RU2124768C1 - Method for decontaminating solid phase of heterogeneous radioactive wastes - Google Patents
Method for decontaminating solid phase of heterogeneous radioactive wastes Download PDFInfo
- Publication number
- RU2124768C1 RU2124768C1 RU96105293A RU96105293A RU2124768C1 RU 2124768 C1 RU2124768 C1 RU 2124768C1 RU 96105293 A RU96105293 A RU 96105293A RU 96105293 A RU96105293 A RU 96105293A RU 2124768 C1 RU2124768 C1 RU 2124768C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- solid phase
- nitric acid
- solution
- heterogeneous
- radioactive wastes
- Prior art date
Links
- 239000007790 solid phase Substances 0.000 title claims abstract description 34
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 title claims abstract description 15
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 26
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 17
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 claims abstract description 17
- MHAJPDPJQMAIIY-UHFFFAOYSA-N Hydrogen peroxide Chemical compound OO MHAJPDPJQMAIIY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 11
- XSQUKJJJFZCRTK-UHFFFAOYSA-N Urea Chemical compound NC(N)=O XSQUKJJJFZCRTK-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 8
- 239000004202 carbamide Substances 0.000 claims description 8
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 claims description 4
- 230000003993 interaction Effects 0.000 claims description 3
- 238000005202 decontamination Methods 0.000 abstract description 15
- 230000003588 decontaminative effect Effects 0.000 abstract description 14
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 abstract description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 2
- 239000002900 solid radioactive waste Substances 0.000 abstract description 2
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 1
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 abstract 1
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 abstract 1
- 238000011084 recovery Methods 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- AQLJVWUFPCUVLO-UHFFFAOYSA-N urea hydrogen peroxide Chemical compound OO.NC(N)=O AQLJVWUFPCUVLO-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 1
- KRHYYFGTRYWZRS-UHFFFAOYSA-N Fluorane Chemical compound F KRHYYFGTRYWZRS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 5
- OYEHPCDNVJXUIW-FTXFMUIASA-N 239Pu Chemical compound [239Pu] OYEHPCDNVJXUIW-FTXFMUIASA-N 0.000 description 3
- CIOAGBVUUVVLOB-NJFSPNSNSA-N Strontium-90 Chemical compound [90Sr] CIOAGBVUUVVLOB-NJFSPNSNSA-N 0.000 description 3
- TVFDJXOCXUVLDH-RNFDNDRNSA-N cesium-137 Chemical compound [137Cs] TVFDJXOCXUVLDH-RNFDNDRNSA-N 0.000 description 3
- 238000004090 dissolution Methods 0.000 description 3
- 238000003756 stirring Methods 0.000 description 3
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 2
- 229910052792 caesium Inorganic materials 0.000 description 2
- TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N caesium atom Chemical compound [Cs] TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 2
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 2
- 230000009849 deactivation Effects 0.000 description 2
- 230000007062 hydrolysis Effects 0.000 description 2
- 238000006460 hydrolysis reaction Methods 0.000 description 2
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-M hydroxide Chemical compound [OH-] XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 2
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 2
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000008929 regeneration Effects 0.000 description 2
- 238000011069 regeneration method Methods 0.000 description 2
- 229910052712 strontium Inorganic materials 0.000 description 2
- CIOAGBVUUVVLOB-UHFFFAOYSA-N strontium atom Chemical compound [Sr] CIOAGBVUUVVLOB-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- KRHYYFGTRYWZRS-UHFFFAOYSA-M Fluoride anion Chemical compound [F-] KRHYYFGTRYWZRS-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 1
- XUIMIQQOPSSXEZ-UHFFFAOYSA-N Silicon Chemical compound [Si] XUIMIQQOPSSXEZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000002378 acidificating effect Effects 0.000 description 1
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 description 1
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 239000003153 chemical reaction reagent Substances 0.000 description 1
- 239000008139 complexing agent Substances 0.000 description 1
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 1
- 239000012153 distilled water Substances 0.000 description 1
- 238000003912 environmental pollution Methods 0.000 description 1
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 1
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 1
- 239000011521 glass Substances 0.000 description 1
- 230000004807 localization Effects 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 description 1
- 239000000178 monomer Substances 0.000 description 1
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 1
- 229910052710 silicon Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010703 silicon Substances 0.000 description 1
- 238000001179 sorption measurement Methods 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Images
Landscapes
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области обработки твердых радиоактивных отходов), образующихся при регенерации облученного ядерного топлива, а именно к способам дезактивации твердой фазы гетерогенных радиоактивных отходов. The invention relates to the field of treatment of solid radioactive waste) generated during the regeneration of irradiated nuclear fuel, and in particular to methods for decontamination of the solid phase of heterogeneous radioactive waste.
Известен способ дезактивации твердой фазы гетерогенных радиоактивных отходов в растворе азотной кислоты (Переработка топлива энергетических реакторов. Под редакцией В.Б. Шевченко.- М.: Атомиздат, 1972, с. 158). A known method of decontamination of the solid phase of heterogeneous radioactive waste in a solution of nitric acid (Fuel processing of power reactors. Edited by VB Shevchenko.- M .: Atomizdat, 1972, S. 158).
Недостатком известного способа является малая степень дезактивации твердой фазы гетерогенных радиоактивных отходов от долгоживущих нуклидов: плутония, стронция, цезия. The disadvantage of this method is the small degree of decontamination of the solid phase of heterogeneous radioactive waste from long-lived nuclides: plutonium, strontium, cesium.
Более эффективным способом дезактивации, частично исключающим указанные недостатки, является обработка твердой фазы гетерогенных радиоактивных отходов раствором, содержащим 3,5 моль/л азотной кислоты и 1,5 моль/л фтористоводородной кислоты (А.Д.Зимон. Дезактивация.- М.: Атомиздат, 1975, с . 145). A more effective method of decontamination, partially eliminating these disadvantages, is the treatment of the solid phase of heterogeneous radioactive waste with a solution containing 3.5 mol / l of nitric acid and 1.5 mol / l of hydrofluoric acid (A.D. Zimon. Decontamination.- M .: Atomizdat, 1975, p. 145).
По последнему способу, принятому за прототип, так же как и по способу-аналогу, не достигаются достаточно высокие показатели дезактивации твердой фазы от долгоживущих нуклидов. In the latter method, adopted as a prototype, as well as in the analogue method, sufficiently high decontamination rates of the solid phase from long-lived nuclides are not achieved.
Кроме того, известный способ отличает высокая коррозионная опасность компонентов дезактивирующего раствора при обработке твердой фазы непосредственно в емкостях-хранилищах гетерогенных радиоактивных отходов, т.к. при многократной обработке твердей фазы по известному способу возможны нарушение герметичности емкостей-хранилищ и загрязнение окружающей среды. Использование такого сильного комплексообразователя как фторид-ион значительно усложняет дальнейшую переработку отработавших растворов. In addition, the known method is distinguished by a high corrosion hazard of the components of the decontamination solution during the processing of the solid phase directly in storage tanks of heterogeneous radioactive waste, because when repeatedly processing the solid phase by a known method, a violation of the tightness of storage tanks and environmental pollution are possible. The use of such a strong complexing agent as fluoride ion significantly complicates the further processing of spent solutions.
Целью изобретения является повышение степени дезактивации твердой фазы гетерогенных отходов от долгоживущих нуклидов: плутония-239, стронция-90 и цезия-137. The aim of the invention is to increase the degree of decontamination of the solid phase of heterogeneous waste from long-lived nuclides: plutonium-239, strontium-90 and cesium-137.
Указанная цель достигается тем, что предложен способ, включающий обработку твердой фазы гетерогенных радиоактивных отходов раствором азотной кислоты, который, согласно изобретению, отличается тем, что в реакционный объем после обработки твердой фазы вводят растворы пероксида водорода и мочевины, продолжая обработку при концентрации азотной кислоты в растворе 0,01-0,2 моль/л. This goal is achieved by the fact that the proposed method involves treating the solid phase of heterogeneous radioactive waste with a solution of nitric acid, which, according to the invention, is characterized in that after the treatment of the solid phase, solutions of hydrogen peroxide and urea are introduced into the reaction volume, continuing processing at a concentration of nitric acid in a solution of 0.01-0.2 mol / L.
Увеличение степени дезактивации от долгоживущих нуклидов обусловлено образованием аддуктов с участием молекул мочевины и полимеризованных соединений плутония, стронция, цезия, входящих в состав "застаревших" гидроксидных гетерогенных радиоактивных отходов. Взаимодействие происходит непосредственно в твердой фазе с высвобождением растворимых мономеров при концентрации азотной кислоты в растворе 0,01 - 0,2 моль/л. The increase in the degree of deactivation from long-lived nuclides is due to the formation of adducts with the participation of urea molecules and polymerized compounds of plutonium, strontium, cesium, which are part of the "obsolete" hydroxide heterogeneous radioactive waste. The interaction occurs directly in the solid phase with the release of soluble monomers at a concentration of nitric acid in a solution of 0.01 - 0.2 mol / L.
Введение раствора пероксида водорода обеспечивает повышение скорости растворения продуктов взаимодействия мочевины и компонентов твердой фазы отходов. Увеличение концентрации азотной кислоты более 0,2 моль/л приводит к повышению скорости гидролиза мочевины и соответственно снижает эффект дезактивации твердой фазы. При концентрации азотной кислоты менее 0,01 моль/л протекает процесс вторичной сорбции нуклидов, на свежеобразующихся частицах твердой фазы, в результате гидролиза стабильных металлов. The introduction of a solution of hydrogen peroxide provides an increase in the dissolution rate of the products of the interaction of urea and the components of the solid phase of the waste. An increase in the concentration of nitric acid over 0.2 mol / L leads to an increase in the rate of hydrolysis of urea and, accordingly, reduces the effect of decontamination of the solid phase. When the concentration of nitric acid is less than 0.01 mol / L, the process of secondary sorption of nuclides proceeds on freshly formed particles of the solid phase as a result of hydrolysis of stable metals.
Примеры. В лабораторных условиях проводили испытания предлагаемого и известного способов дезактивации твердой фазы гетерогенных радиоактивных отходов. При выполнении примеров использовали производственные образцы твердой фазы "застаревших" гидроксидных гетерогенных радиоактивных отходов из приповерхностных емкостей-хранилищ. Examples. In laboratory conditions, tested the proposed and known methods of decontamination of the solid phase of heterogeneous radioactive waste. In carrying out the examples, solid-state production samples of "obsolete" hydroxide heterogeneous radioactive wastes from near-surface storage tanks were used.
Исходная твердая фаза имела состав:
Плутоний-239 ГБк/л - 8,3
Стронций-90 ГБк/л - 74,0
Цезий-137 ГБк/л - 25,3
Уран моль/л - 0,44
Кремний моль/л - 0,35
Алюминий моль/л - 0,26
Обработку твердой фазы по известному способу проводили растворами состава, моль/л:
Азотная кислота - 3,5
Фтористоводородная кислота - 1,5
Обработку твердой фазы по предлагаемому способу на первом этапе проводили 1,0 моль/л раствором азотной кислоты до е остаточной концентрации не менее 0,4 моль/л, снижение концентрации азотной кислоты обусловлено частичным растворением образца твердой фазы. На втором этапе в реакционный объем вводили 9,4 моль/л раствор пероксида водорода, 5,0 моль/л раствор мочевины, разбавляли водой до требуемой концентрации азотной кислоты и продолжали обработку твердой фазы.The initial solid phase had the composition:
Plutonium-239 GBq / L - 8.3
Strontium-90 GBq / L - 74.0
Cesium-137 GBq / L - 25.3
Uranium mol / L - 0.44
Silicon mol / L - 0.35
Aluminum mol / L - 0.26
The processing of the solid phase by a known method was carried out with solutions of the composition, mol / l:
Nitric acid - 3.5
Hydrofluoric acid - 1.5
The processing of the solid phase according to the proposed method at the first stage was carried out with 1.0 mol / L nitric acid solution up to a residual concentration of at least 0.4 mol / L, the decrease in the concentration of nitric acid is due to the partial dissolution of the solid phase sample. At the second stage, a 9.4 mol / L hydrogen peroxide solution, a 5.0 mol / L urea solution were introduced into the reaction volume, diluted with water to the required concentration of nitric acid, and the solid phase was continued.
Исходный объем образцов уплотненной твердой фазы в каждом примере составлял 10 мл. Исходный объем раствора при выполнении примера по известному способу составлял 30 мл, продолжительность обработки при перемешивании 4 ч. По предлагаемому способу исходный объем раствора азотной кислоты составлял 10,0 - 10,5 мл, продолжительность обработки при перемешивании 1 ч. Далее в реакционный объем вводили требуемое количество пероксида водорода, мочевины, дистиллированную воду до объема 30 мл и продолжали обработку при перемешивании 3 ч. The initial volume of samples of the compacted solid phase in each example was 10 ml. The initial volume of the solution when performing the example according to the known method was 30 ml, the processing time with stirring was 4 hours. According to the proposed method, the initial volume of the solution of nitric acid was 10.0 - 10.5 ml, the processing time with stirring was 1 hour. Then, the reaction volume was introduced the required amount of hydrogen peroxide, urea, distilled water to a volume of 30 ml and processing continued with stirring for 3 hours
Температура растворов при обработке образцов твердой фазы по известному и предлагаемому способам 19±1oC.The temperature of the solutions when processing samples of the solid phase according to the known and proposed methods of 19 ± 1 o C.
Обработку образцов твердой фазы проводили в мерных стеклянных цилиндрах. Результаты примеров представлены в таблице. The processing of samples of the solid phase was carried out in measuring glass cylinders. The results of the examples are presented in the table.
По результатам выполнения примеров по заявляемому и известному способам можно сделать вывод, что использование пероксида водорода и мочевины в слабокислой среде более эффективно в качестве дезактивирующего раствора, чем раствора азотной и фтористоводородной кислот. За один цикл дезактивации твердой фазы по заявляемому способу в оптимальных условиях (опыт 3) степень дезактивации составила, %:
Плутоний-239 - 44,6
Стронций-90 - 66,5
Цезий-137 - 64,8
По известному способу степень дезактивации долгоживущих нуклидов, в равноценных условиях проведения обработки твердой фазы в 2 раза ниже, чем по заявляемому способу.According to the results of the examples of the claimed and known methods, it can be concluded that the use of hydrogen peroxide and urea in a slightly acidic environment is more effective as a decontaminating solution than a solution of nitric and hydrofluoric acids. For one cycle of solid phase decontamination according to the claimed method under optimal conditions (experiment 3), the degree of decontamination was,%:
Plutonium 239 - 44.6
Strontium-90 - 66.5
Cesium-137 - 64.8
According to the known method, the degree of deactivation of long-lived nuclides, in equivalent conditions for processing the solid phase is 2 times lower than by the claimed method.
Также по заявляемому способу обеспечивается более высокая степень растворения твердой фазы гетерогенных радиоактивных отходов. Also, the claimed method provides a higher degree of dissolution of the solid phase of heterogeneous radioactive waste.
Предлагаемый способ может быть использован для дезактивации практически любого вида отходов, образующихся при регенерации облученного ядерного топлива, за счет применения дешевых реагентов обеспечивает коррозионную безопасность процесса дезактивации при обработке отходов в емкостях-хранилищах. Дезактивация тв рдой фазы отходов по настоящему способу позволяет повысить безопасность хранения радиоактивных отходов за счет извлечения и локализации долгоживущих нуклидов. The proposed method can be used to decontaminate almost any type of waste generated during the regeneration of irradiated nuclear fuel, through the use of cheap reagents, it ensures the corrosion safety of the decontamination process when processing waste in storage tanks. The decontamination of the solid phase of the waste according to the present method improves the safety of storage of radioactive waste due to the extraction and localization of long-lived nuclides.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU96105293A RU2124768C1 (en) | 1996-03-19 | 1996-03-19 | Method for decontaminating solid phase of heterogeneous radioactive wastes |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU96105293A RU2124768C1 (en) | 1996-03-19 | 1996-03-19 | Method for decontaminating solid phase of heterogeneous radioactive wastes |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU96105293A RU96105293A (en) | 1998-06-10 |
| RU2124768C1 true RU2124768C1 (en) | 1999-01-10 |
Family
ID=20178235
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU96105293A RU2124768C1 (en) | 1996-03-19 | 1996-03-19 | Method for decontaminating solid phase of heterogeneous radioactive wastes |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2124768C1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2474895C1 (en) * | 2011-10-18 | 2013-02-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" | Method of extraction treatment of highly active wastes with fractionation of radioactive nuclides |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB2044982A (en) * | 1978-11-03 | 1980-10-22 | Kraftwerk Union Ag | Chemical decontamination of reactor parts |
| EP0242449A1 (en) * | 1986-01-30 | 1987-10-28 | KOLEDA HOLDING S.A., société anonyme | Process for decontaminating materials contaminated by radioactivity |
-
1996
- 1996-03-19 RU RU96105293A patent/RU2124768C1/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB2044982A (en) * | 1978-11-03 | 1980-10-22 | Kraftwerk Union Ag | Chemical decontamination of reactor parts |
| EP0242449A1 (en) * | 1986-01-30 | 1987-10-28 | KOLEDA HOLDING S.A., société anonyme | Process for decontaminating materials contaminated by radioactivity |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Зимон А.Д. Дезактивация.-М.: Атомиздат, 1975, с.145. * |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2474895C1 (en) * | 2011-10-18 | 2013-02-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" | Method of extraction treatment of highly active wastes with fractionation of radioactive nuclides |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5205999A (en) | Actinide dissolution | |
| US5434331A (en) | Removal of radioactive or heavy metal contaminants by means of non-persistent complexing agents | |
| US6843921B2 (en) | Method of separation and recovery of elements from radioactive liquid wastes | |
| JP2012518165A (en) | Method for decontamination of radioactively contaminated surfaces | |
| CN115322840B (en) | Radioactive contamination decontaminating liquid and its preparation and application | |
| EP0032416B1 (en) | Descaling process | |
| RU2124768C1 (en) | Method for decontaminating solid phase of heterogeneous radioactive wastes | |
| RU93038611A (en) | METHOD FOR TREATING HIGHLY ACTIVE NITROGEN-REFINATES FROM NPP FUEL REGENERATION | |
| US5298166A (en) | Method for aqueous radioactive waste treatment | |
| CA2695691C (en) | Method for decontaminating surfaces, which have been contaminated with alpha emitters, of nuclear plants | |
| RU2078387C1 (en) | Surface-contaminated metals deactivating method | |
| RU2083010C1 (en) | Method for dissolving solid phase of radioactive waste | |
| Hobbs et al. | Recent results on the solubility of uranium and plutonium in Savannah River Site waste supernate | |
| Nakamura et al. | Effect of platinum group elements on denitration of high-level liquid waste with formic acid | |
| Boll et al. | An improved actinide separation method for environmental samples | |
| US4469629A (en) | Method for extracting fluoride ions from a nuclear fuel solution | |
| RU2102803C1 (en) | Method for cleaning solutions from radionuclides | |
| JP3567017B2 (en) | Regeneration method of decomposed organic solvent used for reprocessing of spent nuclear fuel | |
| Wronkiewicz et al. | Effects of alpha and gamma radiation on glass reaction in an unsaturated environment | |
| Tölgyesi et al. | Determination of alpha-emitting isotopes in radioactive wastes | |
| RU2035075C1 (en) | Method of radioactive decontamination of surfaces | |
| Maeck et al. | Determination of Neptunium in Uranium-Fission Product Mixtures. Initial Extraction with Methyl Isobutyl Ketone | |
| Babad et al. | The role of aging in resolving the ferrocyanide safety issue | |
| RU2110857C1 (en) | Preparing radioactive liquid wastes for recovery | |
| Qadeer et al. | Adsorption of UO22+ ions on activated charcoal: pH effect |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20070320 |