RU2200991C2 - Method and device for recovering alkali metal contaminated with radioactive impurities - Google Patents
Method and device for recovering alkali metal contaminated with radioactive impurities Download PDFInfo
- Publication number
- RU2200991C2 RU2200991C2 RU2001107910A RU2001107910A RU2200991C2 RU 2200991 C2 RU2200991 C2 RU 2200991C2 RU 2001107910 A RU2001107910 A RU 2001107910A RU 2001107910 A RU2001107910 A RU 2001107910A RU 2200991 C2 RU2200991 C2 RU 2200991C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- alkali metal
- heating chamber
- curing agent
- oxidizing agent
- supply system
- Prior art date
Links
- 229910052783 alkali metal Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 78
- 150000001340 alkali metals Chemical class 0.000 title claims abstract description 77
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 24
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 title claims abstract description 15
- 239000012535 impurity Substances 0.000 title claims description 11
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims abstract description 30
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 claims abstract description 21
- 239000007800 oxidant agent Substances 0.000 claims abstract description 17
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 16
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 claims abstract description 14
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims abstract description 10
- 238000002156 mixing Methods 0.000 claims abstract description 8
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims abstract description 6
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims abstract description 6
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 claims abstract description 6
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 claims abstract description 5
- XUIMIQQOPSSXEZ-UHFFFAOYSA-N Silicon Chemical compound [Si] XUIMIQQOPSSXEZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 4
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 4
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 4
- BRPQOXSCLDDYGP-UHFFFAOYSA-N calcium oxide Chemical class [O-2].[Ca+2] BRPQOXSCLDDYGP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 4
- 235000012255 calcium oxide Nutrition 0.000 claims abstract description 4
- 238000009434 installation Methods 0.000 claims abstract description 4
- 229910052710 silicon Inorganic materials 0.000 claims abstract description 4
- 239000010703 silicon Substances 0.000 claims abstract description 4
- 238000000926 separation method Methods 0.000 claims abstract description 3
- 239000002893 slag Substances 0.000 claims description 32
- 239000012467 final product Substances 0.000 claims description 22
- 238000012545 processing Methods 0.000 claims description 22
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical group [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 10
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 claims description 4
- -1 ferrous metals Chemical class 0.000 claims description 3
- 239000000047 product Substances 0.000 abstract description 14
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 7
- 239000007788 liquid Substances 0.000 abstract description 7
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 7
- 239000002826 coolant Substances 0.000 abstract description 5
- 239000007795 chemical reaction product Substances 0.000 abstract description 4
- 239000002360 explosive Substances 0.000 abstract description 4
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 abstract description 3
- 238000011084 recovery Methods 0.000 abstract 2
- 239000003513 alkali Substances 0.000 abstract 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 35
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 15
- 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 13
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 description 12
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 11
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 10
- 239000007790 solid phase Substances 0.000 description 8
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 description 7
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 7
- 239000006185 dispersion Substances 0.000 description 6
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 6
- VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N Silicium dioxide Chemical compound O=[Si]=O VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 5
- 229910052814 silicon oxide Inorganic materials 0.000 description 5
- XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N Argon Chemical compound [Ar] XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 229910000799 K alloy Inorganic materials 0.000 description 4
- 229910004298 SiO 2 Inorganic materials 0.000 description 4
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 4
- 229910052792 caesium Inorganic materials 0.000 description 4
- TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N caesium atom Chemical compound [Cs] TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 4
- BITYAPCSNKJESK-UHFFFAOYSA-N potassiosodium Chemical compound [Na].[K] BITYAPCSNKJESK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 4
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 3
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 3
- UQSXHKLRYXJYBZ-UHFFFAOYSA-N iron oxide Inorganic materials [Fe]=O UQSXHKLRYXJYBZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000002386 leaching Methods 0.000 description 3
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 description 3
- 229910052700 potassium Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000011591 potassium Substances 0.000 description 3
- 239000002900 solid radioactive waste Substances 0.000 description 3
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 3
- 238000003756 stirring Methods 0.000 description 3
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- RYGMFSIKBFXOCR-UHFFFAOYSA-N Copper Chemical compound [Cu] RYGMFSIKBFXOCR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- ZLMJMSJWJFRBEC-UHFFFAOYSA-N Potassium Chemical compound [K] ZLMJMSJWJFRBEC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000003723 Smelting Methods 0.000 description 2
- 229910052786 argon Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000002956 ash Substances 0.000 description 2
- 239000011230 binding agent Substances 0.000 description 2
- 239000004568 cement Substances 0.000 description 2
- 229910052802 copper Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000010949 copper Substances 0.000 description 2
- 239000008187 granular material Substances 0.000 description 2
- 230000005484 gravity Effects 0.000 description 2
- 238000000227 grinding Methods 0.000 description 2
- 229910052500 inorganic mineral Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000009413 insulation Methods 0.000 description 2
- 239000007791 liquid phase Substances 0.000 description 2
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 2
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 description 2
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 2
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 2
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 2
- 239000011707 mineral Substances 0.000 description 2
- 235000010755 mineral Nutrition 0.000 description 2
- 238000007789 sealing Methods 0.000 description 2
- KKCBUQHMOMHUOY-UHFFFAOYSA-N sodium oxide Chemical compound [O-2].[Na+].[Na+] KKCBUQHMOMHUOY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910001948 sodium oxide Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000004017 vitrification Methods 0.000 description 2
- 102000010410 Nogo Proteins Human genes 0.000 description 1
- 108010077641 Nogo Proteins Proteins 0.000 description 1
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 239000000654 additive Substances 0.000 description 1
- 229910000272 alkali metal oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 1
- TVFDJXOCXUVLDH-RNFDNDRNSA-N cesium-137 Chemical compound [137Cs] TVFDJXOCXUVLDH-RNFDNDRNSA-N 0.000 description 1
- 230000008021 deposition Effects 0.000 description 1
- 238000013461 design Methods 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 238000007599 discharging Methods 0.000 description 1
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 238000011049 filling Methods 0.000 description 1
- 239000010881 fly ash Substances 0.000 description 1
- 239000011521 glass Substances 0.000 description 1
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 239000000155 melt Substances 0.000 description 1
- 230000007935 neutral effect Effects 0.000 description 1
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000004806 packaging method and process Methods 0.000 description 1
- 239000012071 phase Substances 0.000 description 1
- 229910001414 potassium ion Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 1
- 238000003672 processing method Methods 0.000 description 1
- 238000000746 purification Methods 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 238000005245 sintering Methods 0.000 description 1
- 229910001415 sodium ion Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000012265 solid product Substances 0.000 description 1
- AYEKOFBPNLCAJY-UHFFFAOYSA-O thiamine pyrophosphate Chemical compound CC1=C(CCOP(O)(=O)OP(O)(O)=O)SC=[N+]1CC1=CN=C(C)N=C1N AYEKOFBPNLCAJY-UHFFFAOYSA-O 0.000 description 1
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 1
- 238000005303 weighing Methods 0.000 description 1
Images
Landscapes
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области атомной энергетики с ядерными реакторами, охлаждаемыми щелочными жидкометаллическими теплоносителями (ЖМТ), в частности АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, и может быть использовано для захоронения (длительного хранения) щелочных ЖМТ, например натрия, сплава натрий-калий, цезия, загрязненных радиоактивными примесями (Cs-137, Na-22, Cs-134). The invention relates to the field of nuclear energy with nuclear reactors cooled by alkaline liquid metal coolants (LMF), in particular nuclear power plants with fast neutron reactors, and can be used for the disposal (long-term storage) of alkaline LMFs, for example, sodium, sodium-potassium alloy, cesium, contaminated with radioactive impurities (Cs-137, Na-22, Cs-134).
Известен способ переработки радиоактивных отходов (РАО) щелочных металлов (А.с. СССР 1547575, МПК G 21 F 9/16, "Метод переработки радиоактивных отходов щелочного металла". Опубликован 30.01.1991. Бюллетень 36). Способ заключается в перемешивании расплавленного щелочного металла в инертной среде с твердофазным окислителем (зола уноса ТЭС) при 110-130oС, после чего нагревом полученной массы до температуры начала реакции окисления 210-240oС проводится реакция окисления щелочного металла, например натрия. Полученный продукт охлаждают, смешивают с водой (при перемешивании), добавляют вяжущее (цемент) и после перемешивания выдерживают до отвердения. Данный способ обладает следующими недостатками:
- конечный продукт обладает недостаточной водостойкостью (скорость выщелачивания в воду составляет 0,070-0,080 г Na/см2 сутки), что не отвечает современным требованиям по водостойкости (менее 10-3 г/см2сутки);
- требуется длительная выдержка (около 1 месяца) для получения твердого продукта, пригодного к перевозке в хранилище твердых радиоактивных отходов (ТРЛО);
- 100%-ная степень окисления РАО щелочного металла обеспечивается лишь при 5-7-кратном избытке золы, поскольку содержание твердофазных окислителей в зоне-уносе невелико. При меньшем избытке золы, например 3-кратном избытке, в продукте остается свободный щелочной металл (9% от исходного количества щелочного металла), который при затворении водой дает взрывоопасный газ (водород);
- значительное увеличение объема конечного продукта по сравнению с исходным объемом щелочного металла, так как для получения твердого конечного продукта требуются дополнительные материалы - вода, цемент (вяжущее);
- низкая производительность процесса переработки щелочного металла, связанная с его многостадийностью.A known method of processing radioactive waste (RAO) of alkali metals (AS USSR 1547575, IPC G 21 F 9/16, "Method for the processing of radioactive waste of an alkali metal. Published on 01/30/1991. Bulletin 36). The method consists in mixing the molten alkali metal in an inert medium with a solid-phase oxidizing agent (fly ash of TPP) at 110-130 o С, after which the resulting mass is heated to the temperature of the start of the oxidation reaction of 210-240 o С, the oxidation reaction of an alkali metal, for example sodium. The resulting product is cooled, mixed with water (with stirring), a binder (cement) is added and after stirring it is allowed to harden. This method has the following disadvantages:
- the final product has insufficient water resistance (leaching rate in water is 0.070-0.080 g Na / cm 2 day), which does not meet modern requirements for water resistance (less than 10 -3 g / cm 2 day);
- It takes a long exposure (about 1 month) to obtain a solid product suitable for transportation to the storage of solid radioactive waste (TRLO);
- A 100% degree of oxidation of alkali metal radioactive waste is provided only with a 5-7-fold excess of ash, since the content of solid-phase oxidants in the fly-away zone is small. With a smaller excess of ash, for example a 3-fold excess, free alkaline metal (9% of the initial amount of alkali metal) remains in the product, which, when mixed with water, gives an explosive gas (hydrogen);
- a significant increase in the volume of the final product compared to the initial volume of alkali metal, as additional materials are required to obtain a solid final product - water, cement (binder);
- low productivity of the alkali metal processing process, associated with its multi-stage.
Известно устройство для обработки (остекловывания) отходов (патент США 5424042 "Устройство для остекловывания радиоактивных отходов". Опублик. 1995), которое позволяет фиксировать радиоизотопы в стабильном твердом конечном продукте. Это устройство имеет несколько подсистем, включая подающую подсистему для подготовки каждого типа отходов, подготовительную подающую подсистему для смешивания всех типов отходов, плавильную камеру с верхней термальной зоной и нижней плавильной зоной, подсистему обработки стекла для упаковки и хранения конечного продукта и подсистему очистки отходящих газов и контроля. A device for processing (vitrification) of waste (US patent 5424042 "Device for vitrification of radioactive waste". Published. 1995), which allows the fixation of radioisotopes in a stable solid final product. This device has several subsystems, including a feed subsystem for the preparation of each type of waste, a preparatory feed subsystem for mixing all types of waste, a melting chamber with an upper thermal zone and a lower melting zone, a glass processing subsystem for packaging and storage of the final product, and an exhaust gas purification subsystem and control.
К недостатку известного устройства можно отнести его громоздкость, а также то, что в результате его работы получается значительный объем конечного продукта по сравнению с исходным количеством РАО. The disadvantage of the known device can be attributed to its bulkiness, as well as the fact that as a result of its work, a significant amount of the final product is obtained in comparison with the initial amount of radioactive waste.
Задачей изобретения является устранение указанных недостатков, а именно
- создание способа, позволяющего осуществить одностадийный перевод щелочного металла с радиоактивными примесями в пожаро-взрывобезопасное состояние с иммобилизованными радиоактивными примесями, пригодное к захоронению (длительному, безопасному хранению),
- предотвращение образования щелочных радиоактивных растворов и взрывоопасных газообразных продуктов при переработке щелочного металла;
- сокращение объема конечного продукта переработки, идущего на хранение в хранилище твердых радиоактивных отходов;
- повышение производительности процесса переработки и обеспечение его безотходности.The objective of the invention is to remedy these disadvantages, namely
- creating a method that allows for a one-stage transfer of alkali metal with radioactive impurities to a fire-explosion-safe state with immobilized radioactive impurities, suitable for disposal (long-term, safe storage),
- preventing the formation of alkaline radioactive solutions and explosive gaseous products during the processing of alkali metal;
- reduction in the volume of the final product of processing going to storage in the storage of solid radioactive waste;
- increasing the productivity of the processing process and ensuring its non-waste.
Для решения поставленной задачи в способе переработки щелочного металла, загрязненного радиоактивными примесями, включающем смешение расплавленного щелочного металла в инертной атмосфере с дисперсным неорганическим агентом-окислителем, взятым в избытке от количества, необходимого на окисление, нагрев смеси и охлаждение конечного продукта, предлагается нагрев смеси осуществлять до температуры не ниже 200oС, а в качестве агента-окислителя применять состав из оксидов железа, кремния, алюминия и кальция при их массовом содержании в составе 40-55, 34-36, 5-6 и 4-16% соответственно. В качестве агента-окислителя предлагается использовать гранулированный шлак производства тяжелых цветных металлов, а нагрев смеси расплавленного щелочного металла с агентом-окислителем осуществлять за счет предварительного разогрева расплавленного щелочного металла и/или агента-окислителя.To solve the problem in a method for processing an alkali metal contaminated with radioactive impurities, including mixing a molten alkali metal in an inert atmosphere with a dispersed inorganic oxidizing agent taken in excess of the amount required for oxidation, heating the mixture and cooling the final product, it is proposed to carry out the heating of the mixture to a temperature not lower than 200 o С, and as an oxidizing agent, apply a composition of iron, silicon, aluminum and calcium oxides with their mass content in ve 40-55, 34-36, 5-6 and 4-16%, respectively. It is proposed to use granular slag for the production of heavy non-ferrous metals as an oxidizing agent, and to heat a mixture of molten alkali metal with an oxidizing agent by preheating the molten alkali metal and / or oxidizing agent.
Для решения поставленной задачи в устройстве для переработки щелочного металла, загрязненного радиоактивными примесями, включающем нагревательную камеру, снабженную нагревателем и тиглем, систему подвода щелочного металла, систему подвода отверждающего агента, систему контроля газов, предлагается нагревательную камеру изготовить из верхней и нижней частей, герметично соединенных друг с другом с возможностью разъединения, нижнюю часть нагревательной камеры, предназначенную для установки тигля, выполнить подвижной по меньшей мере с двумя степенями свободы, а верхнюю часть нагревательной камеры выполнить неподвижной и соединить с системой подвода щелочного металла и с системой подвода отверждающего aгента, а также оснастить дозатором отверждающего агента и шиберным устройством, расположенным под дозатором отверждающего агента. В частном случае выполнения устройства предлагается систему подвода щелочного металла оснастить дозатором щелочного металла с нагревателем. To solve the problem in a device for processing alkali metal contaminated with radioactive impurities, including a heating chamber equipped with a heater and a crucible, an alkali metal supply system, a curing agent supply system, a gas control system, it is proposed to make the heating chamber from the upper and lower parts, hermetically connected with each other with the possibility of separation, the lower part of the heating chamber, intended for installation of the crucible, to make movable at least vumya degrees of freedom, and the upper portion of the heating chamber to perform a fixed and connected with an alkali metal feed system and a system for supplying an Agent curing as well as to equip the dispenser curing agent and the sliding device positioned under the curing agent dispenser. In the particular case of the device, it is proposed to equip the alkali metal supply system with an alkali metal dispenser with a heater.
Применение в качестве агента-окислителя смеси оксидов железа, кремния, алюминия и кальция при указанном массовом содержании при одновременном нагреве позволяет перевести щелочной металл в твердое (минералоподобное) химически инертное соединение с иммобилизованными радиоактивными примесями. The use as a oxidizing agent of a mixture of iron, silicon, aluminum and calcium oxides at the indicated mass content while heating allows the alkali metal to be converted into a solid (mineral-like) chemically inert compound with immobilized radioactive impurities.
Выполнение предлагаемого устройства с указанными конструктивными особенностями позволяет компактно осуществлять процесс безотходной переработки с определенной периодичностью. The implementation of the proposed device with the specified design features allows you to compactly implement the process of waste-free processing with a certain frequency.
Таким образом, достигается указанный технический результат. Thus, the specified technical result is achieved.
Для избежания недоокисления щелочного металла, вызванного возможными колебаниями химического состава шлака, последний берут не менее чем в двухкратном избытке по объему относительно перерабатываемого объема щелочного металла. По опытным данным в 1 кг шлака медеплавильного производства содержится 0,40-0,55 кг твердофазного окислителя - оксида железа Fe2О3, необходимого по стехиометрии реакции (1) для окисления 0,43-0,46 кг щелочного металла, например натрия:
Fе2О3+6Na-->2Fe+3Na2О+Q1, (1)
здесь Q1 - тепловой эффект реакции.To avoid undeoxidation of the alkali metal caused by possible fluctuations in the chemical composition of the slag, the latter is taken in not less than two times the volume relative to the processed volume of the alkali metal. According to experimental data, 1 kg of slag from copper smelting contains 0.40-0.55 kg of a solid-phase oxidizing agent - iron oxide Fe 2 О 3 , which is necessary by reaction stoichiometry to oxidize 0.43-0.46 kg of an alkali metal, for example, sodium :
Fe 2 O 3 + 6Na -> 2Fe + 3Na 2 O + Q 1 , (1)
here Q 1 is the thermal effect of the reaction.
При осуществлении реакции (1) оксида железа с другими щелочными металлами - калием или цезием - механизм реакции окисления остается тем же, но величина теплового эффекта реакции (Q1) будет ниже из-за большего значения величины молярной массы этих щелочных металлов. С другой стороны, скорость реакции (1) будет выше из-за большей химической активности калия и цезия по сравнению с натрием. Поведение радиоактивных изотопов щелочных металлов в данных условиях будет то же, что и их основных элементов, так как они обладают теми же химическими свойствами. На тепловой эффект реакций их наличие в основном щелочном металле практического влияния не оказывает из-за незначительного массового содержания радиоактивных изотопов в щелочных металлах.In the reaction (1) of iron oxide with other alkali metals - potassium or cesium - the oxidation reaction mechanism remains the same, but the magnitude of the thermal effect of the reaction (Q 1 ) will be lower due to the larger value of the molar mass of these alkali metals. On the other hand, the reaction rate (1) will be higher due to the higher chemical activity of potassium and cesium compared with sodium. The behavior of the radioactive isotopes of alkali metals under these conditions will be the same as their basic elements, since they have the same chemical properties. Their presence in the basic alkali metal does not have a practical effect on the thermal effect of the reactions due to the insignificant mass content of radioactive isotopes in alkali metals.
Техническое значение имеет соотношение объемов исходного щелочного металла и конечного продукта переработки. Насыпная плотность шлака медеплавильного производства зависит от его степени дисперсности. При предварительном помоле шлака до дисперсности 2-4 мкм насыпная плотность его составляет 2,8-3,0 кг/л (при физической плотности, то есть удельном весе 3,2-3,3 г/см3). При исходной дисперсности гранулированного шлака 1-5 мм (причем массовая доля гранулированного шлака с дисперсностью до 3 мм составляет более 90% исходного шлака) насыпная плотность его составляет 1,80-1,85 кг/л. Поэтому в первом случае (помол шлака) расход шлака в 2,1-2,2 раза ниже чем в последнем случае (гранулированный шлак исходной дисперсности). Для полноты прохождения реакции (1) требуется дополнительная операция перемешивания щелочного металла и шлака из-за значительного удельного поверхностного натяжения жидкого щелочного металла. При использовании шлака с исходной дисперсностью до 3 мм расход шлака выше, но перемешивания не требуется, так как благодаря значительной разности удельных весов (3,2-3,3 г/см3 для шлака и 0,9 г/см3 для натрия, 0,8 г/см3 для сплава натрий-калий, 1,6 г/см3 для цезия) шлак тонет в жидком металле. В этом случае удельное поверхностное натяжение жидкого металла несущественно и благодаря быстрому гравитационному осаждению тяжелых гранул шлака в жидком щелочном металле происходит хорошее перемешивание жидкой и твердой фаз. Таким образом, 1 литр объема реакционного контейнера (сосуда) вмещает 1,80-1,85 кг шлака исходной дисперсности, причем из-за значительной порозности засыпки гранулированного шлака около 40-45% этого объема занимает жидкая фаза щелочного металла. В случае переработки натрия вес этой жидкой фазы составляет до 0,40-0,41 кг, тем самым обеспечивается полное расходование натрия даже при исходном объемном соотношении шлака к натрию, равном почти 1:1.The technical value is the ratio of the volumes of the initial alkali metal and the final product of processing. The bulk density of the slag of the smelter production depends on its degree of dispersion. When pre-grinding the slag to a fineness of 2-4 microns, its bulk density is 2.8-3.0 kg / l (with physical density, that is, specific gravity 3.2-3.3 g / cm 3 ). When the initial dispersion of granular slag is 1-5 mm (and the mass fraction of granulated slag with a dispersion of up to 3 mm is more than 90% of the initial slag), its bulk density is 1.80-1.85 kg / l. Therefore, in the first case (slag grinding), the slag consumption is 2.1-2.2 times lower than in the latter case (granular slag of the initial dispersion). To complete the passage of reaction (1), an additional operation of mixing an alkali metal and slag is required due to the significant specific surface tension of the liquid alkali metal. When using slag with an initial dispersion of up to 3 mm, the slag consumption is higher, but stirring is not required, since due to the significant difference in specific gravities (3.2-3.3 g / cm 3 for slag and 0.9 g / cm 3 for sodium, 0.8 g / cm 3 for the sodium-potassium alloy, 1.6 g / cm 3 for cesium) the slag sinks in the liquid metal. In this case, the specific surface tension of the liquid metal is insignificant, and due to the rapid gravitational deposition of heavy slag granules in a liquid alkali metal, good mixing of the liquid and solid phases occurs. Thus, 1 liter of the volume of the reaction container (vessel) contains 1.80-1.85 kg of slag of the initial dispersion, and due to the significant porosity of the granulated slag filling, about 40-45% of this volume is occupied by the liquid alkali metal phase. In the case of sodium processing, the weight of this liquid phase is up to 0.40-0.41 kg, thereby ensuring the complete consumption of sodium even with an initial volumetric ratio of slag to sodium equal to almost 1: 1.
Однако в связи со значительным энерговыделением реакции (1), где величина Q1 составляет 4500 кДж/кг натрия, адиабатическая температура продукта реакции повышается до 1150-1200oС. Для улавливания возможных паров щелочных металлов и предотвращения выделения их в защитную атмосферу реакционного сосуда объем шлака берут в 2 раза больше, чем необходимо по реакции, снижая тем самым удельное энерговыделение в реагирующей системе и абсолютный уровень максимальной температуры, обеспечиваемый реакцией (1), до 850-900oС. Выход паров щелочного металла отсутствует за счет того, что высокая температура достигается после полного расходования щелочного металла на реакцию твердофазного окисления (1) в центральной части сосуда. При этом в верхней зоне, содержащей чистый шлак, температура в момент реакции остается неизменной, что обеспечивает улавливание паров щелочного металла.However, due to the significant energy release of reaction (1), where the Q 1 value is 4500 kJ / kg of sodium, the adiabatic temperature of the reaction product rises to 1150-1200 o C. To capture possible alkali metal vapors and prevent their release into the protective atmosphere of the reaction vessel, the volume slag taken up in 2 times more than necessary for the reaction, thereby reducing the specific energy release in the reaction system and the absolute level of the maximum temperature provided by the reaction of (1) to 850-900 o C. Yield alkali metal vapor otsuts It exists due to the fact that high temperature is obtained after complete consumption of the alkali metal on a solid-phase oxidation reaction (1) in the central portion of the vessel. Moreover, in the upper zone containing pure slag, the temperature at the time of the reaction remains unchanged, which ensures the capture of alkali metal vapors.
Благодаря наличию в шлаке значительного количества оксида кремния SiO2 (35-38%) образующийся но реакции (1) оксид щелочного металла Ме2О, взаимодействуя при высокой температуре с SiO2, переходит в нейтральное состояние по реакции
Ме2О+SiO2-->Me2О*SiО2+Q2, (2)
здесь Q2 - тепловой эффект реакции.Due to the presence of a significant amount of silicon oxide SiO 2 (35-38%) in the slag, the alkali metal oxide Me 2 O formed during reaction (1), interacting with SiO 2 at high temperature, goes into a neutral state by the reaction
Me 2 O + SiO 2 -> Me 2 O * SiO 2 + Q 2 , (2)
here Q 2 is the thermal effect of the reaction.
В случае переработки натрия как наиболее распространенного щелочного металла на АЭС с быстрыми реакторами при выбранном исходном объемном соотношении шлака к натрию, равном 2:1, имеющегося в шлаке оксида кремния с двухкратным избытком хватает для полного перевода оксида натрия в твердое минералоподобное соединение с оксидом кремния. По реакции (2) на образовавшееся по реакции (1) 0,545 кг оксида натрия требуется 0,53 кг оксида кремния, в то время как в 2 л шлака содержится 1,3 кг оксида кремния. Реакция (2), также как и реакция (1), является экзотермичной (Q2 = 2600 кДж/кг Na2О), что приводит к дополнительному разогреву продукта еще на 250-300oС. В результате происходит высокотемпературное твердофазное спекание и после остывания конечный продукт переработки щелочного металла получается в виде твердого камнеподобного минерального вещества. Продукт не содержит свободного щелочного металла, армирован выделившимся элементарным железом (см. реакцию (1)), обладает высокой твердостью и прочностью (σпр более 300 МПа), прочно сцеплен со стальной оболочкой реакционной емкости. Получение его не требует каких-либо посторонних добавок, не сопровождается выделением каких-либо взрывоопасных газов (например, водорода), не приводит к образованию растворов или расплавов щелочей, не требует дополнительных перемешивающих устройств, усложняющих технологию. Важно отметить, что перевод щелочных металлов в твердые камнеподобные минеральные соединения происходит за одну стадию достаточно быстро - за 10-15 минут.In the case of the processing of sodium as the most common alkali metal at fast reactors with a selected initial slag to sodium volume ratio of 2: 1, the amount of silicon oxide in the slag with a twofold excess is enough to completely convert sodium oxide into a solid mineral-like compound with silicon oxide. According to reaction (2), 0.545 kg of sodium oxide formed by reaction (1) requires 0.53 kg of silicon oxide, while 2 l of slag contains 1.3 kg of silicon oxide. Reaction (2), as well as reaction (1), is exothermic (Q 2 = 2600 kJ / kg Na 2 O), which leads to additional heating of the product by another 250-300 o C. As a result, high-temperature solid phase sintering and after cooling, the final product of the processing of alkali metal is obtained in the form of a solid rock-like mineral substance. The product does not contain free alkali metal, is reinforced with liberated elemental iron (see reaction (1)), has high hardness and strength (σ pr over 300 MPa), firmly adhered to the steel shell of the reaction vessel. Obtaining it does not require any extraneous additives, is not accompanied by the release of any explosive gases (for example, hydrogen), does not lead to the formation of solutions or melts of alkalis, and does not require additional mixing devices that complicate the technology. It is important to note that the conversion of alkali metals into solid rock-like mineral compounds occurs in one stage rather quickly - in 10-15 minutes.
Опытным путем установлено, что реакция твердофазного окисления щелочных металлов имеет место, начиная с температуры около 200oС. Присутствующие в исходном щелочном металле радиоактивные примеси (Cs-134, 137; Na-22) ведут себя в соответствии со своей химической природой щелочных металлов и иммобилизуются в матрице продукта в виде тех же соединений, что и основные изотопы щелочных металлов. При высокой температуре процесса стойкость в воде конечного продукта твердофазной высокотемпературной переработки щелочного металла получается существенно выше и составляет величину выщелачиваемости щелочного металла (2,5-3,3)•10-1 г/см2 сутки, что в 3-4 раза меньше чем допустимый уровень по РД 95.10497-93.It has been experimentally established that the solid-state oxidation reaction of alkali metals takes place starting at a temperature of about 200 o C. The radioactive impurities present in the initial alkali metal (Cs-134, 137; Na-22) behave in accordance with their chemical nature of alkali metals and are immobilized in the product matrix in the form of the same compounds as the basic alkali metal isotopes. At high process temperatures, the water resistance of the final product of solid-phase high-temperature processing of alkali metal is significantly higher and amounts to alkali metal leach (2.5-3.3) • 10 -1 g / cm 2 day, which is 3-4 times less than permissible level according to RD 95.10497-93.
Предварительный подогрев шлака до стартовой температуры выше 200oС в защитной атмосфере аргона или азота позволяет удалить путем испарения из гранул шлака все виды следового количества воды (физически сорбированная, кристаллогидратная) и обеспечить практическое отсутствие в защитном газе водорода при прохождении реакции твердофазного окисления щелочного металла.Preheating the slag to a starting temperature above 200 o C in a protective atmosphere of argon or nitrogen allows you to remove all types of trace amounts of water (physically sorbed, crystalline hydrate) from the slag granules and ensure the absence of hydrogen in the protective gas during the solid-state oxidation of an alkali metal.
Первой защитной оболочкой (барьером), предотвращающей выход радиоактивности в атмосферу, является минералоподобная матрица конечного продукта переработки. Стальной контейнер (реакционный сосуд) с продуктом твердофазного окисления является второй защитной оболочкой, предотвращающей контакт радиоактивного конечного продукта с окружающей средой. Он же является радиационной защитой персонала от γ-излучения продукта и позволяет безопасно проводить все необходимые транспортные операции по перевозке в хранилище твердых радиоактивных отходов реакционного контейнера. The first protective shell (barrier) to prevent the release of radioactivity into the atmosphere is the mineral-like matrix of the final processing product. The steel container (reaction vessel) with the solid-state oxidation product is the second protective shell that prevents contact of the radioactive final product with the environment. It is the radiation protection of personnel from γ-radiation of the product and allows you to safely carry out all the necessary transport operations for transportation of a reaction container to the solid radioactive waste storage facility.
В зависимости от исходной радиоактивности щелочного металла, подвергаемого переработке, предлагаемый способ позволяет оптимизировать разовый объем исходного щелочного металла от нескольких литров до сотен литров за один цикл. Из-за большой скорости прохождения реакции твердофазного окисления (10-15 минут) производительность предлагаемого способа может быть высокой (до нескольких м3 щелочного металла в час). Большая производительность ограничивается скоростью охлаждения стенок реакционною сосуда (контейнера) с конечным продуктом. При принудительном внешнем охлаждении воздухом скорость охлаждения может достигать 300-400oС в час, что позволяет обеспечить требуемую производительность способа и снизить облучение персонала, занятого на переработке радиоактивных отходов щелочного металла.Depending on the initial radioactivity of the alkali metal being processed, the proposed method allows to optimize a single volume of the initial alkali metal from several liters to hundreds of liters per cycle. Due to the high speed of the solid-state oxidation reaction (10-15 minutes), the productivity of the proposed method can be high (up to several m 3 of alkali metal per hour). Great productivity is limited by the cooling rate of the walls of the reaction vessel (container) with the final product. With forced external air cooling, the cooling rate can reach 300-400 o C per hour, which allows to provide the required performance of the method and reduce the exposure of personnel involved in the processing of radioactive waste of alkali metal.
На фиг. 1 представлена схема заявляемого устройства. На фиг.2 представлена нагревательная камера с отсоединенной нижней частью и подсоединенным дозатором щелочного металла. На фиг.3 представлена нижняя часть нагревательной камеры с тиглем, содержащим конечный продукт, где 1 - нагревательная камера, 2 - нагреватель, 3 - тигель, 4 - система подвода щелочного металла, 5 - система подвода отверждающего агента, 6 - система контроля газов, 7 - система выгрузки конечного продукта, 8 - верхняя часть нагревательной камеры, 9 - нижняя часть нагревательной камеры, 10 - разъемное соединение верхней и нижней частей нагревательной камеры, 11 - герметизирующее приспособление, 12 - подвижная платформа, 13 - дозатор отверждающего агента, 14 - дозатор щелочного металла, 15 - шиберное устройство, 16 - подъемник нижней части нагревательной части, 17 - приспособление для горизонтального перемещения, 18 - приспособление для выгрузки тигля, 19 - нагреватель дозатора щелочного металла, 20 - отверждающий агент, 21 - конечный продукт, 22 - тепловая изоляция, 23 - биологическая защита, 24 - система подвода отвода газа, 25 - патрубок подвода охлаждающего агента, 26 - патрубок отвода охлаждающего агента. In FIG. 1 presents a diagram of the inventive device. Figure 2 presents the heating chamber with the detached lower part and the connected alkaline metal dispenser. Figure 3 shows the lower part of the heating chamber with a crucible containing the final product, where 1 is the heating chamber, 2 is the heater, 3 is the crucible, 4 is the alkali metal supply system, 5 is the curing agent supply system, 6 is the gas control system, 7 - end product unloading system, 8 - upper part of the heating chamber, 9 - lower part of the heating chamber, 10 - detachable connection of the upper and lower parts of the heating chamber, 11 - sealing device, 12 - movable platform, 13 - curing agent dispenser, 14 - doses alkali metal torus, 15 - sliding device, 16 - lower part of the heating part lift, 17 - device for horizontal movement, 18 - crucible unloading device, 19 - alkali metal meter heater, 20 - curing agent, 21 - final product, 22 - thermal insulation, 23 - biological protection, 24 - gas supply inlet system, 25 - cooling agent inlet pipe, 26 - cooling agent inlet pipe.
Устройство работает, а способ осуществляют следующим образом. В дозатор отверждающего агента 13 при закрытом шиберном устройстве 15 через систему подвода отверждающего агента 5 загружают отверждающий агент, а в дозатор щелочного металла 14 передавливают жидкий щелочной металл из системы подвода щелочного металла 4. Включают нагреватели 2 и 19 и после разогрева дозаторов 13 и 14, а также тигля 3 до стартовой температуры осуществляют передавливание щелочного металла в тигель 3 подачей инертного газа по системе подвода-отвода газа 24. Запуск процесса отверждения осуществляют сбросом отверждающего агента из дозатора 13 в тигель 3 путем открытия шибера 15. Нагреватель 2 в нижней части 9 нагревательной камеры 1 отключают. В дозаторы 13 и 14 загружают новую порцию отверждающего агента и щелочного металла для осуществления нового цикла переработки. Посредством системы контроля газа 6 во время разогрева установки нагревателями 2 и в период отверждения конечного продукта осуществляют контроль параметров газа таких, как его давление и химический состав. В процессе отверждения тигель разогревается до максимальной температуры, прекращение роста которой означает окончание химической реакции. Высокопотенциальное тепло от тигля 3 передается конвекцией газа к дозатору 13, загруженному новой порцией отверждающего агента, а низкопотенциальное тепло от тигля передается охлаждающему агенту, подводимому через патрубок 25 и отводимому через патрубок 26. После охлаждения тигля осуществляют расстыковку разъемного соединения 10 и герметизирующего приспособления 11. Нижнюю часть 9 разгерметизированной нагревательной камеры опускают подъемником 16 и транспортируют приспособлением для горизонтального перемещения 17 к системе выгрузки конечного продукта 7. The device works, and the method is as follows. In the curing agent dispenser 13, with the shutter device 15 closed, the curing
Пример реализации способа. Предлагаемый способ был реализован на лабораторном стенде "Минерал-3" ГНЦ РФ-ФЭИ имени академика А.И.Лейпунского. Переработке подвергался сплав натрий-калий, массой 3 кг с содержанием 50% натрия и 50% калия и с примесью цезия-137 (106 Бк). Сплав вводили в предварительно вакуумированный реакционный сосуд объемом 13 литров. Затем реакционный сосуд заполняли аргоном до абсолютного давления 1,1 атм. Осуществляли разогрев реакционного сосуда до стартовой температуры 200oС. Нагрев прекращали. В сплав сбрасывали гранулированный шлак медеплавильного производства объемом 8 литров. Реакция твердофазного окисления протекала в течение 12 мин с выделением тепла. Максимальная температура продукта составила 1200oС, а температура стальной стенки 864oС. До сброса шлака в щелочной металл мощность γ-излучения (излучаемого Cs-137 в сплаве натрий-калий) через стенку реакционного контейнера и тепловую изоляцию составила 8,3-8,4 мкЗв/час. При проведении измерений через стенку реакционного контейнера выше верхнего уровня жидкого сплава оказалось, что мощность γ-излучения резко упала до фонового значения помещения, в котором расположен стенд "Минерал-3", и составила 0,6-0,7 мкЗв/час.An example implementation of the method. The proposed method was implemented at the laboratory bench "Mineral-3" SSC RF-IPPE named after academician A.I. Leipunsky. The sodium-potassium alloy was processed, weighing 3 kg with a content of 50% sodium and 50% potassium and mixed with cesium-137 (10 6 Bq). The alloy was introduced into a 13 liter pre-evacuated reaction vessel. Then the reaction vessel was filled with argon to an absolute pressure of 1.1 atm. The reaction vessel was heated to a starting temperature of 200 ° C. Heating was stopped. Granular slag of copper smelting production of 8 liters was dumped into the alloy. The solid phase oxidation reaction proceeded for 12 min with the release of heat. The maximum product temperature was 1200 o С, and the steel wall temperature was 864 o С. Before the slag was discharged into the alkali metal, the γ-radiation power (emitted by Cs-137 in the sodium-potassium alloy) through the wall of the reaction container and the thermal insulation was 8.3-8 , 4 μSv / h. When measuring through the wall of the reaction container above the upper level of the liquid alloy, it turned out that the γ-radiation power dropped sharply to the background value of the room in which the Mineral-3 stand is located, and amounted to 0.6-0.7 μSv / h.
После сброса шлака в жидкий сплав, прохождения реакции твердофазного окисления и последующего охлаждения реакционного контейнера мощность γ-излучения по высоте конечного продукта переработки составила 2,3-2,5 мкЗв/час. Выше верхнего уровня конечного продукта мощность γ-излучения резко спадает до фонового значения 0,6-0,7 мкЗв/час. Снижение мощности γ-излучения от продукта обусловлена распределением в нем Cs-137 и частичным поглощением в нем γ-излучения. Выхода Cs-137 за пределы реакционного контейнера не обнаружено. Приведенные значения являются средними для 6 замеров, измерения проводили дозиметрами КРБГ-1. После охлаждения конечный продукт был испытан на выщелачивание в воде. Величина выщелачиваемости из конечного продукта ионов натрия и калия (в сумме) составила (2,5-3,3)•10-4 г/см2сутки, что в 3-4 раза меньше допустимого уровня (10-3 г/см2 сутки по РД 10497-93). Выщелачивание изотопа Cs-137 в воду после 10 суток выдержки образцов конечного продукта составило величину 0,01 Бк/см2 сутки.After slag discharge into the liquid alloy, the solid-state oxidation reaction and subsequent cooling of the reaction container, the γ-radiation power over the height of the final processing product was 2.3–2.5 μSv / h. Above the upper level of the final product, the γ-radiation power drops sharply to the background value of 0.6-0.7 μSv / h. The decrease in the γ-radiation power from the product is due to the distribution of Cs-137 in it and the partial absorption of γ-radiation in it. No Cs-137 was detected outside the reaction container. The given values are average for 6 measurements; measurements were carried out with KRBG-1 dosimeters. After cooling, the final product was tested for leaching in water. The amount of leach from the final product of sodium and potassium ions (in total) was (2.5-3.3) • 10 -4 g / cm 2 day, which is 3-4 times less than the permissible level (10 -3 g / cm 2 day according to RD 10497-93). Leaching of the Cs-137 isotope into water after 10 days of exposure of the samples of the final product amounted to 0.01 Bq / cm 2 day.
Таким образом, экспериментально было доказано, что имеющиеся в щелочном металле примеси радионуклидов при осуществлении предлагаемого способа переработки иммобилизуются в монолите конечного продукта. Thus, it was experimentally proved that the impurities of radionuclides present in an alkali metal during the implementation of the proposed processing method are immobilized in the monolith of the final product.
Claims (5)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2001107910A RU2200991C2 (en) | 2001-03-23 | 2001-03-23 | Method and device for recovering alkali metal contaminated with radioactive impurities |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2001107910A RU2200991C2 (en) | 2001-03-23 | 2001-03-23 | Method and device for recovering alkali metal contaminated with radioactive impurities |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2001107910A RU2001107910A (en) | 2003-02-10 |
| RU2200991C2 true RU2200991C2 (en) | 2003-03-20 |
Family
ID=20247563
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2001107910A RU2200991C2 (en) | 2001-03-23 | 2001-03-23 | Method and device for recovering alkali metal contaminated with radioactive impurities |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2200991C2 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN113421684A (en) * | 2021-06-21 | 2021-09-21 | 中国原子能科学研究院 | Radioactive filter core curing treatment method and system |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| SU1547575A1 (en) * | 1988-01-05 | 1991-09-30 | Предприятие П/Я В-8844 | Method of treating radioactive waste of alkali metals |
| US5424042A (en) * | 1993-09-13 | 1995-06-13 | Mason; J. Bradley | Apparatus and method for processing wastes |
| RU2123732C1 (en) * | 1997-05-05 | 1998-12-20 | Государственный научный центр Российской Федерации Научно-исследовательский институт атомных реакторов | Method for recovering sodium coolant of nuclear reactor |
| RU2160475C1 (en) * | 1999-09-09 | 2000-12-10 | Московское государственное предприятие - объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды (Мос НПО "Радон") | Device for high-temperature recovery of radioactive and toxic wastes |
-
2001
- 2001-03-23 RU RU2001107910A patent/RU2200991C2/en active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| SU1547575A1 (en) * | 1988-01-05 | 1991-09-30 | Предприятие П/Я В-8844 | Method of treating radioactive waste of alkali metals |
| US5424042A (en) * | 1993-09-13 | 1995-06-13 | Mason; J. Bradley | Apparatus and method for processing wastes |
| RU2123732C1 (en) * | 1997-05-05 | 1998-12-20 | Государственный научный центр Российской Федерации Научно-исследовательский институт атомных реакторов | Method for recovering sodium coolant of nuclear reactor |
| RU2160475C1 (en) * | 1999-09-09 | 2000-12-10 | Московское государственное предприятие - объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды (Мос НПО "Радон") | Device for high-temperature recovery of radioactive and toxic wastes |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN113421684A (en) * | 2021-06-21 | 2021-09-21 | 中国原子能科学研究院 | Radioactive filter core curing treatment method and system |
| CN113421684B (en) * | 2021-06-21 | 2022-07-01 | 中国原子能科学研究院 | Method and system for curing treatment of radioactive filter element |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Lee et al. | Immobilisation of radioactive waste in glasses, glass composite materials and ceramics | |
| AU2013271808C1 (en) | Methods of consolidating radioactive containing materials by hot isostatic pressing | |
| US6120706A (en) | Process for producing an aggregate suitable for inclusion into a radiation shielding product | |
| US5082603A (en) | Method of treatment of high-level radioactive waste | |
| AU2023206234B2 (en) | Composition and method for the processing of hazardous sludges and ion exchange media | |
| Kim et al. | Glass-ceramic composite wasteform to immobilize and stabilize a uranium-bearing waste generated from treatment of a spent uranium catalyst | |
| Logan | Deep self-burial of radioactive wastes by rock-melting capsules | |
| Ojovan et al. | Self sustaining vitrification for immobilisation of radioactive and toxic waste | |
| US3110557A (en) | Radioactive waste disposal | |
| RU2200991C2 (en) | Method and device for recovering alkali metal contaminated with radioactive impurities | |
| CN1210723C (en) | Oxide materials for nuclear reactor fusion liner wells | |
| Ojovan et al. | Application of glass composite materials for nuclear waste immobilization | |
| US7090827B2 (en) | Process for immobilizing metallic sodium in glass form | |
| US5613240A (en) | Method of preparing sodalite from chloride salt occluded zeolite | |
| KR102255388B1 (en) | Solidifying method of hydroxides of radionuclides | |
| KR102463401B1 (en) | Volume reduction and vitrification treatment method for spent uranium catalyst waste minimized generation of secondary wastes by self sustained combustion reaction | |
| Lee et al. | Processing ceramics for radioactive waste immobilisation | |
| Begg et al. | Low-risk waste forms to lock up high-level nuclear waste | |
| Mendel et al. | Physical properties of glass for immobilization of high level radioactive waste | |
| Sayenko et al. | Experimental study on radioactive waste immobilization in low-temperature magnesium-potassium phosphate ceramic matrix | |
| Clarke | Conditioning of legacy radioactive wastes requiring additional treatment | |
| Bychkov et al. | Reduction of uranium oxides with lithium in a lithium chloride melt | |
| Maio | Evaluation of the use of synroc to solidify the cesium and strontium separations product from advanced aqueous reprocessing of spent nuclear fuel | |
| McElroy et al. | Research and development activities: High-Level Waste Immobilization Program. Quarterly progress reports, January-December 1978 | |
| Ozhovan | New immobilisation methods for radioactive waste. Metal composite and other systems |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PD4A | Correction of name of patent owner | ||
| PC43 | Official registration of the transfer of the exclusive right without contract for inventions |
Effective date: 20160315 |