи його радіонуклідами. У зв'язку з цим, щоб попередити повторне забруднення ґрунтів шкідливими радіоактивними 137 90 речовинами, зокрема Cs і Sr, стоїть невідкладна задача по видаленню і знезараженню радіонуклідів з відходів рослинної сировини, вирощеної в зоні радіоактивного забруднення, після виробництва з неї біогазу на біогазових установках. Задача - розробити з доступних матеріалів просту за конструкцією і в обслуговуванні, дешеву в експлуатації і ефективну в використанні сорбційну систему як додатковий комплект обладнання для видалення радіонуклідів з відходів переробки на біогаз рослинної сировини, вирощеної в зоні радіоактивного забруднення. Більшість з відомих пристроїв, способів і технологій для очищення радіоактивних відходів ґрунтуються на комплексній їх переробці, що складається з окремих технологічних процесів з використанням спеціальних засобів, систем, модулів і блоків для їх виконання. Відомий спосіб очистки технологічних і природних вод від радіонуклідів і пристрій для його здійснення, що містить електроди з струмопідведенням, при цьому внутрішній електрод є анодом, а зовнішній - катодом і одночасно корпусом та блок сорбенту, розміщений в прикатодній порожнині, а між анодом і блоком сорбенту утворена порожнина для циркуляції очищуваного розчину [8]. Відомий пристрій для переробки рідких радіоактивних відходів, що містить послідовно встановлені і пов'язані між собою транспортувальними засобами сховище рідких радіоактивних відходів, видаткову ємність, випарний апарат, апарат термічного сушіння шлакового залишку з шкребком видалення кінцевого продукту, який характеризується тим, що апарат термічного сушіння шлакового залишку виконаний у вигляді обертового круглого столу [9]. Відомий пристрій для комплексного очищення рідких радіоактивних відходів, що включає засіб попереднього їх концентрування, засіб озонування, засіб мікрофільтрації, засіб іоноселективного очищення пермеату (фракції фільтрату) іоноселективним сорбентом, який відрізняється тим, що засіб мікрофільтрації виконаний, як мінімум, з 2 агрегатів, з'єднаних між собою трубопроводами з можливістю направлення пермеату з агрегату кожної попередньої стадії мікрофільтрації як вихідних розчинів для агрегату наступної стадії мікрофільтрації [10]. Відомий пристрій для переробки рідких радіоактивних відходів із ємностей тимчасового зберігання, який включає вузол видалення з рідких радіоактивних відходів вуглеводневих домішок, вузол видалення механічних домішок, вузол переробки очищених від вуглеводневих і механічних домішок, вузол доочищення перероблених рідких радіоактивних відходів, блок вакуумного випарювання і блок переробки нерадіоактивного матеріалу, який відрізняється тим, що вузол переробки очищених від вуглеводнів і механічних домішок рідких радіоактивних відходів виконаний у вигляді системи первинного виділення радіоактивних та нерадіоактивних фракцій [11]. Найближчим до запропонованої нами на корисну модель сорбційної системи для очищення від радіонуклідів рідких технологічних відходів біогазового виробництва є пристрій для комплексної переробки радіоактивних відходів, який включає послідовно розміщені і з'єднані між собою приймальні ємності, блоки передочистки, обезсолювання, випарювання, концентрації радіонуклідів, колони сорбційної доочистки фільтрату і блок утилізації радіонуклідів з 3 UA 120009 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 відпрацьованими сорбентами з захисним контейнером для зберігання твердих радіоактивних відходів і додатково має колону сорбційної очистки рідких радіоактивних відходів, розміщену разом з колонами сорбційної доочистки фільтрату в захисний контейнер, який забезпечений верхніми знімними кришками та підвідними і відвідними патрубками, а блок утилізації відпрацьованих сорбентів представляє собою пристрій вузла сушки сорбенту в колоні перевантажувального транспортного контейнера для виймання колон з захисного контейнера та їх доставки і встановлення в захисний контейнер для зберігання твердих радіоактивних відходів [12]. Суть полягає в тому, що рідкі радіоактивні відходи піддають комплексній переробці шляхом очистки від радіонуклідів за допомогою неорганічного сорбенту на основі фероціаніду з наступним обезсолюванням і концентруванням з розділенням на фільтрат з солевмістом менше 3 0,5 г/дм і розсолу з наступним його концентруванням до отримання солей з наступною доочисткою фільтрату шляхом пропускання через колони з сорбентом, сушінням відпрацьованого сорбенту та утилізацією солей і сорбентів шляхом їх розміщення в ізольований захисний контейнер для зберігання. Цю установку для переробки рідких радіоактивних відходів ми взяли як прототип нашої корисної моделі. її недоліком є: - складність конструкції і багатостадійність технологічних процесів з очищення рідких радіоактивних відходів; - велика кількість твердих радіоактивних відходів для утилізації; - велика вартість пристрою і, як наслідок, висока собівартість робіт по очищенню рідких радіоактивних відходів; - висока вартість сорбентів на основі фероціанідів, що використовуються для очищення рідких радіоактивних відходів. Нами пропонується сорбційна система для очищення від радіонуклідів відходів біогазового виробництва з рослинної сировини, вирощеної на радіоактивно забруднених територіях внаслідок аварії на Чорнобильській АЕС. Схема сорбційної системи для очищення від радіонуклідів рідких технологічних відходів біогазового виробництва приведена на кресленні. Сорбційна система складається з двох прямокутних секцій (1, 2), виготовлених з відходів пластмасового виробництва (сплав високощільного пластику з переробленою пластмасою), з'єднаних між собою гофрованою трубою (3) діаметром 50 мм, розміром кожної з секцій 0,60 м 3 3 (довжина) х 0,40 м (ширина) х 0,35 м (висота) і об'ємом 0,084 м , а двох секцій - 0,168 м , або близько 170 л. Кожна з секцій розділена на 6 підсекцій п'ятьма вертикально розміщеними перегородками, з яких у першій сорбційній секції три верхні перегородки (4) прикріплені так, що залишається просвіт в 3 см у нижній частині секції, а між верхніми перегородками розміщені дві нижні перегородки (5), які прикріплені так, що залишається просвіт в 3 см у верхній частині секції, а у другій сорбційній секції, навпаки, три нижні перегородки (6) мають просвіти в 3 см у верхній частині секції, а дві верхні перегородки (7) мають просвіти в 3 см у нижній частині секції. Для зв'язування радіонуклідів, через отвори з кришками (8, 9) сорбційної системи засипають як сорбент цеоліт Сокирницького родовища Закарпатської області в кількості 12,5 кг в кожну з секцій, а всього у 2 секції - 25 кг, висота шару цеоліту в системі близько 30 см. Очищення від радіонуклідів відходів біогазового виробництва на запропонованій сорбційній системі проводять після розбавлення їх водою у спеціальній ємності, з якої рідкі радіоактивні відходи самопливом, внаслідок більш високого її розміщення відносно сорбційної системи, надходять через шланг (10) з затискачем (11) в заповнену цеолітом сорбційну систему. Специфічна конструкція сорбційної системи, завдяки верхнім і нижнім просвітам в її підсекціях, забезпечує проходження рідких радіоактивних відходів почергово 12 шарів цеоліту висотою кожного близько 30 см, а всього - 3,6 м (0,3 м х 12 шарів), що гарантує ефективне і повне їх очищення від радіонуклідів. По закінченні технологічного процесу очищені від радіонуклідів рідкі відходи біогазового виробництва надходять із сорбційної системи через вихідну трубу (12) у відстійник і використовуються як високопоживне екологічно чисте біодобриво, а використані цеоліти та зв'язані з ними радіонукліди видаляють з сорбційної системи і консервують, відповідно до регламентів чинного законодавства, з врахуванням рівня радіоактивного забруднення відпрацьованого сорбенту. Використання цеоліту (клиноптилоліту) в нашій сорбційній системі обумовлено тим, що він характеризується високою радіаційною і селективною ефективністю, оскільки селективність 4 UA 120009 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 сорбенту цеоліту відноситься насамперед до найбільш поширених і небезпечних радіонуклідів 137 90 Cs і Sr, з якими він утворює міцні і стійкі сполуки, які після очищення радіоактивно забруднених відходів можуть зберігатися у спеціально відведених сховищах до повного розпаду радіонуклідів. Сорбційна система для очищення від радіонуклідів рідких технологічних відходів біогазового виробництва з рослинної сировини, вирощеної на радіоактивно забруднених територіях внаслідок аварії на Чорнобильській АЕС, змонтована і впроваджена в с. Ласки Народичського району Житомирської області. Переваги нашої сорбційної системи над прототипом і аналогами: - виготовлена з доступних і дешевих матеріалів (відходи пластмасового виробництва); - проста в конструкції і в обслуговуванні; - відпадає потреба в нагнітальних насосах для подачі і прокачування рідких радіоактивних відходів, оскільки завдяки оригінальній конструкції система під дією різних рівнів рідина самопливом проходить всі стадії очистки, що значно здешевлює технологічний процес; - сорбційна система представляє собою пластикові ємності з відходів пластмасового виробництва, повторне використання яких не тільки здешевлює конструкцію, але й покращує екологічну безпеку довкілля; - сорбційна система дає можливість ефективно очищати від радіонуклідів відходи біогазового виробництва з рослинної сировини, вирощеної в зоні радіоактивного забруднення, а очищені від радіонуклідів відходи. використовувати як високоцінне і екологічно чисте біодобриво, що сприяє реабілітації забруднених радіонуклідами територій та поверненню сільськогосподарських угідь у господарське використання. Технічним результатом є спрощення конструкції сорбційної системи, доступність матеріалів для її виготовлення, підвищення ефективності очистки від радіонуклідів відходів біогазового виробництва, зменшення витрат на її обслуговування, підвищення продуктивності праці, зниження вартості сорбційної системи, покращення екологічної безпеки довкілля. Таким чином пропонуємо сорбційну систему для очищення від радіонуклідів рідких технологічних відходів біогазового виробництва з рослинної сировини, вирощеної на радіоактивно забруднених територіях внаслідок аварії на Чорнобильській АЕС, яка відрізняється тим, що складається з двох прямокутних секцій, виготовлених з відходів пластмасового виробництва (сплав високощільного пластику з переробленою пластмасою), з'єднаних між собою гофрованою трубою діаметром 50 мм, розміром кожної з секцій 0,60 м 3 3 (довжина) х 0,40 м (ширина) х 0,35 м (висота) і об'ємом 0,084 м , а двох секцій - 0,168 м , або близько 170 л, в які як сорбент для зв'язування радіонуклідів засипають одноразово цеоліт в кількості 12,5 кг в кожну з секцій, а всього у 2 секції - 25 кг висотою шару цеоліту близько 30 см, при цьому кожна з секцій розділена на 6 підсекцій п'ятьма вертикально розміщеними перегородками, з яких у першій сорбційній секції три верхні перегородки прикріплені так, що залишається просвіт в 3 см у нижній частині секції, а між верхніми перегородками розміщені дві нижні перегородки, які прикріплені так, що залишається просвіт в 3 см у верхній частині секції, у другій сорбційній секції, навпаки, три нижні перегородки мають просвіти в 3 см у верхній частині секції, а дві верхні перегородки мають просвіти в 3 см у нижній частині секції, очищення від радіонуклідів відходів біогазового виробництва на запропонованій сорбційній системі проводять після розбавлення їх водою у спеціальній ємності, з якої рідкі радіоактивні відходи самопливом, внаслідок більш високого її розміщення відносно сорбційної системи, проходять заповнену цеолітом сорбційну систему, а специфічна конструкція сорбційної системи, завдяки верхнім і нижнім просвітам в її підсекціях, забезпечує проходження рідких радіоактивних відходів почергово через 12 шарів цеоліту висотою кожного близько 30 см, а всього - 3,6 м (0,3 м х 12 шарів), що гарантує ефективне і повне їх очищення від радіонуклідів. Джерела інформації: 1. Атлас Україна. Радіоактивне забруднення. - К.: МНС, ТОВ "Інтелектуальні системи ГЕО", 2002. - 46 с. 2. Дідух М.І. Ріпак для відродження Народицького району / М.І. Дідух, М.Й. Орловський // [Наукове видання]. - Житомир. - 2012. - 63 с. 3. Дідух М.І. Ріпак - ефективний шлях відродження радіоактивно забруднених територій Полісся України /М.І. Дідух, М. Кавата // Збірник доповідей Міжнародної конференції "Двадцять п'ять років, Чорнобильської катастрофи. Безпека майбутнього", 20-22 квітня 2011 p., Київ. - С. 234-242. 4. Андронов О.Б. Гибкая технология переработки жидких радиоактивных отходов /О.Б. Андронов, О.Л. Стрихарь - Чернобыль, 2000. - 36 с. 5 UA 120009 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 5. Андронов О.Б. Очистка жидких радиоактивных отходов /О.Б. Андронов, О.Л. Стрихарь // Обзор методов и технологий. - Чернобыль, 2001. - 52 с. 6. Андронов О.Б. Новые методы термической переработки жидких отходов /О.Б. Андронов, О.Л. Стрихарь // Обзор и анализ. - Чернобыль, 2004. - 44 с. 7. Гелетуха Г.Г. Перспективы производства и использования биогаза в Украине /Г.Г. Гелетуха, П.П. Кучерук, Ю.Б. Матвеев //Аналитическая записка, № 4. Биоэнергетическая ассоциация Украины, 2013. - 22 с. 8. Патент на изобретение № 2099803. Российская Федерация, МПК G 21 F 9/12. Способ очистки технологических и природных вод от радионуклидов и устройство для его осуществления / А.А. Дьяков, В.Ю. Ростовцев, Т.Н. Перехожева, Е.И. Злоказова, Н.Н. Ошканов, В.Г. Морозов, В.А. Махов; заявитель и патентообладатель Свердловский филиал Научноисследавательского и конструкторского института энерготехники. - № 96106302/25; заявл. 01.04.96; опубл. 20.12.97, Бюл. № 7. - 5 с. 9. Патент на винахід № 79251. Україна, МПК G21F 9/06. Установка для переробки рідких радіоактивних відходів / А.Ф. Білявський, Р.А. Єгоров, М.О. Феофентов, М.О. Яриловець; заявник та патентовласник Відособлений підрозділ "Південно-українська атомна електростанція". - № 20040604452; заявл. 08.06.04; опубл. 11.06.07, Бюл. № 8. - 3 с. 10. Патент на полезную модель № 46603. Российская Федерация, МПК G21F 9/12. Установка для очистки жидких радиоактивных отходов / Г.М. Чечельницкий, В.Μ. Тишков, В.И. Черемискин, Н.А. Мухин, А.В. Немцова - № 2005107194/22; заявл. 15.03.05; опубл. 10.07.05, Бюл. № 19. - 6 с. 11. Патент на винахід № 108046. Україна, МПК G21F9/04. Установка для переробки рідких радіоактивних відходів з ємностей тимчасового зберігання / Л.В. Близнюкова, О.В. Гайдін, В.Г. Іванець, В.М. Корякін. - № а201400919; заявл. 31.01.14; опубл. 10.03.15, Бюл. № 5. - 11 с. 12. Патент на изобретение № 2101235. Российская Федерация, МПК G21F 9/12. Способ комплексной переработки жидких радиоактивных отходов и устройство для его осуществления / Р.А. Пензин, А.А. Шведов, В.С. Шептунов - № 97104384/25; заявл. 27.03.97; опубл. 10.01.98, Бюл. № 6. - 11 с. ФОРМУЛА КОРИСНОЇ МОДЕЛІ Сорбційна система для очищення від радіонуклідів рідких технологічних відходів біогазового виробництва з рослинної сировини, вирощеної на радіоактивно забруднених територіях внаслідок аварії на Чорнобильській АЕС, яка відрізняється тим, що складається з двох прямокутних секцій, виготовлених з відходів пластмасового виробництва (сплав високощільного пластика з переробленою пластмасою), з'єднаних між собою гофрованою трубою діаметром 50 мм, розміром кожної з секцій 0,60 м (довжина) х 0,40 м (ширина) х 0,35 м (висота) і об'ємом 0,084 м, а двох секцій - 0,168 м, або близько 170 л, в які як сорбент для зв'язування радіонуклідів засипають одноразово в кожну з секцій цеоліт в кількості 12,5 кг, а всього у 2 секції - 25 кг висотою шару цеоліту близько 30 см, при цьому кожна з секцій розділена на 6 підсекцій п'ятьма вертикально розміщеними перегородками, з яких у першій сорбційній секції три верхні перегородки прикріплені так, що залишається просвіт в 3 см у нижній частині секції, а між верхніми перегородками розміщені дві нижні перегородки, які прикріплені так, що залишається просвіт в 3 см у верхній частині секції, у другій сорбційній секції, навпаки, три нижні перегородки мають просвіти в 3 см у верхній частині секції, а дві верхні перегородки мають просвіти в 3 см у нижній частині секції, очищення від радіонуклідів відходів біогазового виробництва на запропонованій сорбційній системі проводять після розбавлення їх водою у спеціальній ємності, з якої рідкі радіоактивні відходи самопливом, внаслідок більш високого її розміщення відносно сорбційної системи, проходять заповнену цеолітом сорбційну систему, а специфічна конструкція сорбційної системи, завдяки верхнім і нижнім просвітам в її підсекціях, забезпечує проходження рідких радіоактивних відходів почергово через 12 шарів цеоліту висотою кожного близько 30 см, а всього - 3,6 м (0,3 м х 12 шарів), що гарантує ефективне і повне їх очищення від радіонуклідів. 55 6 UA 120009 U Комп’ютерна верстка О. Гергіль Міністерство економічного розвитку і торгівлі України, вул. М. Грушевського, 12/2, м. Київ, 01008, Україна ДП “Український інститут інтелектуальної власності”, вул. Глазунова, 1, м. Київ – 42, 01601 7