RU2736879C2 - Method of processing solid radioactive wastes of heat-insulating materials - Google Patents
Method of processing solid radioactive wastes of heat-insulating materials Download PDFInfo
- Publication number
- RU2736879C2 RU2736879C2 RU2018106600A RU2018106600A RU2736879C2 RU 2736879 C2 RU2736879 C2 RU 2736879C2 RU 2018106600 A RU2018106600 A RU 2018106600A RU 2018106600 A RU2018106600 A RU 2018106600A RU 2736879 C2 RU2736879 C2 RU 2736879C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- processing
- tim
- heat
- insulating materials
- waste
- Prior art date
Links
- 238000012545 processing Methods 0.000 title claims abstract description 33
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 30
- 239000011810 insulating material Substances 0.000 title claims abstract description 11
- 239000002900 solid radioactive waste Substances 0.000 title description 6
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 claims abstract description 27
- 238000003825 pressing Methods 0.000 claims abstract description 9
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims abstract description 4
- 239000000843 powder Substances 0.000 claims abstract description 4
- 229910052799 carbon Inorganic materials 0.000 claims abstract description 3
- 239000002699 waste material Substances 0.000 abstract description 15
- 239000003153 chemical reaction reagent Substances 0.000 abstract description 6
- 238000001035 drying Methods 0.000 abstract description 5
- 238000000227 grinding Methods 0.000 abstract description 5
- 239000000203 mixture Substances 0.000 abstract description 5
- TVFDJXOCXUVLDH-RNFDNDRNSA-N cesium-137 Chemical compound [137Cs] TVFDJXOCXUVLDH-RNFDNDRNSA-N 0.000 abstract description 4
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 abstract description 4
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 abstract description 4
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 3
- 238000003756 stirring Methods 0.000 abstract description 2
- 230000006378 damage Effects 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 10
- 230000006698 induction Effects 0.000 description 9
- UQSXHKLRYXJYBZ-UHFFFAOYSA-N Iron oxide Chemical compound [Fe]=O UQSXHKLRYXJYBZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 8
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 7
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 7
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 7
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 6
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 5
- 238000009413 insulation Methods 0.000 description 5
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 5
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 4
- 238000002156 mixing Methods 0.000 description 4
- 239000000654 additive Substances 0.000 description 3
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 3
- 230000007613 environmental effect Effects 0.000 description 3
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 3
- 238000002955 isolation Methods 0.000 description 3
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 3
- 239000011490 mineral wool Substances 0.000 description 3
- 241000196324 Embryophyta Species 0.000 description 2
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 2
- 238000013461 design Methods 0.000 description 2
- 238000011038 discontinuous diafiltration by volume reduction Methods 0.000 description 2
- 238000010891 electric arc Methods 0.000 description 2
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 2
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 2
- 239000012774 insulation material Substances 0.000 description 2
- 239000000155 melt Substances 0.000 description 2
- 238000004055 radioactive waste management Methods 0.000 description 2
- 230000008439 repair process Effects 0.000 description 2
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 2
- 238000004017 vitrification Methods 0.000 description 2
- -1 137 Chemical compound 0.000 description 1
- 229920002748 Basalt fiber Polymers 0.000 description 1
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- GUTLYIVDDKVIGB-OUBTZVSYSA-N Cobalt-60 Chemical compound [60Co] GUTLYIVDDKVIGB-OUBTZVSYSA-N 0.000 description 1
- 208000035051 Malignant migrating focal seizures of infancy Diseases 0.000 description 1
- 206010039509 Scab Diseases 0.000 description 1
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 1
- CIOAGBVUUVVLOB-NJFSPNSNSA-N Strontium-90 Chemical compound [90Sr] CIOAGBVUUVVLOB-NJFSPNSNSA-N 0.000 description 1
- 101710149792 Triosephosphate isomerase, chloroplastic Proteins 0.000 description 1
- 101710195516 Triosephosphate isomerase, glycosomal Proteins 0.000 description 1
- 238000007792 addition Methods 0.000 description 1
- 230000000996 additive effect Effects 0.000 description 1
- 229910052810 boron oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000009933 burial Methods 0.000 description 1
- 238000001354 calcination Methods 0.000 description 1
- 230000015556 catabolic process Effects 0.000 description 1
- TVFDJXOCXUVLDH-OUBTZVSYSA-N cesium-134 Chemical compound [134Cs] TVFDJXOCXUVLDH-OUBTZVSYSA-N 0.000 description 1
- 238000000576 coating method Methods 0.000 description 1
- 230000003750 conditioning effect Effects 0.000 description 1
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 1
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 1
- 238000007907 direct compression Methods 0.000 description 1
- 230000008030 elimination Effects 0.000 description 1
- 238000003379 elimination reaction Methods 0.000 description 1
- 238000005265 energy consumption Methods 0.000 description 1
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 description 1
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 description 1
- 238000004880 explosion Methods 0.000 description 1
- 239000011152 fibreglass Substances 0.000 description 1
- 239000010439 graphite Substances 0.000 description 1
- 229910002804 graphite Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000003301 hydrolyzing effect Effects 0.000 description 1
- 230000000977 initiatory effect Effects 0.000 description 1
- 229910052500 inorganic mineral Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002925 low-level radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 1
- 208000012054 malignant migrating partial seizures of infancy Diseases 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 239000011707 mineral Substances 0.000 description 1
- 230000000737 periodic effect Effects 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 description 1
- 230000000276 sedentary effect Effects 0.000 description 1
- 239000002893 slag Substances 0.000 description 1
- KKCBUQHMOMHUOY-UHFFFAOYSA-N sodium oxide Chemical class [O-2].[Na+].[Na+] KKCBUQHMOMHUOY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910001948 sodium oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 1
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 1
- 239000002918 waste heat Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/28—Treating solids
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
- Processing And Handling Of Plastics And Other Materials For Molding In General (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к способу переработки радиоактивных отходов, в частности пористо-волокнистых теплоизоляционных материалов (ТИМ), образующихся в процессе эксплуатации объектов атомной энергетики и промышленности. В заявленном способе осуществляют переработку путем прессования их шнеком в экструдере под высоким давлением при нагревании от 250 до 350°C, в результате которой происходит разрушение связей в ТИМ и получение мелкодисперсного порошка, удаление влаги до значений не более 3-5%, и охлаждение его на воздухе до температуры окружающей среды. Техническим результатом является снижение уноса в газовую фазу цезия-137 с 9-20% до 2%; упрощение технологии переработки ТИМ за счет исключения технологических операций по сушке, измельчению, добавлению реагентов и тщательному перемешиванию смеси перед термической обработкой; возможность использования простого, доступного, с меньшей металлоемкостью и стоимостью технологического оборудования, не требующего при обслуживании высокой квалификации персонала; снижение затрат электроэнергии на обработку ТИМ не менее чем в 8 раза; исключение образования дополнительных вторичных твердых радиоактивных отходов (Табл. 1).The invention relates to a method for processing radioactive waste, in particular porous-fibrous heat-insulating materials (TIM), formed during the operation of nuclear power and industrial facilities. In the claimed method, processing is carried out by pressing them with a screw in an extruder under high pressure when heated from 250 to 350 ° C, as a result of which the bonds in TIM are destroyed and a fine powder is obtained, moisture is removed to values of no more than 3-5%, and it is cooled in air to ambient temperature. The technical result is to reduce the entrainment into the gas phase of cesium-137 from 9-20% to 2%; simplification of the technology for processing TIM by eliminating technological operations for drying, grinding, adding reagents and thorough mixing of the mixture before heat treatment; the possibility of using simple, affordable, with less metal consumption and cost of technological equipment that does not require highly qualified personnel when servicing; reduction of electricity consumption for processing TIM by at least 8 times; elimination of the formation of additional secondary solid radioactive waste (Table 1).
Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а точнее к области обработки твердых радиоактивных отходов (G21F 9/28). Наиболее эффективно заявляемый способ может быть использован при переработке радиоактивных отходов (РАО) пористо-волокнистых теплоизоляционных материалов (ТИМ), образующихся в процессе эксплуатации объектов атомной энергетики и промышленности, с получением стеклоподобного материала, в котором радиоактивные загрязнения переведены в малоподвижную форму, что создаст условия для их экологически безопасного хранения и захоронения.The invention relates to the field of environmental protection, and more specifically to the field of processing solid radioactive waste (G21F 9/28). The most effectively the claimed method can be used in the processing of radioactive waste (RW) of porous-fibrous thermal insulation materials (TIM) formed during the operation of nuclear power and industrial facilities, with obtaining a glass-like material, in which radioactive contamination is transferred into a sedentary form, which will create conditions for their environmentally safe storage and disposal.
В процессе эксплуатации, проведении ремонтных работ и работ по выводу из эксплуатации на действующих АЭС и других объектах атомной энергетики и промышленности образуется большое количество РАО ТИМ (стекловолокно, минеральная вата, базальтовое волокно), обращение с которыми сводится, главным образом, к временному хранению.During operation, repairs and decommissioning at operating NPPs and other nuclear power and industrial facilities, a large amount of TIM (fiberglass, mineral wool, basalt fiber) is generated, the handling of which is mainly limited to temporary storage.
Например, на энергоблоках мощностью в 500 МВт общая поверхность изоляционных покрытий составляет около 8,5⋅104 м2, а объем тепловой изоляции - около 9⋅103 м3. Из используемых для теплоизоляции материалов на долю минеральных изделий приходится 65-70% от всего объема изоляции. Основная масса ТИМ, удаляемая в процессе производства ремонтных работ, как правило, содержит активность, не превышающую 3,7⋅105 Бк/кг по бета-активным нуклидам и на порядок меньше - по альфа-активным нуклидам. Загрязненность ТИМ характеризуется, в основном, присутствием таких радионуклидов, как цезий-134, 137, кобальт-60 и стронций-90.For example, on power units with a capacity of 500 MW the total surface of the insulating coatings is about 8.5⋅104 m 2 , and the volume of thermal insulation is about 9⋅103 m 3 . Of the materials used for thermal insulation, mineral products account for 65-70% of the total insulation volume. The bulk of TIM removed in the course of repair work, as a rule, contains activity not exceeding 3.7⋅105 Bq / kg for beta-active nuclides and an order of magnitude less for alpha-active nuclides. The TIM contamination is mainly characterized by the presence of such radionuclides as cesium-134, 137, cobalt-60 and strontium-90.
Значительный объем и отсутствие эффективных способов переработки ТИМ создают серьезные проблемы при хранении этих РАО. Для уменьшения объема и создания условий экологической безопасности при длительном хранении радиоактивных ТИМ известно несколько способов их переработки: холодное прессование и переплавка с использованием электрических печей индукционного и электродугового типов.The significant volume and the absence of effective methods for processing TIM create serious problems during the storage of this RW. To reduce the volume and create environmental safety conditions during long-term storage of radioactive TIM, several methods of their processing are known: cold pressing and remelting using electric induction and electric arc furnaces.
Известно использование на АЭС в Англии для прессования радиоактивных отходов ТИМ в кипы и непосредственного обжатия установок с плунжером, приводимых в действие сжатым воздухом с усилием 8,5 и 10,5 кН. При прессовании в кипы объем отходов сокращался в 2,5 раза при обжатии - в 5 раз. Спрессованные брикеты помещают в бочки и цементируют [А.А. Ключников и др. Радиоактивные отходы АЭС и методы обращения с ними. - К.: Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, 2005. - С. 280-283].Known use at nuclear power plants in England for pressing radioactive waste TIM into bales and direct compression of installations with a plunger, driven by compressed air with a force of 8.5 and 10.5 kN. When pressed into bales, the volume of waste was reduced by 2.5 times; when compressed, by 5 times. The compressed briquettes are placed in barrels and cemented [A.A. Klyuchnikov et al. Nuclear power plant radioactive waste and methods of handling them. - К .: Institute for Safety Problems of NPPs of the NAS of Ukraine, 2005. - S. 280-283].
Известно использование для переработки радиоактивных отходов ТИМ на АЭС отечественных установок прессования «Брикет» на основе гидравлических прессов. Спрессованные брикеты размерами 400×400×400 мм перевязывают проволокой и отправляют на захоронение. Коэффициент сокращения объема отходов при данном способе переработки не превышает значения 3 [Бабенко Ю.К. Состояние работ по обращению с РАО на НВАЭС и перспективы их надежной изоляции в будущем. - В кн.: Сборник докладов Всесоюзного научно-технического совещания «Проблемы обращения с РАО и охрана окружающей среды» (ЗАЭС 17-21 июня 1991 г.), М., 1992. - С. 13-16].It is known to use domestic plants for pressing "Briquettes" based on hydraulic presses for the processing of radioactive waste TIM at nuclear power plants. Pressed briquettes with dimensions of 400 × 400 × 400 mm are tied with wire and sent to burial. The coefficient of waste volume reduction with this method of processing does not exceed 3 [Babenko Yu.K. The state of work on RW management at NVNPP and the prospects for their reliable isolation in the future. - In the book: Collection of reports of the All-Union scientific and technical meeting "Problems of radioactive waste management and environmental protection" (ZNPP June 17-21, 1991), M., 1992. - S. 13-16].
Известен способ переработки радиоактивных отходов ТИМ на Курской АЭС с использованием гидравлического пресса с номинальным усилием 960 кН. С его помощью в стальные бочки емкостью 200 л были запрессованы ТИМ объемом более 4,5⋅104 м3 [Никитенко В.Г. Переработка низкоактивных отходов, в том числе теплоизолирующих материалов, методом плавления в электропечах, см. Приложение 16 к памятной записке о международном совещании по вопросам обращения с РАО и ОЯТ, 18-23 июня 2007 г., АЭС «Богунице», Пештяны, Словакия].A known method of processing radioactive waste TIM at the Kursk NPP using a hydraulic press with a nominal force of 960 kN. With its help, TIMs with a volume of more than 4.5⋅104 m3 were pressed into steel barrels with a capacity of 200 liters [Nikitenko V.G. Processing of low-level waste, including heat-insulating materials, by melting in electric furnaces, see Appendix 16 to the memorandum on the international meeting on the management of radioactive waste and spent nuclear fuel, 18-23 June 2007, Bohunice NPP, Pestany, Slovakia] ...
Основными недостатками всех вышеперечисленных способов компактирования ТИМ холодным прессованием являются:The main disadvantages of all the above methods of compacting TIM by cold pressing are:
- низкий коэффициент уменьшения объема отходов, не более 5;- low coefficient of waste volume reduction, no more than 5;
- не происходит повышение степени фиксации радиоактивных веществ поверхностью теплоизоляционных материалов;- there is no increase in the degree of fixation of radioactive substances by the surface of heat-insulating materials;
- необходимость в сушке отходов ТИМ до влажности не более 3-5%, что требует наличия дополнительного технологического оборудование.- the need for drying TIM waste to a moisture content of no more than 3-5%, which requires additional technological equipment.
Высокотемпературные способы переработки радиоактивных отходов ТИМ, в отличие от способов прессования, позволяют получать механически прочные и химически устойчивые стеклоподобные материалы, отвечающие требованиям надежной изоляции РАО от внешней среды, и пригодные для безопасного долговременного хранения или захоронения.High-temperature methods for processing TIM radioactive waste, in contrast to pressing methods, make it possible to obtain mechanically strong and chemically resistant glass-like materials that meet the requirements for reliable isolation of radioactive waste from the external environment and are suitable for safe long-term storage or disposal.
Для переплавки радиоактивных отходов ТИМ известно применение электрошлаковых печей, в которых получение шлакового расплава и расплавление шихтового материала происходит за счет электрической дуги. Опыт эксплуатации таких установок подтвердил факт образования значительного объема вторичных радиоактивных отходов, образующихся при замене огнеупорной кладки, срок службы которой ограничен примерно 20 циклами [Кунков Ф.Ф. Электротермическая установка для кондиционирования РАО / Ф.Ф. Кунков, В.А. Горбунов // Обращение с радиоактивными отходами. М.: ЭНИЦ ВНИИ АЭС, 2002. - 126 с.].For the remelting of radioactive waste from TIM, it is known to use electroslag furnaces, in which the production of slag melt and the melting of the charge material occurs due to an electric arc. The operating experience of such installations has confirmed the fact of the formation of a significant volume of secondary radioactive waste generated during the replacement of refractory masonry, the service life of which is limited to about 20 cycles [Kunkov F.F. Electrothermal installation for RW conditioning / F.F. Kunkov, V.A. Gorbunov // Radioactive waste management. M .: ENITS VNII AES, 2002. - 126 p.].
Известно использование в качестве печи для переплавки отходов теплоизоляции индукционного плавителя с «холодным» тиглем. Конструкционные и технологические особенности индукционных печей с «холодным» тиглем позволяют проводить процесс плавления различных материалов в широком диапазоне температур (до 2500°C) без существенных проблем, связанных с коррозионной устойчивостью конструкционных материалов. Поэтому переплавка теплоизоляции может проводиться без введения флюсующих добавок, снижающих температуру плавления и увеличивающих объем конечного стеклоподобного материала переплавки, который имеет высокую гидролитическую устойчивость и механическую прочность.It is known to use an induction melter with a "cold" crucible as a furnace for melting waste heat insulation. The design and technological features of induction furnaces with a "cold" crucible make it possible to melt various materials in a wide temperature range (up to 2500 ° C) without significant problems associated with the corrosion resistance of structural materials. Therefore, remelting of thermal insulation can be carried out without introducing fluxing additives that lower the melting point and increase the volume of the final glass-like remelting material, which has high hydrolytic stability and mechanical strength.
Однако для индукционных печей с «холодным» тиглем присущи такие недостатки, как образование сводов и корок над расплавом, которые приводят к зарастанию колошниковой зоны тигля, следствием чего является остановка плавления ТИМ или паровой взрыв; периодическое зарастание отверстия для слива расплавленной массы; возникновение высокочастотного пробоя (коронарных разрядов) между секциями тигля; неремонтопригодность тигля [Д.Б. Лопух. «Обоснование новой российской концепции построения установки остекловывания РАО методом индукционной плавки в холодных тиглях». Вопросы радиационной безопасности. 2009 г., №9. - С. 26-32].However, induction furnaces with a "cold" crucible have such disadvantages as the formation of arches and crusts over the melt, which lead to overgrowing of the top zone of the crucible, which results in stopping the melting of TIM or a steam explosion; periodic overgrowing of the molten mass drain hole; high-frequency breakdown (corona discharges) between the crucible sections; unrepairable crucible [D.B. Burdock. "Substantiation of the new Russian concept of building a plant for vitrification of radioactive waste by induction melting in cold crucibles." Radiation safety issues. 2009, no. 9. - S. 26-32].
Согласно одному из способов отходы ТИМ, предварительно измельченные, смешивают с другими РАО, образующимися на АЭС, например с продуктами кальцинации ЖРО. Содержащиеся в таких отходах оксиды бора и натрия должны составлять 30-40% от массы теплоизоляционного материала [Европейский патент, №0452176, МКИ: G21F 9/14, 9/32, «Способ и печь для обработки плавких отходов», «Изобретения стран мира», 1993, вып. 99, №2].According to one of the methods, TIM wastes, pre-shredded, are mixed with other RW generated at NPPs, for example, with LRW calcination products. Boron and sodium oxides contained in such wastes should make up 30-40% of the mass of the heat-insulating material [European patent, No. 0452176, MKI: G21F 9/14, 9/32, "Method and furnace for processing fusible waste", "Inventions of the countries of the world », 1993, no. 99, No. 2].
Известен способ переработки радиоактивных отходов минераловатных теплоизоляционных материалов АЭС, выбранный за прототип, включающий остекловывание отходов путем их переплавки с флюсовыми добавками при температуре ниже 1200°C. В качестве флюса используют закись железа (FeO) в количестве 10-25% от массы отходов [1]. Согласно описанию отходы ТИМ измельчают и добавляют при тщательном перемешивании закись железа (FeO) в количестве 10-25% от массы отходов. Затем смесь плавят в индукционной печи при температуре 1170-1200°C и получают после охлаждения стеклоподобный материал, общее содержание активности в котором составляет 80-91% от начальной активности. Полученный материал отвечает требованиям надежной изоляции РАО от внешней среды и пригоден для долговременного хранения или захоронения. Данный способ может осуществляться на промышленных индукционных печах с использованием жаростойких токопроводяших (графитовых, металлических и др.) тиглей.A known method of processing radioactive waste mineral wool thermal insulation materials of nuclear power plants, selected as a prototype, including vitrification of waste by melting them with flux additives at temperatures below 1200 ° C. Ferrous oxide (FeO) is used as a flux in an amount of 10-25% of the waste mass [1]. According to the description, TIM waste is crushed and added with thorough stirring ferrous oxide (FeO) in an amount of 10-25% by weight of the waste. Then the mixture is melted in an induction furnace at a temperature of 1170-1200 ° C and, after cooling, a glass-like material is obtained, the total activity content of which is 80-91% of the initial activity. The resulting material meets the requirements for reliable isolation of radioactive waste from the external environment and is suitable for long-term storage or disposal. This method can be carried out on industrial induction furnaces using heat-resistant conductive (graphite, metal, etc.) crucibles.
Одним из основных недостатков данного способа является высокая степень уноса радионуклидов, в частности цезия - 137 (до 20%), в процессе переплавки за счет испарения через зеркало расплава в газовую фазу.One of the main disadvantages of this method is a high degree of entrainment of radionuclides, in particular cesium - 137 (up to 20%), during remelting due to evaporation through the mirror of the melt into the gas phase.
К недостаткам данного способа также следует отнести необходимость проведения дополнительных технологических операций по подготовке ТИМ к переплавке. Кроме указанных в описании патента операций по измельчению ТИМ, добавлений и тщательному перемешиванию отходов с флюсующей добавкой, перед загрузкой в индукционную печь по требованиям обеспечения безопасности отходы должны подвергаться сушке до остаточной влажности не более 4%. На практике влажность радиоактивных ТИМ Ленинградской АЭС составляет от 10% и более (до 200-300% по весу) в зависимости от условий хранения. Для осуществления этих подготовительных операций потребуется соответствующее технологическое оборудования, оснащенное системами газоочистки.The disadvantages of this method also include the need for additional technological operations to prepare TIM for remelting. In addition to the operations for grinding TIM, additions and thorough mixing of waste with a fluxing additive specified in the description of the patent, according to safety requirements, the waste must be dried to a residual moisture content of not more than 4% before being loaded into an induction furnace. In practice, the moisture content of radioactive TIM at the Leningrad NPP ranges from 10% or more (up to 200-300% by weight), depending on the storage conditions. To carry out these preparatory operations, you will need appropriate technological equipment equipped with gas cleaning systems.
К существенным недостаткам способа-прототипа следует отнести сложность аппаратурного оформления технологического процесса, требующего использования большого количества, в том числе нестандартного оборудования повышенной сложности (высоковольтные трансформаторы, генераторы высокой частоты тока, индуктор, плавитель, системы газоочистки и др.) с большим энергопотреблением и высокой стоимостью. Для эксплуатации такого оборудования требуется привлечение высококвалифицированного персонала.Significant disadvantages of the prototype method include the complexity of the hardware design of the technological process, which requires the use of a large number, including non-standard equipment of increased complexity (high-voltage transformers, high-frequency generators, inductor, melter, gas cleaning systems, etc.) with high energy consumption and high cost. The operation of such equipment requires the involvement of highly qualified personnel.
Задачей, на решение которой направлено заявляемое изобретение, является создание способа переработки радиоактивных отходов пористо-волокнистых теплоизоляционных материалов, позволяющего:The task to be solved by the claimed invention is to create a method for processing radioactive waste of porous-fibrous heat-insulating materials that allows:
- упростить технологию переработки радиоактивных ТИМ за счет исключения технологических операций по сушке, измельчению, добавлению реагентов и тщательному перемешиванию смеси перед высокотемпературной обработкой;- to simplify the technology of processing radioactive TIM by eliminating technological operations for drying, grinding, adding reagents and thorough mixing of the mixture before high-temperature processing;
- исключить применение дополнительных реагентов в процессе переработки ТИМ;- to exclude the use of additional reagents in the process of processing TIM;
- использовать более простое, не требующее при обслуживании высокой квалификации персонала, и доступное технологическое оборудование с низкой стоимостью и меньшей металлоемкостью;- to use simpler, which does not require highly qualified personnel during maintenance, and affordable technological equipment with low cost and lower metal consumption;
- снизить энергетические затраты на проведение технологического процесса;- reduce energy costs for the technological process;
- исключить образование дополнительных вторичных твердых РАО (отработанные тигли -плавители).- to exclude the formation of additional secondary solid radioactive waste (spent crucibles-melters).
Для решения поставленной задачи и достижения указанного технического результата в способе переработки радиоактивных отходов ТИМ, включающем переработку путем прессования их шнеком под высоким давлением при нагревании от 250 до 350C° в экструдере, в результате которой происходит разрушение связей в ТИМ и получение мелкодисперсного порошка, удаление влаги до значений не более 3-5%, и охлаждение его на воздухе до температуры окружающей среды.To solve the problem and achieve the specified technical result in the method of processing radioactive waste TIM, including processing by pressing them with a screw under high pressure when heated from 250 to 350C ° in an extruder, as a result of which the bonds in TIM are destroyed and a fine powder is obtained, moisture is removed to values of no more than 3-5%, and cooling it in air to ambient temperature.
Сущность заявляемого способа заключается в том, что радиоактивные отходы ТИМ направляют в экструдер, в котором происходит механическое перемалывание их за счет трения, прессование их шнеком до высокого давления, нагрев их за счет перехода механической энергии в тепловую. Образовавшийся на выходе из экструдера мелкодисперсный стеклоподобный материал охлаждают при температуре окружающей среды.The essence of the proposed method lies in the fact that the radioactive waste TIM is sent to an extruder, in which they are mechanically grinded due to friction, pressed with a screw to high pressure, and heated due to the transfer of mechanical energy to heat. The finely dispersed glass-like material formed at the exit from the extruder is cooled at ambient temperature.
Коэффициент сокращения объема отходов составляет в среднем 20.Waste reduction factor is 20 on average.
Предлагаемый способ переработки радиоактивных отходов теплоизоляционных материалов в сравнении с прототипом позволяет:The proposed method for processing radioactive waste of heat-insulating materials in comparison with the prototype allows:
- уменьшить объем твердых РАО в системе газоочистки за счет снижение уноса радионуклидов цезия - 137 в газовую фазу в процессе переработки ТИМ с 9-20% до 2%;- to reduce the volume of solid radioactive waste in the gas cleaning system by reducing the carryover of cesium - 137 radionuclides into the gas phase during the processing of TIM from 9-20% to 2%;
- упростить технологию переработки радиоактивных ТИМ за счет исключения технологических операций по сушке, измельчению, добавлению реагентов и тщательному перемешиванию смеси перед термической обработкой;- to simplify the technology for processing radioactive TIM by eliminating technological operations for drying, grinding, adding reagents and thorough mixing of the mixture before heat treatment;
- исключить использование дополнительных реагентов в процессе переработки ТИМ;- to exclude the use of additional reagents in the process of processing TIM;
- использовать более простое, доступное, с меньшей металлоемкостью и стоимостью технологическое оборудование, не требующее при обслуживании высокой квалификации персонала;- to use a simpler, more affordable, with less metal consumption and cost, technological equipment that does not require highly qualified personnel when servicing;
- сократить затраты электроэнергии на обработку 1 кг ТИМ в экструдере до 1,0 кВт⋅час, против 8-8,5 кВт⋅час/кг при остекловывании ТИМ в индукционных печах (Скачек М.А. Обращение с отработанными ЯТ и РАО АЭС: учебное пособие для ВУЗов. - М.: Издательский дом МЭИ. 2007. - 448 с.).- to reduce the cost of electricity for processing 1 kg of TIM in an extruder to 1.0 kWh, versus 8-8.5 kWh / kg when vitrifying TIM in induction furnaces (Skachek M.A. Handling spent nuclear fuel and RAO NPP: textbook for universities. - M .: Publishing house MPEI. 2007. - 448 p.).
- исключить образование дополнительных вторичных твердых РАО (отработанные тигли - плавители).- to exclude the formation of additional secondary solid radioactive waste (spent crucibles - melters).
Источник информацииSourse of information
1. Патент РФ №2127460. Способ переработки радиоактивных отходов минераловатных теплоизоляционных материалов АЭС / Курносов В.А., Лебедев В.И. Грибаненков С.В. и др. - Опубл. 10.03.1999; МКИ 6: G21F 9/28, 9/32.1. RF patent №2127460. Method for processing radioactive waste of mineral wool heat-insulating materials of nuclear power plants / Kurnosov V.A., Lebedev V.I. Gribanenkov S.V. and others - Publ. 03/10/1999; MKI 6: G21F 9/28, 9/32.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2018106600A RU2736879C2 (en) | 2018-02-22 | 2018-02-22 | Method of processing solid radioactive wastes of heat-insulating materials |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2018106600A RU2736879C2 (en) | 2018-02-22 | 2018-02-22 | Method of processing solid radioactive wastes of heat-insulating materials |
Publications (3)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2018106600A RU2018106600A (en) | 2019-08-22 |
| RU2018106600A3 RU2018106600A3 (en) | 2020-06-18 |
| RU2736879C2 true RU2736879C2 (en) | 2020-11-23 |
Family
ID=67733479
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2018106600A RU2736879C2 (en) | 2018-02-22 | 2018-02-22 | Method of processing solid radioactive wastes of heat-insulating materials |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2736879C2 (en) |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4582674A (en) * | 1981-02-07 | 1986-04-15 | Deutsche Gesellschaft Fur Wiederaufarbeitung Von Kernbrennstoffen Mbh | Device for evacuating and filling final storage containers for radioactive materials |
| RU2127460C1 (en) * | 1997-07-02 | 1999-03-10 | Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина | Method for recovering wastes of radioactive mineral-wool heat insulation of nuclear power plants |
| RU2187158C1 (en) * | 2000-11-23 | 2002-08-10 | Московское государственное предприятие - объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды (МосНПО "Радон") | Method for immobilizing radioactive and toxic wastes |
| RU2548007C2 (en) * | 2013-05-29 | 2015-04-10 | Закрытое акционерное общество "Экомет-С" | Method of recycling radioactive wastes of heat-insulating materials |
| RU2559205C2 (en) * | 2013-12-27 | 2015-08-10 | Закрытое акционерное общество "Экомет-С" | Method of conditioning radioactive wastes of heat-insulating materials |
-
2018
- 2018-02-22 RU RU2018106600A patent/RU2736879C2/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4582674A (en) * | 1981-02-07 | 1986-04-15 | Deutsche Gesellschaft Fur Wiederaufarbeitung Von Kernbrennstoffen Mbh | Device for evacuating and filling final storage containers for radioactive materials |
| RU2127460C1 (en) * | 1997-07-02 | 1999-03-10 | Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина | Method for recovering wastes of radioactive mineral-wool heat insulation of nuclear power plants |
| RU2187158C1 (en) * | 2000-11-23 | 2002-08-10 | Московское государственное предприятие - объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды (МосНПО "Радон") | Method for immobilizing radioactive and toxic wastes |
| RU2548007C2 (en) * | 2013-05-29 | 2015-04-10 | Закрытое акционерное общество "Экомет-С" | Method of recycling radioactive wastes of heat-insulating materials |
| RU2559205C2 (en) * | 2013-12-27 | 2015-08-10 | Закрытое акционерное общество "Экомет-С" | Method of conditioning radioactive wastes of heat-insulating materials |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2018106600A (en) | 2019-08-22 |
| RU2018106600A3 (en) | 2020-06-18 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JPS62237984A (en) | Waste materials treatment for asbestos-containing substance | |
| RU2736879C2 (en) | Method of processing solid radioactive wastes of heat-insulating materials | |
| EP2797082B1 (en) | Method for processing solid radioactive waste | |
| PL179957B1 (en) | Cement clinker production method PL | |
| TW200846096A (en) | Method of treating asbestos-containing waste material | |
| CN106277886A (en) | A kind of flyash melts the method for recycling | |
| RU2548007C2 (en) | Method of recycling radioactive wastes of heat-insulating materials | |
| Demine et al. | High level liquid waste solidification using a “cold” crucible induction melter | |
| JP2008253854A (en) | Treating method of asbestos-containing waste material | |
| US4393143A (en) | Amorphous refractory settable at low temperatures | |
| WO2015083886A1 (en) | Glass composition for vitrifying low-level radioactive waste resin and method for vitrifying low-level radioactive waste resin using same | |
| Yu et al. | Rapid vitrification of simulated HLLW by ultra-high power laser | |
| EP1946857A1 (en) | Method for modification of asbestos | |
| Stefanovsky et al. | RADON Operational Experience in High-Temperature Treatment of Radioactive Wastes | |
| AU2014370511A1 (en) | Asbestos processing | |
| RU2559205C2 (en) | Method of conditioning radioactive wastes of heat-insulating materials | |
| DE4405022C2 (en) | Process for the recovery of harmlessly usable metals from radioactive contaminated mixed metal scrap | |
| Kobelev et al. | Induction heated cold crucible melter testing with troublesome high level waste components | |
| Musatov et al. | Compaction of radioactive thermal-insulation materials and construction debris by melting in a cold crucible | |
| RU2481659C2 (en) | Complex processing method of solid radioactive waste using method of melting in direct-current electric furnace | |
| Jeong et al. | Considerations on Event Sequence and Consequences of Critical Hazards Generated From Operation of a Melting Facility for Metal Radioactive Waste | |
| RU2787859C1 (en) | Method for preparing aluminum titanate fire-resistant material using industrial aluminum slag and titanium slag | |
| RU2140108C1 (en) | Method and system for recovery of nuclear- powered submarines | |
| Stefanovsky et al. | Cold Crucible Vitrification of U-Bearing SRS SB4 HLW Surrogate | |
| KARAYANNIS | Extruded and sintered clay ceramics containing steel-making dust |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20210223 |