[go: up one dir, main page]

RU2089950C1 - Radioactive ion-exchange resin recovery method - Google Patents

Radioactive ion-exchange resin recovery method Download PDF

Info

Publication number
RU2089950C1
RU2089950C1 RU94044255A RU94044255A RU2089950C1 RU 2089950 C1 RU2089950 C1 RU 2089950C1 RU 94044255 A RU94044255 A RU 94044255A RU 94044255 A RU94044255 A RU 94044255A RU 2089950 C1 RU2089950 C1 RU 2089950C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
water
mixture
sodium hydroxide
ios
ion
Prior art date
Application number
RU94044255A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU94044255A (en
Inventor
В.И. Лебедев
Л.В. Шмаков
Ю.Н. Филимонцев
В.М. Тишков
С.В. Грибаненков
В.Н. Чватов
М.С. Олейник
В.Н. Панкратов
Original Assignee
Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина
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 Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина filed Critical Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина
Priority to RU94044255A priority Critical patent/RU2089950C1/en
Publication of RU94044255A publication Critical patent/RU94044255A/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2089950C1 publication Critical patent/RU2089950C1/en

Links

Images

Landscapes

  • Processing Of Solid Wastes (AREA)

Abstract

FIELD: radioactive waste recovery. SUBSTANCE: waste ion-exchange resins are treated with sodium hydroxide, mixed with water and crushed granular blast-furnace slag, and mixture obtained is hardened. Mass proportion of mixture (water: blast-furnace slag: sodium hydroxide) is 1:1.36:0.27-0.04, respectively. Dry ion-exchange resin content in mixture is not over 18 mass percent. EFFECT: high degree of hardened block filling with ion-exchange resins. 1 tbl

Description

Изобретение относится к технологии переработки радиоактивных отходов, в частности отходов ионообменных смол (ИОС). Известен способ переработки радиоактивных ИОС, включающий их смешение с водой и портландцементом и последующее отверждение смеси (Бонневи-Свендсен и др. Исследования по включению отработанных ИОС ядерного энергетического завода в битум и цемент. Доклад SM 207/78 на Международном симпозиуме по обращению с радиоактивными отходами ядерного цикла. Вена, 22 26 марта 1976 г.). Недостатком данного способа является невозможность получения прочных отвержденных продуктов со степенью наполнения более 8 10% (по сухой ИОС). The invention relates to a technology for the processing of radioactive waste, in particular waste of ion exchange resins (IOS). A known method of processing radioactive IOS, including mixing with water and Portland cement and subsequent curing of the mixture (Bonnevi-Svendsen and others. Studies on the inclusion of spent IOS of a nuclear power plant in bitumen and cement. Report SM 207/78 at the International Symposium on Radioactive Waste Management nuclear cycle, Vienna, March 22, 1976). The disadvantage of this method is the inability to obtain durable cured products with a degree of filling of more than 8 10% (dry IOS).

Прототипом предлагаемого технического решения является способ переработки радиоактивной ИОС, включающей ее предварительную обработку гидроксидом натрия с последующим смешением с водой и цементом и отверждение полученной смеси (US, патент N 4892685, G 21 F 9/16, 1990). Этот способ по технической сущности и достигаемому эффекту наиболее близок к изобретению. The prototype of the proposed technical solution is a method of processing radioactive IOS, including its preliminary treatment with sodium hydroxide, followed by mixing with water and cement and curing the mixture (US patent N 4892685, G 21 F 9/16, 1990). This method according to the technical nature and the achieved effect is closest to the invention.

Недостатком данного способа является невысокая степень наполнения отвержденных продуктов в основные марки цементов, составляющая не более 10-12% (по сухой ИОС). The disadvantage of this method is the low degree of filling of the cured products in the main brands of cements, comprising not more than 10-12% (by dry IOS).

Задача, решаемая изобретением, заключается в увеличении степени наполнения отвержденных продуктов по ИОС и сокращение затрат на связующее. The problem solved by the invention is to increase the degree of filling of the cured products on IOS and reduce the cost of the binder.

Сущность изобретения заключается в том, что в способе переработки радиоактивной ИОС, включающем предварительную обработку смолы гидроксидом натрия, смешение с водой и минеральным связующим и отверждение полученной смеси, в качестве минерального связующего используют измельченный гранулированный доменный шлак при массовом соотношении вода: доменный шлак: гидроксид натрия 1:1,36:0,27 0,04 соответственно, а содержание сухой ИОС в смеси не превышает 18% мас. The essence of the invention lies in the fact that in the method of processing radioactive IOS, including pretreatment of the resin with sodium hydroxide, mixing with water and a mineral binder and curing the resulting mixture, crushed granulated blast furnace slag is used as a mineral binder in a mass ratio of water: blast furnace slag: sodium hydroxide 1: 1.36: 0.27 0.04, respectively, and the dry IOS content in the mixture does not exceed 18% wt.

По сравнению с известными способами цементирования ИОС использование после предварительной обработки гидроксидом натрия вместо цемента доменного шлака при массовом соотношении вода: шлак: гидроксид натрия, равном 1 1,36 0,027 0,04, позволяет при снижении затрат на связующее повысить степень наполнения отвержденных продуктов по сухой ИОС в 1,8 раза без ухудшения механических свойств, что не следует явным образом из уровня техники (шлак по водовяжущим свойствам уступает цементу), т.е. соответствует критерию изобретательского уровня. Compared with the known methods of cementing IOS, the use of blast furnace slag instead of cement after pretreatment with sodium hydroxide at a weight ratio of water: slag: sodium hydroxide equal to 1 1.36 0.027 0.04 allows to increase the degree of filling of the cured products on dry basis while reducing the cost of the binder IOS is 1.8 times without deterioration of mechanical properties, which does not follow explicitly from the prior art (slag is inferior to cement in water-binding properties), i.e. meets the criterion of inventive step.

Способ осуществляется следующим образом. ИОС обрабатывают гидроксидом натрия (NaOH), переводя катиониты в Na+-форму, а аниониты в OH--форму. Затем добавляют воду и измельченный доменный гранулированный шлак и перемешивают до равномерного распределения ИОС в смеси. Соотношение воды, шлака и гидроокиси натрия поддерживают на уровне 1:1,36:0,027-0,04. После этого смесь отверждается в течение 28 сут. Степень наполнения отвержденных продуктов достигает 18% (по сухой ИОС) при сохранении водостойкости и прочности, достаточной для безопасной транспортировки (не менее 5 МПа).The method is as follows. IOS is treated with sodium hydroxide (NaOH), converting cation exchangers to the Na + form, and anion exchangers to OH - form. Then add water and crushed blast furnace granular slag and mix until uniform distribution of IOS in the mixture. The ratio of water, slag and sodium hydroxide is maintained at 1: 1.36: 0.027-0.04. After that, the mixture is cured within 28 days. The degree of filling of cured products reaches 18% (by dry IOS) while maintaining water resistance and strength sufficient for safe transportation (at least 5 MPa).

Примеры конкретного исполнения приведены ниже. Examples of specific performance are given below.

Пример 1. Смешанные ИОС были приготовлены из катионита КУ-2-8 чс в H+-форме (ГОСТ 13505-68) и анионита АВ-17-8 чс в OH--форме (ГОСТ 13504-68) в объемном соотношении 1:1. 47 г ИОС обрабатывали 8 г 50% раствора NaOH (ГОСТ 2263-79), а затем добавляли 92 г воды и 136 г молотого (измельченного) доменного гранулированного шлака (ТУ 21-20-61-95). После перемешивания в течение 5 мин для получения однородной массы смесь отверждали в течение 28 сут.Example 1. Mixed IOS were prepared from cation exchanger KU-2-8 hrs in the H + form (GOST 13505-68) and anion exchanger AB-17-8 hrs in the OH - form (GOST 13504-68) in a volume ratio of 1: 1. 47 g of IOS were treated with 8 g of a 50% NaOH solution (GOST 2263-79), and then 92 g of water and 136 g of ground (ground) blast furnace granulated slag (TU 21-20-61-95) were added. After stirring for 5 minutes to obtain a homogeneous mass, the mixture was cured for 28 days.

Примеры 2-5 отличаются от примера 1 соотношением компонентов (см. таблицу). Examples 2-5 differ from example 1 in the ratio of components (see table).

Примеры 6-8 (прототип) отличаются от примера 1 соотношением компонентов, а также тем, что вместо шлака используется портландцемент соответственно марки 400 в примере 6, марки 500 в примере 7 и марки 600 в примере 8. Examples 6-8 (prototype) differ from example 1 in the ratio of components, as well as in that instead of slag, Portland cement is used, respectively, of grade 400 in example 6, grade 500 in example 7 and grade 600 in example 8.

Из данных, приведенных в таблице, следует, что по прототипу обработка NaOH не позволяет включать в блоки более 11% ИОС (пример 7). В то же время обработка NaOH при шлаковании позволяет включить до 18% ИОС в отвержденные продукты (примеры 1-3). При использовании менее 0,027 мас.ч. NаOH не обеспечивается водостойкость (примеры 4 и 5). Необходимым и достаточным для достижения поставленной задачи является проведение обработки ИОС гидроксидом натрия и отверждение молотым гранулированным доменным шлаком при соотношении вода: шлак: гидроксид натрия равным 1:1,36:0,027-0,04, что обеспечивает повышение степени наполнения отвержденных продуктов до 18% (по сухой ИОС) с сохранением достаточной прочности и водостойкости. From the data given in the table, it follows that the prototype NaOH processing does not allow to include in the blocks more than 11% of the IOS (example 7). At the same time, NaOH treatment during slagging allows you to include up to 18% of IOS in the cured products (examples 1-3). When using less than 0.027 parts by weight NaOH is not water resistant (Examples 4 and 5). Necessary and sufficient to achieve this objective is the treatment of IOS with sodium hydroxide and curing with ground granular blast furnace slag at a ratio of water: slag: sodium hydroxide equal to 1: 1.36: 0.027-0.04, which provides an increase in the degree of filling of cured products up to 18% (by dry IOS) while maintaining sufficient strength and water resistance.

Положительный эффект от использования предлагаемого способа по сравнению с прототипом заключается в увеличении в 1,8 раза степени наполнения отвержденных продуктов при сокращении расхода связующего в 2 раза. Кроме того, важным является и экономический аспект, т.к. для переработки радиоактивных отходов используют промышленные отходы доменные шлаки, стоимость которых в 2 раза ниже, чем портландцемента. The positive effect of using the proposed method compared to the prototype is to increase by 1.8 times the degree of filling of the cured products while reducing the binder consumption by 2 times. In addition, the economic aspect is also important, as For the processing of radioactive waste using industrial waste blast furnace slag, the cost of which is 2 times lower than Portland cement.

Данный способ может осуществляться на том же оборудовании, что и цементирование ИОС, а связующее является крупномасштабным отходом металлургии (выход 40-60% к весу чугуна), т.е. является промышленно применимым. This method can be carried out on the same equipment as IOS cementing, and the binder is a large-scale waste of metallurgy (yield 40-60% by weight of cast iron), i.e. is industrially applicable.

Claims (1)

Способ переработки радиоактивных ионообменных смол, заключающийся в том, что смолы обрабатывают гидроксидом натрия, смешивают с водой и минеральным связующим и отверждают полученную смесь, отличающийся тем, что в качестве минерального связующего используют измельченный гранулированный доменный шлак, при смешивании массовое отношение вода доменный шлак гидроксид натрия составляет 1 1,36 0,027 0,04 соответственно, а содержание сухой ионообменной смолы в смеси не превышает 18 мас. A method of processing radioactive ion-exchange resins, which consists in treating the resins with sodium hydroxide, mixing them with water and a mineral binder, and curing the mixture, characterized in that crushed granulated blast furnace slag is used as a mineral binder, and the mass ratio water blast furnace slag sodium hydroxide is used is 1 1.36 0.027 0.04, respectively, and the dry ion exchange resin content in the mixture does not exceed 18 wt.
RU94044255A 1994-12-07 1994-12-07 Radioactive ion-exchange resin recovery method RU2089950C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU94044255A RU2089950C1 (en) 1994-12-07 1994-12-07 Radioactive ion-exchange resin recovery method

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU94044255A RU2089950C1 (en) 1994-12-07 1994-12-07 Radioactive ion-exchange resin recovery method

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU94044255A RU94044255A (en) 1996-10-20
RU2089950C1 true RU2089950C1 (en) 1997-09-10

Family

ID=20163210

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU94044255A RU2089950C1 (en) 1994-12-07 1994-12-07 Radioactive ion-exchange resin recovery method

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2089950C1 (en)

Cited By (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2140107C1 (en) * 1998-09-29 1999-10-20 Московское государственное предприятие - объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды (Мос. НПО. "Радон") Method of processing mixtures of cation-exchange and anion-exchange resins containing radioactive and toxic elements
RU2156511C1 (en) * 1999-03-18 2000-09-20 Закрытое акционерное общество Научно-исследовательский институт "ВНИИДРЕВ" Method for treatment of radioactive ion-exchange resins
RU2168227C1 (en) * 1999-10-22 2001-05-27 Московское государственное предприятие - объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды Device for thermal recovery of radioactive ion- exchange resins
RU2217825C2 (en) * 2001-08-27 2003-11-27 Государственное предприятие Научно-исследовательский технологический институт им. А.П. Александрова Method for inclusion of radioactive ion-exchange resins into portland cement binder
RU2253162C2 (en) * 2003-04-24 2005-05-27 ФГУП "Производственное объединение "Маяк" Method for localizing spent ion-exchange resins
RU2278429C2 (en) * 2004-07-01 2006-06-20 ФГУП "Производственное объединение "Маяк" Method for immobilizing spent ion-exchange resins
RU2352008C1 (en) * 2007-11-20 2009-04-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" Method of reprocessing radioactive ion-exchange resin
RU2353011C1 (en) * 2007-11-19 2009-04-20 Закрытое акционерное общество "ИНТРА" Method of radioactive ion-exchanging resins preparation for immobilisation into bulk structures
RU2381579C1 (en) * 2008-12-08 2010-02-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" Method of processing radioactive ion-exchange resins and industrial toxic liquid wastes
RU2735858C1 (en) * 2020-06-02 2020-11-09 Акционерное общество "Научно-исследовательское проектно-технологическое бюро "Онега" (АО "НИПТБ "Онега") Apparatus for drying radioactive ion-exchange resins

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
1. Патент США N 4834915, кл. G 21 F 9/16, 1989. 2. Патент США N 4892685, кл. G 21 F 9/16, 1990. *

Cited By (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2140107C1 (en) * 1998-09-29 1999-10-20 Московское государственное предприятие - объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды (Мос. НПО. "Радон") Method of processing mixtures of cation-exchange and anion-exchange resins containing radioactive and toxic elements
RU2156511C1 (en) * 1999-03-18 2000-09-20 Закрытое акционерное общество Научно-исследовательский институт "ВНИИДРЕВ" Method for treatment of radioactive ion-exchange resins
RU2168227C1 (en) * 1999-10-22 2001-05-27 Московское государственное предприятие - объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды Device for thermal recovery of radioactive ion- exchange resins
RU2217825C2 (en) * 2001-08-27 2003-11-27 Государственное предприятие Научно-исследовательский технологический институт им. А.П. Александрова Method for inclusion of radioactive ion-exchange resins into portland cement binder
RU2253162C2 (en) * 2003-04-24 2005-05-27 ФГУП "Производственное объединение "Маяк" Method for localizing spent ion-exchange resins
RU2278429C2 (en) * 2004-07-01 2006-06-20 ФГУП "Производственное объединение "Маяк" Method for immobilizing spent ion-exchange resins
RU2353011C1 (en) * 2007-11-19 2009-04-20 Закрытое акционерное общество "ИНТРА" Method of radioactive ion-exchanging resins preparation for immobilisation into bulk structures
RU2352008C1 (en) * 2007-11-20 2009-04-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" Method of reprocessing radioactive ion-exchange resin
RU2381579C1 (en) * 2008-12-08 2010-02-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" Method of processing radioactive ion-exchange resins and industrial toxic liquid wastes
RU2735858C1 (en) * 2020-06-02 2020-11-09 Акционерное общество "Научно-исследовательское проектно-технологическое бюро "Онега" (АО "НИПТБ "Онега") Apparatus for drying radioactive ion-exchange resins

Also Published As

Publication number Publication date
RU94044255A (en) 1996-10-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4530723A (en) Encapsulation of ion exchange resins
US3988258A (en) Radwaste disposal by incorporation in matrix
RU2089950C1 (en) Radioactive ion-exchange resin recovery method
CN105741899B (en) A kind of curing process additive, curing formula and the technique of radioactivity borate waste solution
EP2784039B1 (en) Cement curing formulation and method for high-level radioactive boron waste resins from nuclear reactor
KR910005930B1 (en) Encapsulation Method of Boric Acid Slurry
JP2801517B2 (en) Curable inorganic slurry and method for solidifying waste using the inorganic slurry
JP2513690B2 (en) Solidifying agent for radioactive waste
DE3215508C2 (en) Process for improving the radionuclide retention properties of solidification of radioactive waste
CN108298881A (en) A kind of geological cement and its application for curing Radioactive chemical sludge
CN110330297B (en) Sulphoaluminate cement-based curing material for curing low-level waste liquid in high-concentration boric acid and curing method thereof
TW202213386A (en) Method of preparing hardenable slurry from liquid waste of wet degradation of spent ion exchange resin, and use thereof to immobilize other wastes, and improved method of wet oxidation for spent ion exchange resin and organic waste
CN104759454B (en) Flyash curing stabilization method
DE69837747T2 (en) Process for solidifying boric acid and / or borate solutions
CN102208224A (en) Method for solidifying radioactive boron-containing residual distillate by sulphoaluminate cement
US6436025B1 (en) Co-solidification of low-level radioactive wet wastes produced from BWR nuclear power plants
CN110342866B (en) Nuclear power station radioactive raffinate cement solidified body and preparation method thereof
CN114242293A (en) Radioactive volume reduction treatment waste liquid solidification treatment method
RU2206933C2 (en) Method for introducing radioactive ion-exchange resins into fast-hardening cement
KR100304731B1 (en) Coagulation Methods and Coagulants for Boric Acid and / or Borate Solutions
JPH073475B2 (en) Method for solidifying radioactive waste
CN112250265A (en) Sludge curing agent, preparation method thereof and sludge curing and stabilizing treatment method
JPH0232600B2 (en) IONKOKANJUSHISUISEIEKIKONGOBUTSUOSEMENTOCHUNIFUNYUSURUHOHO
CN115159917B (en) Formula and method for curing and treating radioactive waste resin by cement
CN112408934B (en) Method for producing double-free brick by using Cr-containing electroplating sludge

Legal Events

Date Code Title Description
PD4A Correction of name of patent owner