[go: up one dir, main page]

RU2046410C1 - Method of treatment of liquid radioactive wastes - Google Patents

Method of treatment of liquid radioactive wastes Download PDF

Info

Publication number
RU2046410C1
RU2046410C1 RU93027026A RU93027026A RU2046410C1 RU 2046410 C1 RU2046410 C1 RU 2046410C1 RU 93027026 A RU93027026 A RU 93027026A RU 93027026 A RU93027026 A RU 93027026A RU 2046410 C1 RU2046410 C1 RU 2046410C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
mixture
compound
paraffin
rosin
slag
Prior art date
Application number
RU93027026A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU93027026A (en
Inventor
В.А. Сытый
Л.М. Свистова
Б.Н. Щеткин
Original Assignee
Акционерное общество "Холдэкс"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Акционерное общество "Холдэкс" filed Critical Акционерное общество "Холдэкс"
Priority to RU93027026A priority Critical patent/RU2046410C1/en
Publication of RU93027026A publication Critical patent/RU93027026A/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2046410C1 publication Critical patent/RU2046410C1/en

Links

Images

Landscapes

  • Processing Of Solid Wastes (AREA)

Abstract

FIELD: nuclear power engineering. SUBSTANCE: wastes are evaporated away and blended with liquid soda glass solution, which has mass portion being equal to 5-10% Mixture is shaped by pressing, and then is subjected to thermal treatment at 90-150 C. Then the mixture is formed into capsules by means of mixture (rosin, paraffin and power slag) under water-repellency treatment. The components of the mixture relate as 1-3:1-3:1-:14 mass portions for rosin, paraffin and slag correspondingly. Mixture is subjected to thermal treatment during 0.5-1.5 hours. Hardened compound demonstrates high water proofness and strength. EFFECT: improved characteristics of the material. 3 cl, 2 tbl

Description

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к способам обработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), преимущественно низкого и среднего уровней активности, которые образуются на атомных электростанциях (АЭС) и предприятиях, связанных с переработкой делящихся материалов. The invention relates to nuclear energy, and in particular to methods for processing liquid radioactive waste (LRW), mainly low and medium levels of activity that are generated at nuclear power plants (NPPs) and enterprises associated with the processing of fissile materials.

При эксплуатации АЭС одной из главных задач является значительное уменьшение объемов (концентрирование) радиоактивных отходов, а также перевод их в форму, удобную для надежного длительного хранения (500-1000 лет). Для этого их концентрируют путем выпаривания, сушки и включают в различные связующие (цемент, термопластичные органические связующие, стекло). Радиоактивные отходы в твердой форме занимают меньший объем и их значительно проще, дешевле и безопаснее хранить. During operation of a nuclear power plant, one of the main tasks is to significantly reduce the volume (concentration) of radioactive waste, as well as transfer it into a form convenient for reliable long-term storage (500-1000 years). To do this, they are concentrated by evaporation, drying and included in various binders (cement, thermoplastic organic binders, glass). Solid radioactive waste is smaller and much simpler, cheaper and safer to store.

Известен способ обработки ЖРО, включающий концентрирование отходов и отверждение их с помощью цемента [1]
При этом способе обработки ЖРО объем концентратов за счет цемента увеличивается в 1,5-2 раза. Цементные блоки необходимо хранить в специальных могильниках, не допускающих контакта с водой, так как скорость выщелачивания радионуклидов из цементных блоков достаточно высока ≈ 10-2-10-3 г/см2.сут. Кроме того, прочность на сжатие цементных блоков составляет 2-8 МПа.
A known method of processing LRW, including the concentration of waste and solidification using cement [1]
With this method of processing LRW, the volume of concentrates due to cement increases by 1.5-2 times. Cement blocks must be stored in special repositories that do not allow contact with water, since the rate of leaching of radionuclides from cement blocks is quite high ≈ 10 -2 -10 -3 g / cm 2 . In addition, the compressive strength of cement blocks is 2-8 MPa.

Известен также способ обработки ЖРО на АЭС, включающий концентрирование отходов и смешение их с термопластичным органическим связующим, например битумом [2]
Битумные монолитные блоки включают до 40% радиоактивных солей, надежнее фиксируют в себе радионуклиды и могут храниться длительное время в любых хранилищах твердых отходов. Скорость выщелачивания радионуклидов из битумных блоков составляет ≈ 10-4-10-5 г/см2.сут.
There is also a known method of processing LRW at nuclear power plants, including the concentration of waste and mixing them with a thermoplastic organic binder, such as bitumen [2]
Monolithic bitumen blocks include up to 40% of radioactive salts, they are more reliable in fixing radionuclides and can be stored for a long time in any solid waste storage facilities. The rate of leaching of radionuclides from bitumen blocks is ≈ 10 -4 -10 -5 g / cm 2 .

Наиболее близким к предлагаемому способу является способ обработки ЖРО, включающий выпаривание отходов до остаточной влажности 40-80% смешение их с глинистым материалом, содержащим незначительное количество цемента, в весовом соотношении 1: 1-2:1, формование смеси, термообработку при температуре 20-150оС и капсулирование компаунда керамическим или металлическим защитным слоем [3]
Известный способ позволяет фиксировать в отвержденном компаунде до 50% радиоактивных солей. При этом скорость выщелачивания из такого компаунда составляет ≈ 10-6 г/см2.сут.
Closest to the proposed method is a method for processing LRW, including evaporation of waste to a residual moisture content of 40-80%, mixing them with clay material containing a small amount of cement, in a weight ratio of 1: 1-2: 1, molding the mixture, heat treatment at a temperature of 20- 150 ° C and encapsulation of the compound with a ceramic or metal protective layer [3]
The known method allows to fix in the cured compound up to 50% of the radioactive salts. In this case, the leaching rate from such a compound is ≈ 10 -6 g / cm 2 .

Задача изобретения повышение водоустойчивости компаунда и его прочности. The objective of the invention is to increase the water resistance of the compound and its strength.

Для этого ЖРО выпариваются до остаточной влажности 60-90% Затем их смешивают со связующим, в качестве которого используют раствор жидкого натриевого стекла. Массовая доля раствора стекла в смеси составляет 5-10% Далее смесь формуют путем прессования давлением не менее 5 МПа. Данный выбор определен требованиями на прочность компаунда и стандартами МАГАТЕ. Прессованный цилиндрический компаунд подвергают термообработке путем сушки при температуре 90-150оС в течение 0,5-1,5 ч. Температурный режим определяется процессом полимеризации жидкого стекла. Время сушки зависит от величины компаунда. После сушки без охлаждения компаунда на него наносится защитный слой в виде гидрофобизующей смеси канифоли, парафина и энергетического шлака. Для этого используют цилиндрическую фторопластовую форму, диаметр которой превышает диаметр компаунда на 0,5-2 см. Предварительно дно формы покрывают гидрофобизующей смесью на 0,25- 1 см. Горячий отвержденный компаунд помещают во фторопластовую форму.For this, LRW is evaporated to a residual moisture content of 60-90%. Then they are mixed with a binder, which is used as a solution of liquid sodium glass. The mass fraction of the glass solution in the mixture is 5-10%. Next, the mixture is molded by pressing with a pressure of at least 5 MPa. This choice is determined by the strength requirements of the compound and the IAEA standards. Extruded cylindrical compound is heat treated by drying at a temperature of 90-150 ° C for 0.5-1.5 hours. Temperature is defined waterglass polymerization process. Drying time depends on the size of the compound. After drying without cooling the compound, a protective layer is applied to it in the form of a hydrophobizing mixture of rosin, paraffin and energy slag. For this, a cylindrical fluoroplastic mold is used, the diameter of which exceeds the diameter of the compound by 0.5-2 cm. The mold bottom is preliminarily coated with a hydrophobic mixture by 0.25-1 cm. The hot cured compound is placed in the fluoroplastic mold.

Гидрофобизующую смесь готовят следующим образом. Расплавляют 1-3 мас.ч. канифоли, добавляют столько же парафина и в расплав при постоянном перемешивании подают 10-14 мас.ч. энергетического шлака гранулометрическим составом менее 0,1 мм. Затем эту смесь заливают во фторопластовую форму с компаундом, либо в тех же массовых частях приготовленную сухим способом (простым смешением компонентов) смесь засыпают в форму между ее стенкой и горячим компаундом, от которого гидрофобизующая смесь расплавляется непосредственно на его поверхности и, застывая, образует защитный слой. После остывания компаунд извлекают из формы. Water-repellent mixture is prepared as follows. 1-3 parts by weight of molten rosins, add the same amount of paraffin and 10-14 parts by weight are fed into the melt with constant stirring. energy slag with a particle size distribution of less than 0.1 mm. Then this mixture is poured into a fluoroplastic form with a compound, or in the same mass parts prepared by the dry method (by simple mixing of the components), the mixture is poured into the mold between its wall and the hot compound, from which the hydrophobic mixture melts directly on its surface and, solidifying, forms a protective layer. After cooling, the compound is removed from the mold.

П р и м е р 1. В качестве имитатора ЖРО используют раствор NaNO3 концентрацией 40 г/л (раствор 1). Раствор выпаривают до остаточной влажности 60-90% Затем его смешивают с раствором жидкого натриевого стекла, массовая доля которого в смеси составляет 5% Далее смесь подвергают прессованию в цилиндрической матрице давлением 5 МПа. Цилиндрический компаунд сушат в сушильном шкафу при температуре 90оС в течение 1,5 ч. После сушки без охлаждения компаунда его капсулируют гидрофобизующей смесью канифоли, парафина и энергетического шлака, которую готовят следующим образом. Расплавляют 1 мас. ч. канифоли, добавляют столько же парафина и в расплав при постоянном перемешивании подают 10 мас.ч. энергетического шлака гранулометрическим составом менее 0,1 мм. Этой смесью покрывают дно цилиндрической фторопластовой формы на 0,5 см. Горячий отвержденный компаунд помещают во фторопластовую форму, диаметр которой на 1 см превышает диаметр компаунда. Затем эту смесь заливают во фторопластовую форму с компаундом. Смесь, застывая, образует защитный слой. После остывания компаунд извлекают из формы. Опыты с другими соотношениями раствора жидкого натриевого стекла и гидрофобизующей смеси проводились аналогично, а их результаты приведены соответственно в табл.1 и 2.PRI me R 1. As a simulator of LRW using a solution of NaNO 3 concentration of 40 g / l (solution 1). The solution is evaporated to a residual moisture content of 60-90%. Then it is mixed with a solution of liquid sodium glass, the mass fraction of which in the mixture is 5%. Next, the mixture is pressed into a cylindrical matrix with a pressure of 5 MPa. Cylindrical compound was dried in an oven at 90 ° C for 1.5 hours. After drying it without cooling compound mixture encapsulated hydrophobising rosin, paraffin and the energy of the slag, which is prepared as follows. 1 wt. including rosins, add the same amount of paraffin, and 10 parts by weight are fed into the melt with constant stirring. energy slag granulometric composition of less than 0.1 mm This mixture covers the bottom of a cylindrical fluoroplastic form by 0.5 cm. The hot cured compound is placed in a fluoroplastic form, the diameter of which is 1 cm greater than the diameter of the compound. Then this mixture is poured into a fluoroplastic form with a compound. The mixture, solidifying, forms a protective layer. After cooling, the compound is removed from the mold. The experiments with other ratios of the liquid sodium glass solution and the hydrophobizing mixture were carried out similarly, and their results are shown in Tables 1 and 2, respectively.

П р и м е р 2. В качестве имитатора ЖРО используют раствор (раствор 2), содержащий в своем составе, г/л: NaNO3 40 NaCO3 6,8 NaF 4,5 Fe(NO3)3 0,6 Al(NO3)3 0,6 Na2C2O4 7,0 Органические вещества 0,6
Раствор выпаривают до остаточной влажности 60-90% Затем его смешивают с раствором жидкого натриевого стекла, массовая доля которого в смеси составляет 10% Далее смесь подвергают прессованию в цилиндрической матрице давлением 5 МПа. Цилиндрический компаунд сушат в сушильном шкафу при температуре 150оС в течение 0,5 ч. После сушки без охлаждения компаунда его капсулируют гидрофобизующей смесью канифоли, парафина и энергетического шлака, которую готовят следующим образом. 3 мас.ч. канифоли, столько же парафина и 14 мас. ч. энергетического шлака гранулометрическим составом менее 0,1 мм перемешивают сухим способом. Этой смесью покрывают дно цилиндрической фторопластовой формы на 0,5 см. Горячий отвержденный компаунд помещают во фторопластовую форму, диаметр которой на 1 см превышает диаметр компаунда. Затем эту смесь засыпают в форму между ее стенкой и горячим компаундом, от которого смесь расплавляется непосредственно на его поверхности и, застывая, образует защитный слой. После остывания компаунд извлекают из формы. Опыты с другими соотношениями раствора жидкого натриевого стекла и гидрофобизующей смеси проводились аналогично, а их результаты приведены соответственно в табл.1 и 2.
PRI me R 2. As a simulator of LRW use a solution (solution 2) containing in its composition, g / l: NaNO 3 40 NaCO 3 6.8 NaF 4,5 Fe (NO 3 ) 3 0,6 Al (NO 3 ) 3 0.6 Na 2 C 2 O 4 7.0 Organic matter 0.6
The solution is evaporated to a residual moisture content of 60-90%. Then it is mixed with a solution of liquid sodium glass, the mass fraction of which in the mixture is 10%. Next, the mixture is pressed into a cylindrical matrix with a pressure of 5 MPa. Cylindrical compound was dried in an oven at 150 ° C for 0.5 hours. After drying it without cooling compound mixture encapsulated hydrophobising rosin, paraffin and the energy of the slag, which is prepared as follows. 3 parts by weight rosins, the same amount of paraffin and 14 wt. including energy slag with a particle size distribution of less than 0.1 mm is mixed in a dry way. This mixture covers the bottom of a cylindrical fluoroplastic form by 0.5 cm. The hot cured compound is placed in a fluoroplastic form, the diameter of which is 1 cm greater than the diameter of the compound. Then this mixture is poured into the mold between its wall and the hot compound, from which the mixture melts directly on its surface and, solidifying, forms a protective layer. After cooling, the compound is removed from the mold. The experiments with other ratios of the liquid sodium glass solution and the hydrophobizing mixture were carried out similarly, and their results are shown in Tables 1 and 2, respectively.

Claims (3)

1. СПОСОБ ОБРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ, включающий выпаривание отходов, смешение их со связующим, формование смеси, термообработку компаунда при 90-150oС и его капсулирование защитным слоем, отличающийся тем, что в качестве связующего используют раствор жидкого натриевого стекла, массовая доля которого в смеси составляет 5-10% смесь формуют путем прессования, а защитный слой выполняют из гидрофобизующей смеси канифоля, парафина и энергетического шлака.1. METHOD FOR TREATING LIQUID RADIOACTIVE WASTE, including evaporation of waste, mixing it with a binder, molding the mixture, heat treating the compound at 90-150 o C and encapsulating it with a protective layer, characterized in that a solution of liquid sodium glass, the mass fraction of which is used as a binder 5-10% in the mixture, the mixture is molded by pressing, and the protective layer is made of a hydrophobizing mixture of rosin, paraffin and energy slag. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в гидрофобизующей смеси канифоль, парафин и энергетический шлак используют в соотношении 1-3:1-3:10-14 мас.ч. 2. The method according to claim 1, characterized in that in the hydrophobic mixture rosin, paraffin and energy slag are used in a ratio of 1-3: 1-3: 10-14 wt.h. 3. Способ по п.1 или 2, отличающийся тем, что термообработку компаунда осуществляют в течение 0,5-1,5 ч. 3. The method according to claim 1 or 2, characterized in that the heat treatment of the compound is carried out for 0.5-1.5 hours
RU93027026A 1993-05-31 1993-05-31 Method of treatment of liquid radioactive wastes RU2046410C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU93027026A RU2046410C1 (en) 1993-05-31 1993-05-31 Method of treatment of liquid radioactive wastes

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU93027026A RU2046410C1 (en) 1993-05-31 1993-05-31 Method of treatment of liquid radioactive wastes

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU93027026A RU93027026A (en) 1995-09-20
RU2046410C1 true RU2046410C1 (en) 1995-10-20

Family

ID=20141785

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU93027026A RU2046410C1 (en) 1993-05-31 1993-05-31 Method of treatment of liquid radioactive wastes

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2046410C1 (en)

Non-Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
1. Патент ФРГ N 2648263, кл. G 21F 9/16, 1976. (56) *
2. Авторское свидетельство СССР N 479306, кл. G 21F 9/16, 1972. *
3. Заявка ФРГ N 2726087, кл. B 03B 9/06,1977. *

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4483789A (en) Method for permanently storing radioactive ion exchanger resins
US5256338A (en) Solidifying materials for radioactive waste disposal, structures made of said materials for radioactive waste disposal and process for solidifying of radioactive wastes
CN104282353A (en) Geological cement for radioactive steam residual liquid solidifying and solidifying method thereof
US5457262A (en) Preparation of inorganic hardenable slurry and method for solidifying wastes with the same
US3723338A (en) Method of reducing the release of mobile contaminants from granular solids
JPS6120839B2 (en)
US4174293A (en) Process for disposal of aqueous solutions containing radioactive isotopes
CN1266268A (en) Glass-like body solidifying material for treating radioactive wastes and solidifying method
RU2046410C1 (en) Method of treatment of liquid radioactive wastes
RU2059309C1 (en) Method of processing of liquid radioactive waste
RU2059310C1 (en) Method of processing of liquid radioactive waste
FI129112B (en) Method for treating and solidifying liquid waste
JPS61176893A (en) Method of solidifying radioactive contaminated organic liquid waste
RU2059311C1 (en) Monolithic block for immobilization of liquid radioactive waste
KR20130042569A (en) Additive-containing aluminoborosilicate and process for producing the same
JP2993486B2 (en) Radioactive waste filling container and solidified radioactive waste
RU2589040C1 (en) Method of solidifying tritium-containing petroleum oil
JPS642240B2 (en)
Franz et al. Immobilization of sodium nitrate waste with polymers: Topical report
JP2525790B2 (en) Method for solidifying radioactive waste
JP2993485B2 (en) Solidification material for radioactive waste and method for solidifying radioactive waste
JPS61178698A (en) Method for curing water glass for radioactive waste treatment
KR20090080713A (en) Radioactive waste granulation method and processing device
JPS62267699A (en) Method of solidifying and processing radioactive waste
RU2131628C1 (en) Method for processing alkali-metal radioactive wastes