[go: up one dir, main page]

RU2145451C1 - Method for immobilizing radioactive iodine in ceramic matrix - Google Patents

Method for immobilizing radioactive iodine in ceramic matrix Download PDF

Info

Publication number
RU2145451C1
RU2145451C1 RU97116857A RU97116857A RU2145451C1 RU 2145451 C1 RU2145451 C1 RU 2145451C1 RU 97116857 A RU97116857 A RU 97116857A RU 97116857 A RU97116857 A RU 97116857A RU 2145451 C1 RU2145451 C1 RU 2145451C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
iodine
ceramic matrix
zeolite
radioactive iodine
days
Prior art date
Application number
RU97116857A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU97116857A (en
Inventor
В.А. Суворова
В.Н. Зырянов
А.Р. Котельников
Original Assignee
Институт экспериментальной минералогии РАН
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 Институт экспериментальной минералогии РАН filed Critical Институт экспериментальной минералогии РАН
Priority to RU97116857A priority Critical patent/RU2145451C1/en
Publication of RU97116857A publication Critical patent/RU97116857A/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2145451C1 publication Critical patent/RU2145451C1/en

Links

Landscapes

  • Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)

Abstract

FIELD: recovery and disposal of radioactive wastes in nuclear industry and nuclear power engineering. SUBSTANCE: iodine extracted from waste gas and dust is immobilized for its reliable storage. Immobilizing method involves iodine extraction from radioactive wastes by chemical adsorption on zeolite NaX or its newly prepared metal-substituted forms, drying-out of material obtained, its rubbing to powder state, dehydration, and hot molding in 0.3-1% water environment at 500-1000 C and 0.5-1.5 kbars for 3-6 days. EFFECT: improved environmental friendliness due to simplified procedure.

Description

Изобретение относится к области переработки и захоронения высокорадиоактивных отходов и может быть использовано в ядерной промышленности и энергетике для фиксации в устойчивой твердой фазе радиоактивного иода. The invention relates to the field of processing and disposal of highly radioactive waste and can be used in the nuclear industry and energy for fixing in a stable solid phase of radioactive iodine.

Известен способ удерживания радиоактивного иода, включающий перевод его в иодид свинца и последующее спекание с эпоксидной смолой (Калинин Н.Н., Елизарова А.Н."Исследование выщелачивания иода из композиций на основе эпоксидной смолы и иодида свинца". - Радиохимия, 1998, т.3, N 4, стр. 107-111). A known method of retaining radioactive iodine, including its transfer into lead iodide and subsequent sintering with epoxy resin (Kalinin NN, Elizarova AN "Study of the leaching of iodine from compositions based on epoxy resin and lead iodide." - Radiochemistry, 1998, t.3, N 4, p. 107-111).

Недостатками данного способа являются усложнение технологического процесса за счет предварительного перевода иода в иодид свинца, а также низкая прочность полимерного материала в условиях долговременного захоронения. The disadvantages of this method are the complexity of the process due to the preliminary transfer of iodine to lead iodide, as well as the low strength of the polymer material under long-term burial conditions.

Известен способ иммобилизации радиоактивного иода в керамическую матрицу (пат. США N 4229317, по кл МКИ G 21 F 9/16 1981 г.), включающий предварительный перевод радиоактивного иода в иодиды или иодаты щелочных металлов и добавление последних к раствору оксидов алюминия, кремния и щелочных металлов в стехиометрическом соотношении. Компоненты перемешивали в течении 16 ч до гомогенности, высушивали до получения порошка и прессовали под давлением 69-127 бар и температуре 800-1100oC до образования иодсодержащего алюмосиликата (иод-содалита).A known method of immobilization of radioactive iodine in a ceramic matrix (US Pat. US N 4229317, according to MKI G 21 F 9/16 1981), including the preliminary conversion of radioactive iodine into iodides or iodates of alkali metals and adding the latter to the solution of aluminum, silicon and alkali metals in a stoichiometric ratio. The components were mixed for 16 hours until homogeneous, dried to obtain a powder and pressed at a pressure of 69-127 bar and a temperature of 800-1100 o C to form an iodine-containing aluminosilicate (iodine-sodalite).

Однако этот способ достаточно трудоемок из-за многостадийности и необходимости приготовления в процессе иммобилизации ряда малоустойчивых реагентов, например, коллоидного кремния. However, this method is quite time-consuming due to the multi-stage nature and the need to prepare in the process of immobilization a number of unstable reagents, for example, colloidal silicon.

Способ, описанный в патенте США 4661291, хотя и наиболее близок к предлагаемому нами по числу совпадающих операций, однако из-за отличий в условиях их проведения (адсорбций только на Ag-замещенных цеолитах, горячее прессование в присутствии более чем 5% воды при относительно низких и широких интервалах температур и давлении) не позволяет решить поставленную задачу - керамизацию отходов как наиболее оптимальный способ их захоронения. Он, как и способ, описанный в ЕП 0379895, G 21 F 9/02, 1990, основан на использовании цеолита только как адсорбента иода. Однако параметры опытов по проведению фиксации сорбента иода по патенту США не соответствуют условиям получения плотной и низко пористой керамической матрицы. The method described in US patent 4661291, although it is closest to our proposed in the number of matching operations, however, due to differences in the conditions of their implementation (adsorption only on Ag-substituted zeolites, hot pressing in the presence of more than 5% water at relatively low and wide temperature and pressure ranges) does not allow us to solve the problem - the ceramicization of waste as the most optimal way of their disposal. He, like the method described in EP 0379895, G 21 F 9/02, 1990, is based on the use of zeolite only as an iodine adsorbent. However, the parameters of experiments on the fixation of the sorbent of iodine according to the US patent do not meet the conditions for obtaining a dense and low porous ceramic matrix.

Требуются именно те высокие параметры, которые патентуются нами. Способ, описанный в патенте 4661291, обеспечивает скорее компактирование сорбента и, таким образом, его удерживание, но не содержит гарантии удерживания радионуклида иода, которая характеризуется согласно требованиям МАГАТЭ скоростью выщелачивания - количеством вещества, теряемого с единицы поверхности в единицу времени. It is precisely those high parameters that are patented by us. The method described in patent 4661291, rather provides compaction of the sorbent and, therefore, its retention, but does not guarantee the retention of iodine radionuclide, which is characterized according to IAEA requirements by the leaching rate - the amount of substance lost from a surface unit per unit time.

Предлагаемое изобретение решает задачу повышения сохранности окружающей среды путем упрощения технологии иммобилизации иода, извлеченного из пылегазовых отходов ядерного производства, для его дальнейшего надежного захоронения. The present invention solves the problem of improving the preservation of the environment by simplifying the technology of immobilization of iodine extracted from dust and gas waste from nuclear production, for its further reliable disposal.

Поставленная задача решается тем, что в известном способе иммобилизации радиоактивного иода в керамическую матрицу, включающем извлечение иода и горячее прессование шихты, новым является то, что извлечение иода из радиоактивных отходов осуществляют методом химической адсорбции на цеолите NaX или его свежеприготовленных металлзамещенных формах, полученный материал высушивают, растирают до пудры, дегидратируют и осуществляют горячее прессование в присутствии 0,3 - 1% воды при температуре 500 - 1000oC и давлении 0,5 - 1,5 кбар в течение 3-5 суток.The problem is solved in that in the known method of immobilizing radioactive iodine in a ceramic matrix, including extracting iodine and hot pressing the mixture, it is new that the extraction of iodine from radioactive waste is carried out by chemical adsorption on zeolite NaX or its freshly prepared metal-substituted forms, the resulting material is dried , triturated to powder, dehydrated and hot pressed in the presence of 0.3 - 1% water at a temperature of 500 - 1000 o C and a pressure of 0.5 - 1.5 kbar for 3-5 days.

Пример 1. 0,326 г. цеолита NaX засыпали в ионнообменную колонку, сквозь которую пропускали поток воздуха, насыщенный парами иода. После чего цеолит высушили, растерли до пудры, дегитратировали при 300oC до постоянного веса и плотно запрессовали в платиновую ампулу, добавив 1 вес.% воды. Ампулу заварили и поместили в реактор установки высокого давления при 500oC и обжимающем давлении 1000 бар в течение 5 суток. Полученная керамика представляла собой иод-содалит с плотностью 2,34 г/см3 и пористостью 8%. Скорость выщелачивания иода на 22-е сутки составляла 1,8 г/м2 •сутки.Example 1. 0.326 g of zeolite NaX was poured into an ion-exchange column through which a stream of air saturated with iodine vapor was passed. After that, the zeolite was dried, ground to powder, degraded at 300 o C to constant weight and tightly pressed into a platinum ampoule, adding 1 wt.% Water. The ampoule was brewed and placed in a reactor of a high-pressure apparatus at 500 ° C and a compression pressure of 1000 bar for 5 days. The resulting ceramic was iodine-sodalite with a density of 2.34 g / cm 3 and porosity of 8%. The iodine leaching rate on the 22nd day was 1.8 g / m 2 • day.

Пример 2. То же, что и в примере один, только сквозь ионнообменную колонку пропускали водный раствор, содержащий иод в форме иодида. Горячее прессование проводили в присутствии 0,3% воды при 1000oC и обжимающем давлении 500 бар в течение 3 суток. Полученная керамика представляла собой иод-содалит с плотностью 2,45 г/см3 и пористостью 8% Скорость выщелачивания иода на 22-е сутки составляла 1,9 г/м2•сутки.Example 2. The same as in example one, only through an ion-exchange column was passed an aqueous solution containing iodine in the form of an iodide. Hot pressing was carried out in the presence of 0.3% water at 1000 ° C. and a compression pressure of 500 bar for 3 days. The obtained ceramic was iodine-sodalite with a density of 2.45 g / cm 3 and porosity of 8%. The rate of leaching of iodine on the 22nd day was 1.9 g / m 2 • day.

Пример 3. То же, что и в примере один, только ионнообменную колонку заполняли свежевосстановленным медьзамещенным цеолитом NaX. Example 3. The same as in example one, only the ion exchange column was filled with freshly restored copper-substituted zeolite NaX.

Полученная керамика представляла собой смесь иодида меди, окиси меди и андалузита - аналога природного андалузита и имела фазово-химическое соответствие с породой, в которую ее можно захоронить. Плотность полученной керамики 2,62 г/см3, пористость 0,5%. Скорость выщелачивания иода на 36-е сутки составляла 0,93 г/м2•сутки, что в 4 раза меньше, чем у иод-содалита, синтезированного по прототипу.The resulting ceramics was a mixture of copper iodide, copper oxide and andalusite - an analogue of natural andalusite and had a phase-chemical correspondence with the rock into which it could be buried. The density of the obtained ceramics is 2.62 g / cm 3 , the porosity is 0.5%. The iodine leaching rate on the 36th day was 0.93 g / m 2 • day, which is 4 times less than that of the sodalite iodine synthesized according to the prototype.

Пример 4. То же, что и в примере 1, только ионнообменную колонку заполняли свежевосстановленным свинецзамещенным цеолитом NaX. Полученная керамика представляла собой смесь иодида свинца, окиси свинца и андалузита - аналога природного андалузита и имела фазово-химическое соответствие с породой, в которую ее можно захоронить. Плотность полученной керамики 2,82 г/см3, пористость 0,95%. Скорость выщелачивания иода на 36-е сутки составляла 1,03 г/м2•сутки, что в 3 раза меньше чем у иод-содалита, синтезированного по прототипу.Example 4. The same as in example 1, only the ion exchange column was filled with freshly reduced lead-substituted zeolite NaX. The resulting ceramics was a mixture of lead iodide, lead oxide and andalusite - an analogue of natural andalusite and had a phase-chemical correspondence with the rock into which it could be buried. The density of the obtained ceramics is 2.82 g / cm 3 , the porosity is 0.95%. The iodine leaching rate on the 36th day was 1.03 g / m 2 • day, which is 3 times lower than that of the iodine-sodalite synthesized according to the prototype.

Claims (1)

Способ иммобилизации радиоактивного иода в керамическую матрицу, включающий извлечение иода из радиоактивных отходов методом химической адсорбции на цеолите с последующим измельчением и горячим прессованием в присутствии воды, отличающийся тем, что в качестве цеолита берут только цеолит NaX или его свежеприготовленную металлзамещенную форму, полученный материал высушивают, измельчение проводят растиранием его до пудры, которую затем дегидратируют, а горячее прессование проводят в присутствии 0,3 - 1% воды при 500 - 1000oС и 0,5 - 1,5 кбар в течение 3 - 5 суток.A method of immobilizing radioactive iodine in a ceramic matrix, including the extraction of iodine from radioactive waste by chemical adsorption on a zeolite, followed by grinding and hot pressing in the presence of water, characterized in that only NaX zeolite is taken as zeolite or its freshly prepared metal-substituted form is dried, the material obtained is dried, grinding is carried out by grinding it to powder, which is then dehydrated, and hot pressing is carried out in the presence of 0.3 - 1% water at 500 - 1000 o C and 0.5 - 1.5 kbar for 3 to 5 days.
RU97116857A 1997-10-09 1997-10-09 Method for immobilizing radioactive iodine in ceramic matrix RU2145451C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU97116857A RU2145451C1 (en) 1997-10-09 1997-10-09 Method for immobilizing radioactive iodine in ceramic matrix

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU97116857A RU2145451C1 (en) 1997-10-09 1997-10-09 Method for immobilizing radioactive iodine in ceramic matrix

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU97116857A RU97116857A (en) 1999-07-20
RU2145451C1 true RU2145451C1 (en) 2000-02-10

Family

ID=20197928

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU97116857A RU2145451C1 (en) 1997-10-09 1997-10-09 Method for immobilizing radioactive iodine in ceramic matrix

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2145451C1 (en)

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4229317A (en) * 1978-12-04 1980-10-21 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Method for immobilizing radioactive iodine
US4661291A (en) * 1984-09-25 1987-04-28 Mitsui Engineering & Shipbuilding Co., Ltd. Method for fixation of incinerator ash or iodine sorbent
US4913850A (en) * 1988-03-16 1990-04-03 Bayer Aktiengesellschaft Process for the removal of iodine and organic iodine compounds from gases and vapors using silver-containing zeolite of the faujasite type
EP0379895A1 (en) * 1989-01-21 1990-08-01 Bayer Ag Process for removal of iodine and iodine compounds from hydrogen containing gases and vapours
RU2035975C1 (en) * 1989-01-21 1995-05-27 Байер Аг Method for purification of oxygen-containing gases against iodine impurities and sorbent for its realization

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4229317A (en) * 1978-12-04 1980-10-21 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Method for immobilizing radioactive iodine
US4661291A (en) * 1984-09-25 1987-04-28 Mitsui Engineering & Shipbuilding Co., Ltd. Method for fixation of incinerator ash or iodine sorbent
US4913850A (en) * 1988-03-16 1990-04-03 Bayer Aktiengesellschaft Process for the removal of iodine and organic iodine compounds from gases and vapors using silver-containing zeolite of the faujasite type
EP0379895A1 (en) * 1989-01-21 1990-08-01 Bayer Ag Process for removal of iodine and iodine compounds from hydrogen containing gases and vapours
RU2035975C1 (en) * 1989-01-21 1995-05-27 Байер Аг Method for purification of oxygen-containing gases against iodine impurities and sorbent for its realization

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Couture Steam rapidly reduces the swelling capacity of bentonite
Yanagisawa et al. Immobilization of cesium into pollucite structure by hydrothermal hot-pressing
US4229317A (en) Method for immobilizing radioactive iodine
Daimon et al. Morphological study on hydration of tricalcium silicate
RU2145451C1 (en) Method for immobilizing radioactive iodine in ceramic matrix
Yamasaki et al. Immobilization of radioactive wastes in hydrothermal synthetic rock: Lithification of silica powder
JPH06138298A (en) Manufacture of sintered solidified body containing cesium and/or strontium being radioisotope and method for using it as large-scale ri battery through processing
Collepardi et al. Low pressure steam curing of compacted lime-pozzolana mixtures
Jing et al. Hydrothermal synthesis of pollucite with soil and incineration ash for Cs immobilization and its immobilizing mechanism and leaching property
Chen et al. Cold reaction sintering of geopolymers for enhanced Cs+ immobilization: Synthesis, characterization, and leaching behavior
US5875407A (en) Method for synthesizing pollucite from chabazite and cesium chloride
RU2197763C1 (en) Method for solidifying liquid radioactive wastes and ceramic material used for the purpose
RU2165110C2 (en) Ceramic sponge for concentration and hardening of liquid extrahazardous waste and method for its production
RU2068208C1 (en) Method for recovering radioactive ion-exchange resins
RU2428758C1 (en) Processing method of liquid radioactive waste of low level
Luca et al. The immobilization of cesium and strontium in ceramic materials derived from tungstate sorbents
Shrivastava et al. Sr2+ Sorption and leach rate studies on synthetic calcium silicate hydroxy hydrate
RU2127920C1 (en) Method for treating very toxic inorganic wastes
RU2257627C2 (en) Method for treatment of caustic soda wastes to produce nepheline
Varshney et al. Radiation stability of some thermally stable inorganic ion exchangers
CN108470594B (en) Method for dropwise preparing simulated pollucite source core
RU2439726C1 (en) Method to immobilise radioactive wastes in mineral-like matrix
Lan et al. Synthesis of a new microporous indium sulphide and its capabilities to the separation of strontium
Yanagisawa et al. Leachability of waste form containing cesium produced by hydrothermal hot-pressing
Sugiyama et al. Sorption of radionuclides onto cement materials altered by hydrothermal reaction

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20091010