RU2046410C1 - Method of treatment of liquid radioactive wastes - Google Patents
Method of treatment of liquid radioactive wastes Download PDFInfo
- 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
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 12
- 239000010857 liquid radioactive waste Substances 0.000 title claims description 11
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 35
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 claims abstract description 28
- 239000012188 paraffin wax Substances 0.000 claims abstract description 10
- 239000002893 slag Substances 0.000 claims abstract description 10
- 239000011521 glass Substances 0.000 claims abstract description 9
- RSWGJHLUYNHPMX-UHFFFAOYSA-N Abietic-Saeure Natural products C12CCC(C(C)C)=CC2=CCC2C1(C)CCCC2(C)C(O)=O RSWGJHLUYNHPMX-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 7
- KHPCPRHQVVSZAH-HUOMCSJISA-N Rosin Natural products O(C/C=C/c1ccccc1)[C@H]1[C@H](O)[C@@H](O)[C@@H](O)[C@@H](CO)O1 KHPCPRHQVVSZAH-HUOMCSJISA-N 0.000 claims abstract description 7
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims abstract description 7
- KHPCPRHQVVSZAH-UHFFFAOYSA-N trans-cinnamyl beta-D-glucopyranoside Natural products OC1C(O)C(O)C(CO)OC1OCC=CC1=CC=CC=C1 KHPCPRHQVVSZAH-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 7
- 239000002699 waste material Substances 0.000 claims abstract description 5
- 238000003825 pressing Methods 0.000 claims abstract description 3
- 239000011241 protective layer Substances 0.000 claims description 7
- 239000011734 sodium Substances 0.000 claims description 7
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 claims description 6
- 239000011230 binding agent Substances 0.000 claims description 6
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 claims description 6
- 238000002156 mixing Methods 0.000 claims description 4
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 claims description 3
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 claims description 3
- 230000002209 hydrophobic effect Effects 0.000 claims description 3
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims description 2
- 238000000465 moulding Methods 0.000 claims description 2
- 239000000463 material Substances 0.000 abstract description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 2
- 238000007669 thermal treatment Methods 0.000 abstract 2
- CDBYLPFSWZWCQE-UHFFFAOYSA-L Sodium Carbonate Chemical compound [Na+].[Na+].[O-]C([O-])=O CDBYLPFSWZWCQE-UHFFFAOYSA-L 0.000 abstract 1
- 239000002775 capsule Substances 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 229920002313 fluoropolymer Polymers 0.000 description 8
- 239000004568 cement Substances 0.000 description 7
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 6
- 238000001035 drying Methods 0.000 description 6
- 239000000155 melt Substances 0.000 description 4
- 239000010426 asphalt Substances 0.000 description 3
- 238000002386 leaching Methods 0.000 description 3
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 2
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 2
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 description 2
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 2
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 2
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 description 2
- 238000003756 stirring Methods 0.000 description 2
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 2
- 229920001169 thermoplastic Polymers 0.000 description 2
- 239000004416 thermosoftening plastic Substances 0.000 description 2
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 description 1
- 239000004927 clay Substances 0.000 description 1
- 239000012141 concentrate Substances 0.000 description 1
- 238000005538 encapsulation Methods 0.000 description 1
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 239000005416 organic matter Substances 0.000 description 1
- 238000006116 polymerization reaction Methods 0.000 description 1
- 235000019353 potassium silicate Nutrition 0.000 description 1
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 239000005871 repellent Substances 0.000 description 1
- NTHWMYGWWRZVTN-UHFFFAOYSA-N sodium silicate Chemical compound [Na+].[Na+].[O-][Si]([O-])=O NTHWMYGWWRZVTN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000002900 solid radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 239000002910 solid waste Substances 0.000 description 1
- 238000007711 solidification Methods 0.000 description 1
- 230000008023 solidification Effects 0.000 description 1
Images
Landscapes
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Abstract
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
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
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)
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) |
-
1993
- 1993-05-31 RU RU93027026A patent/RU2046410C1/en active
Non-Patent Citations (3)
| 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 |