Спосіб очищення від радіонуклідів рідких технологічних відходів біогазового виробництва

Реферат: Спосіб очищення від радіонуклідів рідких технологічних відходів біогазового виробництва з рослинної сировини, вирощеної на радіоактивно забруднених територіях внаслідок аварії на Чорнобильській АЕС. Очищення від радіонуклідів технологічних відходів біогазового виробництва проводять після розбавлення їх водою пропусканням самопливом через 12 шарів сорбенту цеоліту висотою кожного шару близько 30 см, а разом - 3,6 м (0,3 м×12 шарів) за розміру фракцій цеоліту 4-6 мм у спеціально розробленій сорбційній системі, при цьому оптимальна швидкість проходження рідких радіоактивно забруднених технологічних відходів через сорбент цеоліт становить 65-110 мл/хв. за найбільш інтенсивного вилучення радіонуклідів з радіоактивної рідини за її рН 7,6-8,5 од., а ступінь очищення радіоактивних відходів від радіоцезію становить 94,8-98,3 %, по закінченню технологічного процесу очищені від радіонуклідів відходи біогазового виробництва використовують як високоцінне і екологічно безпечне біодобриво, використаний згідно з технологічним ресурсом цеоліт та зв'язані з ним радіонукліди видаляють з сорбційної системи і консервують відповідно до регламентів чинного законодавства у спеціально відведених радіоактивних сховищах. UA 122834 U (12) UA 122834 U UA 122834 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 Корисна модель належить 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]. Завдяки природним процесам розпаду радіонуклідів та вжиттю захисних заходів, створені необхідні передумови для реабілітації цих територій і 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 рапсовій соломі і коренях за рік накопичується близько 3 % радіоізотопів, що містяться у ґрунті [2, 3]. Завдяки цим особливостям накопичувати радіоізотопи цезію і стронцію, ріпак можна розглядати як природний сорбент для очищення ґрунтів на радіоактивно забруднених територіях внаслідок аварії на Чорнобильській АЕС. На основі цієї властивості ріпаку група вчених Інституту сорбції та проблем ендоекології НАН України розробила спосіб очищення води від радіонуклідів, за яким однією з радіоакумулюючих рослин використовували ріпак, за що одержали патент на винахід [4]. Проте, суттєвою перепоною використання побічних продуктів рослинництва, зокрема ріпаку, отриманих на радіоактивно забруднених територіях, є їх значне забруднення радіонуклідами і, як наслідок, вірогідність повторного забруднення радіонуклідами сільськогосподарських угідь. Необхідно відмітити, що єдиного універсального методу видалення радіонуклідів і переробки рідких радіоактивних відходів не існує. Вирішення цієї проблеми вимагає застосування комплексних гнучких технологій з врахуванням конкретних місцевих умов і особливостей поставлених задач. В практиці, що склалася на сьогодні при переробці радіоактивних відходів, застосовують в основному три способи: термічний, мембранний і сорбційний. Сорбційний метод є найбільш ефективним для очищення рідких радіактивних відходів. Сорбційний метод включає поглинання радіонуклідів сорбентом. Сорбція проводиться в динамічному або статичному режимі. Динамічна сорбція відбувається шляхом безперервного фільтрування радіоактивних розчинів через шар сорбенту в насипних або намивних фільтрах. В насипних фільтрах застосовують сорбент у вигляді зернистого матеріалу. В намивних фільтрах використовують сорбент у вигляді порошку. Статична сорбція включає тимчасовий разовий контакт розчину з сорбентом та їх змішування з наступним їх розділенням. Основні вимоги до сорбентів: нетоксичність, ефективність, дешевизна, можливість утилізації. Як сорбенти використовують органічні і неорганічні матеріали природного і штучного походження [5]. 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 [6]. 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 невідкладне завдання по видаленню і обеззараженню радіонуклідів з відходів рослинної сировини, вирощеної в зоні радіоактивного забруднення, після виробництва з неї біогазу на біогазових установках. Більшість з відомих способів очищення рідких радіоактивних відходів від радіонуклідів цезію і стронцію включають комплексну їх переробку в наступній послідовності. Спочатку рідкі радіоактивні відходи проходять стадію попередньої очистки, що включає блоки механічної очистки, ультрафільтраційний і мікрофільтраційний блоки, потім їх пропускають через селективний неорганічний сорбент на основі фероціанідів міді, нікелю і кобальту і пористого 1 UA 122834 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 неорганічного носія, потім рідкі радіоактивні відходи піддають обезсолюванню, а після обезсолювання піддають сорбційній доочистці шляхом пропускання через синтетичний цеоліт типу А шабазит або цеоліт "Селекс-КМ". Розсоли і відпрацьовані сорбенти піддають утилізації [7]. Відомий також спосіб очищення розчинів від радіонуклідів, який відрізняється тим, що попередньо розчин радіонуклідів пропускають через фероціанідний сорбент марки НЖА, Селекс-ЦФК, МЖА або Селекс-ЦФМ, а потім через цеоліт марки А або гідроксид чотиривалентного металу, зокрема через гідроксид цирконію, титану або марганцю, що суттєво підвищує очистку розчину від радіонуклідів, але істотно ускладнює технологічний процес та вартість очищення розчину від радіонуклідів, зокрема від радіоцезію і від радіостронцію [8]. Недоліком цих способів є багатостадійність переробки рідких радіоактивних відходів, складність технологічного процесу, велика матеріально-енергетична затратність. Відомий розроблений в Російській Федерації складний у виконанні багатостадійний спосіб обеззараження рідких радіоактивних відходів від радіонуклідів цезію і стронцію, що включає переробку радіоактивних відходів в наступній послідовності. Спочатку рідкі радіоактивні відходи подають на стадію передочистки, яка може включати блоки механічної очистки, ультрафільтраційний і мікрофільтраційний блоки, потім їх пропускають через селективний неорганічний сорбент на основі фероціанідів перехідних металів міді, нікелю, кобальту і пористого неорганічного носія, в подальшому їх пропускають через зворотньоосмотичний модуль за вмісту солей менше 1 г/л в одну стадію, а за вмісту солей більше 1 г/л - в дві стадії, з розділенням потоків на концентрат і пермеат, який потім піддають доочистці шляхом пропускання через сорбент з ряду синтетичних цеолітів типу А шабазит гексагональної структури або природний цеоліт моноклинної структури, як такий використовують модифікований цеоліт "Селекс-КМ" [9]. Цей спосіб складний у виконанні, дороговартісний і його використання для очищення радіоактивних відходів біогазового виробництва не може бути ефективним. В Російській Федерації розроблений спосіб обеззараження маломінералізованих слабо радіоактивно-забруднених вод в польових умовах з використанням синтетичного натрієвого цеоліту, що включає попереднє освітлення радіоактивно-забруднених вод в ємкості-відстійнику, в яку вводять подрібнені відходи виробництва цеолітів, потім проводять очистку радіоактивнозабруднених вод на механічних фільтрах і ультрафільтрах з поверненням механічних домішок у відстійник та доочистку вод на фільтрах з синтетичним натрієвим цеолітом. Очищені води подають в проміжну ємкість, а утворений осадок з вторинних відходів з радіоактивними речовинами цементують [10]. Даний спосіб дороговартісний через високу ціну на синтетичні натрієві цеоліти і, незважаючи на велику ефективність, для очищення радіоактивних відходів біогазового виробництва використання його неможливе. Відомий спосіб переробки рідких радіоактивних відходів, що включає сорбцію радіонуклідів на природних цеолітах і цементування одержаних радіоактивних природних цеолітів з застосуванням зв'язуючої системи, що містить доменний гранульований шлак і глинистий компонент в суміші з розчином силікату натрію за наступного співвідношення інгредієнтів, в %: природний цеоліт - не більше 40; доменний гранульований шлак - 51-85; глинистий компонент 3-13, а розчин силікату натрію використовують за співвідношення оксиду натрію до оксиду алюмінію від 1,0 до 1,5 та за рН рідких радіоактивних відходів в інтервалі 8-12 [11]. Цей спосіб забезпечує безпечне захоронення твердих радіоактивних відходів, але малоефективний для очищення від радіонуклідів радіоактивних відходів, ускладнює технологічний процес та підвищує вартість робіт по переробці радіоактивних відходів. Вченими Інституту сорбції та проблем ендоекології НАН України розроблений спосіб очищення води від радіонуклідів з використанням радіоакумулюючих рослин, вирощених на гідропонному ґрунті, що містить акумулюючий радіонукліди вуглецево-мінеральний сорбент з суміші активованого вугілля та природного цеоліту за такого співвідношення компонентів (мас. %): активоване вугілля - 40-60; цеоліт - 40-60, а як радіоакумулюючі рослини застосовують амарант, гірчицю індійську або ріпак [4]. Це ще є одним з підтверджень того, що ріпак може бути ефективним природним радіоакумулюючим сорбентом для очищення ґрунтів на забруднених радіонуклідами територіях внаслідок аварії на Чорнобильській АЕС і повернення їх в безпечне сільськогосподарське використання. Відомий спосіб очищення рідких радіоактивних відходів від радіонуклідів, який відрізняється тим, що спочатку рідкі радіоактивні відходи озонують при рН 7-8 од. до зниження рН на 0,2-0,6 од., після чого проводять їх фільтрування через сорбент цеоліт, зокрема через клиноптилоліт, а далі проводять доочистку рідких радіоактивних відходів шляхом двоступеневого іонного обміну на синтетичних смолах. Спосіб забезпечує високий коефіцієнт очищення рідких радіоактивних 2 UA 122834 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 відходів та зменшення кількості твердих радіоактивних відходів, які підлягають захороненню [12]. Цей спосіб найближчий до нашого способу. Територія, на якій наразі існують проблеми виробництва нормативної сільськогосподарської продукції, обмежується, в основному, зоною відчуження та найбільш забрудненими районами зони обов'язкового (безумовного) відселення. Проте і в даних зонах існують території, які можуть підлягати реабілітації. Так, за попередніми розрахунками багатьох вчених та експертів, до 50 % забруднених земель зони відчуження з 260 тис. га можна використовувати для вирощування енергетичних культур, зокрема ріпаку [13]. Однак при вирощуванні ріпаку як сировини для біоенергії (біодизель) є загроза отримати побічну продукцію (солома) з радіонуклідним вмістом понад допустимі норми (ДР-2006), що, в свою чергу, створює цілий ряд проблем з радіаційної безпеки щодо їх транспортування, зберігання, переробки та утилізації. Присутність таких відходів переробки ріпаку може сприяти погіршенню радіологічної обстановки, що пов'язане із додатковим радіаційним забрудненням навколишнього середовища, ґрунтових вод та ґрунту. Для утилізації таких відходів ріпаку пропонується їх переробка в біогазових установках з отриманням біогазу та рідких високоякісних органічних добрив. Проте, перероблені відходи ріпаку шляхом анаеробного зброджування в біореакторах в натуральне біодобриво, яке містить у великій кількості біологічно активні речовини і велику кількість мікроелементів, можуть містити і певну кількість радіонуклідів. Використання таких біодобрив може призвести до додаткового забруднення ґрунтів. Наразі в практиці очищення технологічних відходів відома велика кількість мінеральних, синтетичних і органічних сорбентів. Перспективними в цьому плані є природні мінеральні сорбенти цеоліти, які мають значну стійкість до радіаційного випромінювання і здатність незворотно фіксувати радіонукліди, до того ж, вони мають низьку комерційну вартість, що дуже важливо при очищенні низькорадіоактивних рідких відходів сільськогосподарського виробництва. У цих умовах значний практичний інтерес представляє вивчення ефективності очищення рідини біореактора при використанні як сировини для біогазу побічної радіоактивно забрудненої продукції рослинництва методом сорбції з використанням сорбентів цеолітів селективної дії. У зв'язку з цим, задача нашої корисної моделі - розробити простий, дешевий і ефективний спосіб видалення радіонуклідів з відходів переробки на біогаз рослинної сировини, зокрема з соломи ріпаку, вирощеної в зоні радіоактивного забруднення. Спосіб розроблений на базі використання спеціально сконструйованої нами сорбційної системи для очищення від радіонуклідів рідких технологічних відходів біогазового виробництва, що складається з двох з'єднаних між собою сорбційних секцій, в кожну з яких засипається цеоліт шаром 30 см по 12,5 кг, а всього у дві секції - 25 кг, при цьому кожна з секцій розділена на 6 підсекцій з таким розрахунком, щоб направлені для очищення від радіонуклідів цезію радіоактивні відходи біогазового виробництва пройшли 12 шарів цеоліту (6 шарів×2 секції) висотою кожного 30 см, а всього 3,6 м (0,3 м×12 шарів) [14]. Виходячи з цього, метою досліджень на першому етапі було розроблення та апробація способу сорбційної очистки рідких відходів біогазової установки від радіонуклідів та вивчення 137 сорбційних характеристик природного мінерального сорбенту цеоліту стосовно Cs. Для видалення радіоцезію з рідини біореактора біогазової установки використовували природний цеоліт Сокирницького родовища цеолітів ділянки "Саргіч" Закарпатської області. Сокирницький цеоліт - це мінерал-сорбент з радіопротекторними властивостями вулканогеноосадочного походження, клиноптилолітового типу, класу мікропористих каркасних алюмосилікатів. За хімічним складом Сокирницький клиноптилоліт відноситься до натрієвокалієвих цеолітів. Кристалохімічна формула клиноптилоліту така: (Na, K)4 CaAl6 Si30O72×24Н2О. Межі зміни ставлення Si/Al для клиноптилоліту складають 4,25-5,25. Зовнішній вигляд цеоліту дрібнозерниста крихта білувато-жовтого, сірого чи зеленувато-сірого кольору. Розмір фракції 4-6 мм. Цеоліт - пористий природний мінерал, що містить до 70 % клиноптилоліту, а як домішки - монтморилоніт, кварц, польовий шпат, опал, вулканічне скло тощо. Клиноптилоліт - висококремнистий цеоліт із співвідношенням кремнезему до глинозему від 3,5 до 10,5 і містить у середньому 60 % двоокису кремнію. У клиноптилоліту діаметр вхідних вікон в порожнині дорівнює 0,4 нм. Для клиноптилоліту характерна вибірковість до калію порівняно з натрієм, що лежить в основі вилучення радіоцезію [15, 16]. Для вивчення ефективності застосування цеоліту з метою отримання екологічно безпечного біодобрива при виробництві біогазу з радіоактивної сировини ставилися наступні завдання: 137 - визначити сорбційні властивості цеоліту для Cs в залежності від швидкості проходження біогазової рідини; 3 UA 122834 U 137 5 10 - визначити вплив кислотності біогазової рідини на ефективність сорбції Cs цеолітом. Сорбційну здатність сорбента цеоліту оцінювали за допомогою наступних характеристик: - відносна сорбція S%=100 %*(Cпоч.-Cкін.)/Cпоч., 137 де Споч. і Cкін. - початкова і кінцева концентрації Cs в рідині; - сорбційна ємкість S=Vрозч.*(Cпоч.-Cкін.)/Мсорб. де Vрозч. - об'єм досліджуваного розчину, л (мл); Мсорб. - маса сорбенту, г; - коефіцієнт розподілу Kд=S/Cкін.=(Vрозч./Мсорб.)*(Cпоч.-Cкін.)/Cкін. Результати експерименту з вивчення впливу швидкості проходження рідини через фільтраційну сорбційну систему (12 відсіків з сорбентом) біогазової установки проводили в с. Ласки Народицького району Житомирської області і представлені в таблиці 1. Таблиця 1 137 Ефективність сорбції Cs цеолітом в залежності від швидкості проходження біогазової рідини через сорбційну систему Швидкість проходження рідини мл/хв. Рідина початкова 65 110 160 Ап 137 Cs, Бк/кг 214 3,66 9,23 11,1 S% S Kд 98,28972 95,68692 94,81308 1201,943 1170,114 1159,429 328,3997 126,7729 104,453 15 20 25 30 35 40 Отримані дані дозволяють стверджувати, що при проходженні рідини через дві секції фільтраційної системи (12 відсіків) сорбційні властивості цеоліту виявилися досить високими: - відносна сорбція - 94,8-98,3; - сорбційна ємність - 1159,4-1201,9; - коефіцієнт розподілу - 104,4-328,4. Найбільш ефективна швидкість проходження рідини через фільтрувальну установку 65 мл/хв. Однак, з огляду на незначні відмінності в ефективності сорбції залежно від швидкості проходження рідини, можна для більш швидкого очищення великих об'ємів рідини рекомендувати швидкість проходження її через фільтраційну систему 110 мл/хв. Аналізуючи залежність відносної сорбції цеоліту від швидкості проходження біогазової рідини підтверджено, що найбільш оптимальною швидкістю проходження рідини через сорбційну систему є 65-110 мл на хвилину. При збільшенні швидкості проходження рідини до 160 і більше мл/хв. ступінь сорбції істотно знижується. Сорбція радіоцезію з рідини в значній мірі залежить від кислотності розчину. Тому нами було 137 поставлено завдання вивчити ступінь впливу рН біорідини на сорбцію Cs цеолітами. Експеримент з сорбції в динамічних умовах проводили в лабораторії Житомирського національного агроекологічного університету, де була, за допомогою з'єднаних між собою колб, змодельована сорбційна система біогазової установки с. Ласки Народицького району. В даній моделі біогазова рідина у кількості 1,2 літра проходила через 12 колб з цеолітом 0,187 кг кожна, що відповідає проходженню 160 л (об'єм відстійника) біорідини через 25 кг цеоліту (одноразове завантаження цеоліту в 2 секції фільтрувальної системи). Рідину для дослідження відбирали безпосередньо з відстійника біогазової установки. 137 Збільшення рівня забруднення рідини Cs проводили за допомогою додавання настою забруднених грибів. Кислий характер за допомогою соляної кислоти. Результати даних досліджень представлені в табл. 2. 4 UA 122834 U Таблиця 2 Сорбційні властивості цеоліту в залежності від рН біорідини рН рідини 8,5 7,6 (факт.) 7 5 3 5 10 15 20 25 30 35 40 45 Ап, початкова, Бк/кг 95 95 95 95 95 Ап, кінцева, Бк/кг 4,75 5,32 6,27 18,46 28,9 S% S Kд 95 94,4 93,4 80,57 69,58 515,71 512,46 507,03 437,37 377,71 108,57 96,33 80,87 23,69 13,07 Проведені дослідження вказують на те, що ступінь вилучення радіоцезію з біогазової рідини із збільшенням кислотності зменшується відповідно з побудованим поліноміальним рівнянням. При цьому найбільш високий ступінь вилучення радіоцезію цеолітом відзначається при рН 7,68,5. Однак, слід зазначити, що в інтервалі рН 7,6-8,5 інтенсивність сорбції цеоліту від кислотності залежить на багато менше, ніж в інтервалі рН 7-3. Такий вплив рН на сорбційну здатність цеолітів обумовлений тим, що ці сорбенти, як і інші алюмосилікати, представляються поліфункціональними слабокислотними іонітами. Тому в кислому середовищі на сорбенті в обміні різних катіонів беруть участь і конкуруючі з ними іони водню. Взаємодія іонів водню з кисневим радикалом каркаса цеоліту призводить до утворення гідроксильних груп і зниження 137 заряду матриці, що супроводжується зменшенням сорбційної здатності цеолітів відносно Cs. 137 Крім цього деяке зростання сорбції радіоізотопів Cs із збільшенням рН свідчить про те, що в розчині вони знаходяться в іонному стані. Таким чином, можна констатувати, що при фактичній кислотності біогазової рідини рН 7,68,5 очищення її від радіоцезію відбувається з максимальною ефективністю. Отже, найбільш оптимальна швидкість проходження рідини через сорбційну систему для максимальної сорбції радіонуклідів - 65-110 мл на хвилину. При збільшенні швидкості проходження рідини до 160 і більше мл/хв. ступінь сорбції істотно знижується. Найбільш висока ступінь вилучення радіоцезію цеолітом відзначається при рН 7,6-8,5. На основі проведених лабораторних і виробничих досліджень з вивчення оптимальних умов з очищення від радіонуклідів радіоактивних технологічних відходів біогазового виробництва з рослинної сировини, вирощеної на радіоактивно забруднених територіях внаслідок аварії на Чорнобильській АЕС, нами розроблений простий, доступний у виконанні, малозатратний і високоефективний з використанням сорбенту цеоліту спосіб видалення з радіоактивно забруднених відходів біогазового виробництва радіонуклідів, в першу чергу радіоцезію, з наступним використанням очищених відходів як високоцінного екологічно чистого і безпечного біодобрива, що в кінцевому результаті сприяє реабілітації і поверненню в сільськогосподарське виробництво радіоактивно забруднених ґрунтів. Суть нашого способу полягає в тому, що після одержання біогазу технологічні відходи з радіоактивно забрудненої рослинної сировини з біореактора надходять по трубопроводу в ємкість для розбавлення їх водою, потім розбавлені водою рідкі радіоактивні відходи направляють в сорбційну систему, які самопливом, внаслідок різного за рівнем розміщення ємкості для їх розбавлення і сорбційної системи та в результаті оригінальної конструкції сорбційної системи, завдяки верхнім і нижнім просвітам в її підсекціях, проходять почергово 12 шарів цеоліту висотою кожного 30 см, а сумарна висота шару цеоліту становить близько 3,6 м (0,3 м×12 шарів), що забезпечує повне і ефективне очищення рідких технологічних відходів біогазового виробництва з радіоактивно забрудненої рослинної сировини. Сорбент цеоліт засипається в сорбційну систему одноразово і використовується декілька технологічних циклів. Як правило, за один технологічний цикл через сорбент проходить близько 160 л рідких радіоактивно забруднених відходів за 12 годин, що рівняється об'єму відстійника. Оптимальна швидкість проходження радіоактивно забруднених відходів через цеоліт у сорбційній системі для ефективного видалення з них радіонуклідів складає 65-110 мл/хв., що було неодноразово встановлено як в лабораторних дослідженнях, так і у виробничих умовах. Встановлена у лабораторних дослідженнях і в практичних умовах величина рН рідких радіоактивних відходів для максимального видалення з них радіонуклідів цеолітом у сорбційній системі рівняється близько 7,6-8,5 од. 5 UA 122834 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 По закінченню кожного технологічного циклу очищені від радіонуклідів рідкі технологічні відходи біогазового виробництва надходять у ємкість для її тимчасового зберігання і використовуються як високоцінне і екологічно безпечне біодобриво. Після вичерпання технологічного ресурсу відпрацьований цеоліт та зв'язані з ним радіонукліди видаляють з сорбційної системи і консервують відповідно до регламентів чинного законодавства у спеціально відведених радіоактивних сховищах. Технічний результат запропонованого способу полягає в простоті технологічного процесу, доступності для виконання у виробничих умовах, підвищенні ефективності і якості очищення рідких радіологічних відходів біогазового виробництва, малозатратності способу та доступності сорбенту цеоліту і його відносно невисокій вартості, що дає можливість в кінцевому результаті використовувати очищені від радіонуклідів відходи біогазового виробництва як екологічно безпечне біодобриво і сприяти реабілітації ґрунтів в забрудненій радіонуклідами зоні внаслідок аварії на ЧАЕС з метою введення їх в сільськогосподарське використання. Запропонований на корисну модель спосіб очищення від радіонуклідів рідких технологічних відходів біогазового виробництва впроваджений в с. Ласки Народицького району Житомирської області. Корисна модель пропонує спосіб очищення від радіонуклідів рідких технологічних відходів біогазового виробництва з рослинної сировини, вирощеної на радіоактивно забруднених територіях внаслідок аварії на Чорнобильській АЕС, який відрізняється тим, що очищення від радіонуклідів технологічних відходів біогазового виробництва проводять після розбавлення їх водою пропусканням самопливом через 12 шарів сорбенту цеоліту висотою кожного шару близько 30 см, а разом - 3,6 м (0,3 м×12 шарів) за розміру фракцій цеоліту 4-6 мм у спеціально розробленій сорбційній системі, при цьому оптимальна швидкість проходження рідких радіоактивно забруднених технологічних відходів через сорбент цеоліт становить 65-110 мл/хв. за найбільш інтенсивного вилучення радіонуклідів з радіоактивної рідини за її рН 7,6-8,5 од., а ступінь очищення радіоактивних відходів від радіоцезію становить 94,8-98,3 %, по закінченню технологічного процесу очищені від радіонуклідів відходи біогазового виробництва використовують як високоцінне і екологічно безпечне біодобриво, використаний згідно з технологічним ресурсом цеоліт та зв'язані з ним радіонукліди видаляють з сорбційної системи і консервують відповідно до регламентів чинного законодавства у спеціально відведених радіоактивних сховищах. Джерела інформації: 1. Атлас Україна. Радіоактивне забруднення. МНС, ТОВ "Інтелектуальні системи ГЕО". - К., 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. Патент на винахід № 55592. Україна, МПК G21F 9/04. Спосіб очистки води від радіонуклідів / Д.І. Швець, В.В. Стрелко, Н.М. Опенько, Д.В. Городецький; заявник та патентовласник Інститут сорбції та проблем ендоекології НАН України. - № 2001107254; заявл. 25.10.01; опубл. 15.06.05, Бюл. № 6. - 7 с. 5. Андронов О.Б. Очистка жидких радиоактивных отходов / О.Б. Андронов, О.Л. Стрихарь // Обзор методов и технологий. - Чернобыль, 2001. - 52 с. 6. 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. 7. Патент на изобретение № 2118945. Российская Федерация, МПК G21F 9/12. Способ комплексной переработки жидких радиоактивных отходов / Р.А. Пензин, Е.А. Беляков, А.А. Шведов, О.В. Евдокимов, С.Н. Пичугин - № 96104579/25; заявл. 12.03.96; опубл. 20.09.98, Бюл. № 7. - 10 с. 8. Патент на изобретение № 2050027. Российская Федерация, МПК G21F 9/12. Способ очистки растворов от радионуклидов / Р.А. Пензин, В.М. Гелис, Б.В. Мартынов, В.В. Шаталов, В.В. Милютин, В.П. Тарасов, Е.А. Беляков, С.А. Вариков, Ю.Я. Вопияшин, А.Ф. Самородов, М.П. Филиппов - № 5050137/25; заявл. 30.06.92; опубл. 10.12.95, Бюл. № 9. - 4 с. 6 UA 122834 U 5 10 15 20 25 30 9. Патент на изобретение № 2112289. Российская Федерация, МПК G21F 9/04. Способ переработки жидких радиоактивных отходов / Р.А. Пензин, В.С. Шептунов, Б.М. Лесохин, В.К. Булыгин, С.В. Петров - № 96104578/25; заявл. 12.03.96; опубл. 27.05.98, Бюл. № 6. - 5 с. 10. Патент на изобретение № 2158449. Российская Федерация, МПК G21F 9/12. Способ обезвреживания маломинерализованных слабо радиоактивно-загрязненных вод в полевых условиях / В.Н. Епимахов, М.С. Олейник, Е.Б. Панкина, С.В. Прохоркин; заявитель и патентообладатель Государственное предприятие Научно-исследовательский технологический институт им. А.П. Александрова. - № 99113475/06; заявл. 22.06.99; опубл. 27.10.00, Бюл. № 30. - 5 с. 11. Патент на изобретение № 2154317. Российская Федерация, МПК G21F 9/12. Способ переработки жидких радиоактивных отходов / Н.Г. Богданович, Э.Е. Коновалов, О.В. Старков, Е.А. Кочеткова, Е.А. Грушичева, В.Д. Шумская, В.П. Емельянов, М.П. Мышковский, Н.Ф. Любченко; заявитель и патентообладатель Государственный научный центр Физикоэнергетический институт им. акад. А.И. Лейпунского. - № 98111584/12; заявл. 17.06.98; опубл. 10.08.00, Бюл. № 22. - 7 с. 12. Патент на изобретение № 2083009. Российская Федерация, МПК G21F 9/06. Способ очистки жидких радиоактивных отходов от радионуклидов / Л.И. Кирпиченко, К.П. Овсянникова, А.П. Плетнев, С.А. Манаков, Ю.А. Ревенко, В.Г. Савельев; заявитель и патентообладатель Горно-химический комбинат. - № 93 93032744; заявл. 23.06.93; опубл. 27.06.97, Бюл. № 2. - 5 с. 13. Білоусова Н. "Зелений" експеримент для Чорнобиля / Н. Білоусова // День. - 2012. - № 139, 8 вересня. - С. 2. 14. Заявка № u 201700870 від 31.01.2017 р. на корисну модель "Сорбційна система для очищення від радіонуклідів рідких технологічних відходів біогазового виробництва". Відкориговані згідно із зауваженнями формальної експертизи формула винаходу і опис корисної моделі до заявки № u 201700870 від 31.01.2017 р. (вихідний лист № 08/199 від 04.08.2017 p., зареєстрований в Укрпатенті 08.08.2017 p.). 15. Природный цеолит "Сокирнит" // ГК "Цеолитовые технологии": [Электронный ресурс]. Режим доступа: http://www.zeomix.ru/scientificntechnicalexpertappraisal.html. 16. Ватин Н.И. Применение цеолитов клиноптилолитового типа для очистки природных вод / Н.И. Ватин, В.Н. Чечевичкин, Е.С. Шилова // Инженерно-строительный журнал. - 2013. - № 2 (37). - С. 81-88. ФОРМУЛА КОРИСНОЇ МОДЕЛІ 35 40 45 Спосіб очищення від радіонуклідів рідких технологічних відходів біогазового виробництва з рослинної сировини, вирощеної на радіоактивно забруднених територіях внаслідок аварії на Чорнобильській АЕС, який відрізняється тим, що очищення від радіонуклідів технологічних відходів біогазового виробництва проводять після розбавлення їх водою пропусканням самопливом через 12 шарів сорбенту цеоліту висотою кожного шару близько 30 см, а разом 3,6 м (0,3 м×12 шарів) за розміру фракцій цеоліту 4-6 мм у спеціально розробленій сорбційній системі, при цьому оптимальна швидкість проходження рідких радіоактивно забруднених технологічних відходів через сорбент цеоліт становить 65-110 мл/хв. за найбільш інтенсивного вилучення радіонуклідів з радіоактивної рідини за її рН 7,6-8,5 од., а ступінь очищення радіоактивних відходів від радіоцезію становить 94,8-98,3 %, по закінченню технологічного процесу очищені від радіонуклідів відходи біогазового виробництва використовують як високоцінне і екологічно безпечне біодобриво, використаний згідно з технологічним ресурсом цеоліт та зв'язані з ним радіонукліди видаляють з сорбційної системи і консервують відповідно до регламентів чинного законодавства у спеціально відведених радіоактивних сховищах. 50 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