RU2139584C1 - Method of solidification of filter-perlite pulps - Google Patents
Method of solidification of filter-perlite pulps Download PDFInfo
- Publication number
- RU2139584C1 RU2139584C1 RU98111466A RU98111466A RU2139584C1 RU 2139584 C1 RU2139584 C1 RU 2139584C1 RU 98111466 A RU98111466 A RU 98111466A RU 98111466 A RU98111466 A RU 98111466A RU 2139584 C1 RU2139584 C1 RU 2139584C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- perlite
- filter
- pulps
- solidification
- pulp
- Prior art date
Links
- 239000010451 perlite Substances 0.000 title claims abstract description 30
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 15
- 238000007711 solidification Methods 0.000 title abstract 4
- 230000008023 solidification Effects 0.000 title abstract 4
- 235000019362 perlite Nutrition 0.000 claims abstract description 24
- 239000011230 binding agent Substances 0.000 claims abstract description 8
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 claims abstract description 6
- 239000011398 Portland cement Substances 0.000 claims description 6
- 238000000227 grinding Methods 0.000 claims description 2
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 abstract description 8
- 239000002699 waste material Substances 0.000 abstract description 8
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 238000002386 leaching Methods 0.000 description 3
- 239000012467 final product Substances 0.000 description 2
- 230000006698 induction Effects 0.000 description 2
- 238000002156 mixing Methods 0.000 description 2
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 description 2
- 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 description 1
- VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N Silicium dioxide Chemical compound O=[Si]=O VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- PNEYBMLMFCGWSK-UHFFFAOYSA-N aluminium oxide Inorganic materials [O-2].[O-2].[O-2].[Al+3].[Al+3] PNEYBMLMFCGWSK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910000323 aluminium silicate Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- 239000004568 cement Substances 0.000 description 1
- 230000018044 dehydration Effects 0.000 description 1
- 238000006297 dehydration reaction Methods 0.000 description 1
- HNPSIPDUKPIQMN-UHFFFAOYSA-N dioxosilane;oxo(oxoalumanyloxy)alumane Chemical compound O=[Si]=O.O=[Al]O[Al]=O HNPSIPDUKPIQMN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 239000010857 liquid radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 238000003754 machining Methods 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 229910044991 metal oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000004706 metal oxides Chemical class 0.000 description 1
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 1
- CHWRSCGUEQEHOH-UHFFFAOYSA-N potassium oxide Chemical class [O-2].[K+].[K+] CHWRSCGUEQEHOH-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910001950 potassium oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000843 powder Substances 0.000 description 1
- 239000000047 product Substances 0.000 description 1
- 229910052814 silicon oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 1
- 229910001948 sodium oxide Inorganic materials 0.000 description 1
Images
Landscapes
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к способам переработки радиоактивных отходов и может быть использовано при отверждении фильтроперлитных пульп путем их центрирования. The invention relates to methods for processing radioactive waste and can be used in the curing of filter-perlite pulps by centering them.
Пульпы отработавшего фильтроперлита являются специфической категорией отходов, образующихся на АЭС с реакторами большой мощности кипящими (РБМК) и радиохимических производствах. Pulps of spent filter perlite are a specific category of waste generated at nuclear power plants with high boiling point reactors (RBMK) and radiochemical plants.
Применяемый в качестве фильтрующего материала перлит представляет собой алюмосиликатный порошок с размером частиц около 80 мкм. Насыпная масса перлита не более 0,15 г/см3, а удельная поверхность достигает 2-5 м2/г.Perlite used as a filter material is an aluminosilicate powder with a particle size of about 80 microns. The bulk density of perlite is not more than 0.15 g / cm 3 and the specific surface reaches 2-5 m 2 / g.
Основными компонентами перлита являются оксид кремния - 75%, оксид алюминия - 17%, оксиды натрия и калия - 7%, а также оксиды ряда металлов. The main components of perlite are silicon oxide - 75%, alumina - 17%, sodium and potassium oxides - 7%, as well as a number of metal oxides.
Известен способ отверждения пульп отработавшего фильтроперлита, заключающийся в смешении с их неорганическим вяжущим материалом, например портландцементом (Никифоров А. С. и др. "Обезвоживание жидких радиоактивных отходов", М. , 1985, с. 130-134). Недостатком данного способа является ограничение степени наполнения конечного отвержденного продукта - компаунда ~ 10 мас.% по сухому перлиту, вследствие чего образуется значительный объем захораниваемых отходов. A known method of curing the pulps of spent filter perlite, which consists in mixing with their inorganic binders, such as Portland cement (A. Nikiforov and others. "Dehydration of liquid radioactive waste", M., 1985, S. 130-134). The disadvantage of this method is the limitation of the degree of filling of the final cured product - a compound of ~ 10 wt.% On dry perlite, as a result of which a significant amount of waste is generated.
Наиболее близким к предлагаемому способу по технической сущности и достигаемому результату является способ, включающий смешение пульпы фильтроперлита с неорганическим вяжущим - портландцементом (Соболев А. и др. "Практика производственного цементирования радиоактивных отходов на экспериментальной установке". -Сб. докладов научно-технической конференции специалистов стран-членов СЭВ "Исследования в области обработки и захоронения радиоактивных отходов" (ГДР), М., 1968, с. 306-315). Closest to the proposed method in terms of technical nature and the achieved result is a method comprising mixing pulp of filter perlite with an inorganic binder - Portland cement (A. Sobolev et al. "Practice of cementing radioactive waste in an experimental installation." CMEA member countries "Research in the field of processing and disposal of radioactive waste" (GDR), Moscow, 1968, pp. 306-315).
Недостатком данного способа является относительно небольшая степень наполнения конечного продукта по фильтроперлиту (~12 мас.%). Превышение указанной величины степени наполнения по перлиту приводит к образованию слабосвязанной массы с низкой механической прочностью на сжатие (<50 кг/см2), не отвечающей требованиям, предъявляемым к отходам при захоронении.The disadvantage of this method is the relatively small degree of filling of the final product according to filter perlite (~ 12 wt.%). Exceeding the indicated value of the degree of filling in perlite leads to the formation of a loosely bound mass with low mechanical compressive strength (<50 kg / cm 2 ) that does not meet the requirements for waste during disposal.
Технической задачей изобретения является разработка способа отверждения фильтроперлитных пульп, позволяющего получить конечный продукт-компаунд со степенью наполнения по фильтроперлиту до 50 мас.%. An object of the invention is to develop a method of curing filter perlite pulps, which allows to obtain the final product compound with a degree of filling in filter perlite up to 50 wt.%.
Поставленную техническую задачу решает предложенный способ, включающий механическую обработку фильтроперлитной пульпы в линейном индукционном вращателе до насыпной массы 0,65-0,80 г/см3 с последующим включением пульпы в неорганическое вяжущее, например портландцемент.The technical problem is solved by the proposed method, which includes machining the filter-perlite pulp in a linear induction rotator to a bulk density of 0.65-0.80 g / cm 3 , followed by the inclusion of the pulp in an inorganic binder, such as Portland cement.
Отверждение предварительно измельченной пульпы фильтроперлита позволяет увеличить степень наполнения компаунда с 10-12 до 40-50 мас.%, сократить расход вяжущего с 4,6 до 0,4 т на 1 т фильтроперлита и в 3,5-4 раза уменьшить объем захораниваемых отходов, что является новым техническим результатом ввиду высокой стоимости хранения, перевозки и захоронения радиоактивных материалов. The curing of pre-ground pulp of filter perlite allows to increase the degree of filling of the compound from 10-12 to 40-50 wt.%, To reduce the consumption of binder from 4.6 to 0.4 tons per 1 ton of filter perlite and to reduce the volume of landfill waste by 3.5-4 times , which is a new technical result due to the high cost of storage, transportation and disposal of radioactive materials.
При отверждении 1 т фильтроперлита по способу-прототипу, объем захораниваемого радиоактивного материала составляет в среднем 5,5 м3, а по предлагаемому способу - 0,94 м3.When curing 1 ton of filter perlite according to the prototype method, the volume of radioactive material stored is on average 5.5 m 3 , and according to the proposed method - 0.94 m 3 .
Пример конкретного выполнения. An example of a specific implementation.
Пример 1. Example 1
Пульпу фильтроперлита (50 г фильтроперлита), содержащую 400 г воды измельчают в линейном индукционном вращателе в течение 1 мин. Из полученной массы удаляют избыток воды 375 г, затем массу смешивают с портландцементом 50 г при водовяжущем отношении 0,5. Полученный компаунд выдерживают для твердения в течение 28 суток. Содержание отхода в компаунде 40 мас.%, прочность на сжатие через 28 суток - 250 кг/см2, скорость выщелачивания радионуклидов 10-4 г/см2•сутки.A pulper of filter perlite (50 g of filter perlite) containing 400 g of water is ground in a linear induction rotator for 1 min. An excess of 375 g of water is removed from the resulting mass, then the mass is mixed with Portland cement 50 g at a water binder ratio of 0.5. The resulting compound was incubated for hardening for 28 days. The waste content in the compound is 40 wt.%, The compressive strength after 28 days is 250 kg / cm 2 , the leaching rate of radionuclides is 10 -4 g / cm 2 • day.
Пример 2. Example 2
Измельченную пульпу фильтроперлита смешивают с портландцементом 25 г при водовяжущем отношении 1,0, содержание отхода - 50 мас.%. The crushed pulp of filter perlite is mixed with Portland cement 25 g at a water-binding ratio of 1.0, the waste content is 50 wt.%.
После твердения в течение 28 суток полученный компаунд имеет прочность 70 кг/см2. Скорость выщелачивания радионуклидов 10-4 г/см2•сутки.After hardening for 28 days, the resulting compound has a strength of 70 kg / cm 2 . The rate of leaching of radionuclides 10 -4 g / cm 2 • day.
Как видно на приведенных в таблице данных, предварительное измельчение пульпы фильтроперлита позволяет получить цементные компаунды со степенью наполнения по перлиту до 50 мас.% с прочностью на сжатие > 50 кг/см2 и скоростью выщелачивания радионуклидов 10-4 г/см2•сутки, что удовлетворяет требованиям, предъявляемым к отходам при захоронении.As can be seen from the data given in the table, preliminary grinding of filter perlite pulp allows to obtain cement compounds with perlite filling up to 50 wt.% With compressive strength> 50 kg / cm 2 and radionuclide leaching rate of 10 -4 g / cm 2 • day, which meets the requirements for waste during disposal.
Claims (2)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU98111466A RU2139584C1 (en) | 1998-06-10 | 1998-06-10 | Method of solidification of filter-perlite pulps |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU98111466A RU2139584C1 (en) | 1998-06-10 | 1998-06-10 | Method of solidification of filter-perlite pulps |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2139584C1 true RU2139584C1 (en) | 1999-10-10 |
Family
ID=20207343
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU98111466A RU2139584C1 (en) | 1998-06-10 | 1998-06-10 | Method of solidification of filter-perlite pulps |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2139584C1 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2435240C1 (en) * | 2010-07-30 | 2011-11-27 | Закрытое акционерное общество "РАОТЕХ" (ЗАО "РАОТЕХ") | Radioactive waste processing method |
| RU2518382C2 (en) * | 2012-06-06 | 2014-06-10 | Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") | Method of processing filter perlite powder |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2334178A1 (en) * | 1975-12-03 | 1977-07-01 | Steinmueller Gmbh L & C | Removing activated and contaminated elements - from a nuclear power plant by compression followed by subdivision and chemical of fusion treatment |
| US5143654A (en) * | 1989-09-20 | 1992-09-01 | Hitachi, Ltd. | Method and apparatus for solidifying radioactive waste |
| EP0644555A1 (en) * | 1993-09-16 | 1995-03-22 | Institute Of Nuclear Energy Research, Taiwan, R.O.C. | Preparation of inorganic hardenable slurry and method for solidifying wastes with the same |
| RU2088986C1 (en) * | 1994-12-15 | 1997-08-27 | Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им.акад.А.А.Бочвара | Filter-perlitic pulp hardening method |
-
1998
- 1998-06-10 RU RU98111466A patent/RU2139584C1/en active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2334178A1 (en) * | 1975-12-03 | 1977-07-01 | Steinmueller Gmbh L & C | Removing activated and contaminated elements - from a nuclear power plant by compression followed by subdivision and chemical of fusion treatment |
| US5143654A (en) * | 1989-09-20 | 1992-09-01 | Hitachi, Ltd. | Method and apparatus for solidifying radioactive waste |
| EP0644555A1 (en) * | 1993-09-16 | 1995-03-22 | Institute Of Nuclear Energy Research, Taiwan, R.O.C. | Preparation of inorganic hardenable slurry and method for solidifying wastes with the same |
| RU2088986C1 (en) * | 1994-12-15 | 1997-08-27 | Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им.акад.А.А.Бочвара | Filter-perlitic pulp hardening method |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Соболев А. и др. Практика производственного цементирования радиоактивных отходов на экспериментальной установке. Сборник докладов научно-технической конференции специалистов стран-членов СЭВ "Исследования в области обработки и захоронения радиоактивных отходов" (DD). - М.: 1968, с.306-315. * |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2435240C1 (en) * | 2010-07-30 | 2011-11-27 | Закрытое акционерное общество "РАОТЕХ" (ЗАО "РАОТЕХ") | Radioactive waste processing method |
| RU2518382C2 (en) * | 2012-06-06 | 2014-06-10 | Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") | Method of processing filter perlite powder |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4859367A (en) | Waste solidification and disposal method | |
| CN116375378A (en) | A preparation method of heavy metals in solid waste solidified river bottom mud and non-burning shell-coated ceramsite, and river bottom mud-based non-burning shell-coated ceramsite | |
| Hussain et al. | Treatment and conditioning of spent ion exchange resin from nuclear power plant | |
| US4904416A (en) | Cement solidification treatment of spent ion exchange resins | |
| RU2139584C1 (en) | Method of solidification of filter-perlite pulps | |
| RU2154317C2 (en) | Method for recovering liquid radioactive wastes | |
| FI129112B (en) | Method for treating and solidifying liquid waste | |
| JP2003502623A (en) | Radioactive waste disposal | |
| DE3001629A1 (en) | METHOD FOR FINAL CONDITIONING SOLID RADIOACTIVE WASTE | |
| JP2993486B2 (en) | Radioactive waste filling container and solidified radioactive waste | |
| GB2049261A (en) | Method of disposal of tritium- containing water wastes | |
| RU2088986C1 (en) | Filter-perlitic pulp hardening method | |
| KR102799287B1 (en) | A solidifying method of radioactive waste using radioactive concrete waste | |
| KR102746499B1 (en) | A manufacturing method of geopolymer using radioactive concrete waste | |
| JP3029213B2 (en) | Radioactive waste treatment method | |
| JP2993485B2 (en) | Solidification material for radioactive waste and method for solidifying radioactive waste | |
| RU2086020C1 (en) | Method for liquid radioactive waste recovery | |
| US7445591B2 (en) | Treatment of waste products | |
| US20060111603A1 (en) | Storage of hazardous materials | |
| JP3821889B2 (en) | Disposal method for contaminated concrete waste | |
| Sugaya et al. | Cement Based Encapsulation Trials for Low-Level Radioactive Effluent Containing Nitrate Salts | |
| Dmitriev et al. | Obtaining of an alkaline cementing material on the basis of radioactive silt and LRW of low and intermediate activity level | |
| CN119661137A (en) | A heavy metal solidification stabilizer for rare earth tailings treatment and its application | |
| RU2059309C1 (en) | Method of processing of liquid radioactive waste | |
| Riege et al. | Evaluation of ceramic materials as a matrix for solidification of alpha-bearing wastes |