SU1136657A1 - Material for hardening high-active fluorine waste and method of producing same - Google Patents
Material for hardening high-active fluorine waste and method of producing same Download PDFInfo
- Publication number
- SU1136657A1 SU1136657A1 SU833615618A SU3615618A SU1136657A1 SU 1136657 A1 SU1136657 A1 SU 1136657A1 SU 833615618 A SU833615618 A SU 833615618A SU 3615618 A SU3615618 A SU 3615618A SU 1136657 A1 SU1136657 A1 SU 1136657A1
- Authority
- SU
- USSR - Soviet Union
- Prior art keywords
- spent
- melt
- absorber
- naf
- sorbent
- Prior art date
Links
- 239000002699 waste material Substances 0.000 title claims abstract description 25
- 239000000463 material Substances 0.000 title claims abstract description 24
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 14
- YCKRFDGAMUMZLT-UHFFFAOYSA-N Fluorine atom Chemical compound [F] YCKRFDGAMUMZLT-UHFFFAOYSA-N 0.000 title 1
- 229910052731 fluorine Inorganic materials 0.000 title 1
- 239000011737 fluorine Substances 0.000 title 1
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 claims abstract description 20
- 239000002594 sorbent Substances 0.000 claims abstract description 17
- KRHYYFGTRYWZRS-UHFFFAOYSA-M Fluoride anion Chemical compound [F-] KRHYYFGTRYWZRS-UHFFFAOYSA-M 0.000 claims abstract description 16
- 230000004992 fission Effects 0.000 claims abstract description 16
- 239000000126 substance Substances 0.000 claims abstract description 16
- 150000002222 fluorine compounds Chemical class 0.000 claims abstract description 12
- TWNQGVIAIRXVLR-UHFFFAOYSA-N oxo(oxoalumanyloxy)alumane Chemical compound O=[Al]O[Al]=O TWNQGVIAIRXVLR-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 9
- 239000004615 ingredient Substances 0.000 claims abstract description 8
- 238000002844 melting Methods 0.000 claims abstract description 8
- 230000008018 melting Effects 0.000 claims abstract description 8
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims abstract description 6
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims abstract description 6
- 238000002156 mixing Methods 0.000 claims abstract description 5
- KLZUFWVZNOTSEM-UHFFFAOYSA-K Aluminum fluoride Inorganic materials F[Al](F)F KLZUFWVZNOTSEM-UHFFFAOYSA-K 0.000 claims abstract description 3
- IRPGOXJVTQTAAN-UHFFFAOYSA-N 2,2,3,3,3-pentafluoropropanal Chemical compound FC(F)(F)C(F)(F)C=O IRPGOXJVTQTAAN-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract 2
- 239000000155 melt Substances 0.000 claims description 14
- 229910004261 CaF 2 Inorganic materials 0.000 claims 1
- PNEYBMLMFCGWSK-UHFFFAOYSA-N aluminium oxide Inorganic materials [O-2].[O-2].[O-2].[Al+3].[Al+3] PNEYBMLMFCGWSK-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 9
- 229910001634 calcium fluoride Inorganic materials 0.000 abstract description 2
- PUZPDOWCWNUUKD-UHFFFAOYSA-M sodium fluoride Chemical compound [F-].[Na+] PUZPDOWCWNUUKD-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 14
- 239000000047 product Substances 0.000 description 11
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 9
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 8
- 230000008929 regeneration Effects 0.000 description 7
- 238000011069 regeneration method Methods 0.000 description 7
- 239000011775 sodium fluoride Substances 0.000 description 7
- 235000013024 sodium fluoride Nutrition 0.000 description 7
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 6
- 239000002927 high level radioactive waste Substances 0.000 description 5
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N Nickel Chemical compound [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 4
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 4
- 238000003682 fluorination reaction Methods 0.000 description 3
- 229910052500 inorganic mineral Inorganic materials 0.000 description 3
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 3
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 3
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 3
- 239000011707 mineral Substances 0.000 description 3
- 235000010755 mineral Nutrition 0.000 description 3
- 230000008569 process Effects 0.000 description 3
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 3
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 3
- 238000009933 burial Methods 0.000 description 2
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 description 2
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 2
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 2
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 2
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 2
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 2
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002250 absorbent Substances 0.000 description 1
- 230000002745 absorbent Effects 0.000 description 1
- 239000000654 additive Substances 0.000 description 1
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 1
- -1 basalts Substances 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- WUKWITHWXAAZEY-UHFFFAOYSA-L calcium difluoride Chemical compound [F-].[F-].[Ca+2] WUKWITHWXAAZEY-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 1
- TVFDJXOCXUVLDH-RNFDNDRNSA-N cesium-137 Chemical compound [137Cs] TVFDJXOCXUVLDH-RNFDNDRNSA-N 0.000 description 1
- 238000004090 dissolution Methods 0.000 description 1
- 239000012153 distilled water Substances 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 1
- 230000005496 eutectics Effects 0.000 description 1
- 239000000945 filler Substances 0.000 description 1
- 239000012467 final product Substances 0.000 description 1
- 244000144992 flock Species 0.000 description 1
- 239000011521 glass Substances 0.000 description 1
- 239000002241 glass-ceramic Substances 0.000 description 1
- 230000006872 improvement Effects 0.000 description 1
- 239000010977 jade Substances 0.000 description 1
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 description 1
- WJWSFWHDKPKKES-UHFFFAOYSA-N plutonium uranium Chemical compound [U].[Pu] WJWSFWHDKPKKES-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 1
- 239000010802 sludge Substances 0.000 description 1
- 239000002910 solid waste Substances 0.000 description 1
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Chemical compound O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000010457 zeolite Substances 0.000 description 1
Landscapes
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
Abstract
1. Материал дл .отверждени высокоактивных фторидных отходов, включающий отработавший сорбент, отличающийс тем, что, с целью повышени химической стойкости , он дополнительно содержит оксид алюмини (), содержащий фториды продуктов делени , отработавший .поглотитель, состо щий из фтористого алюмини (AlFj), отработавший плав (NaF-LiF-CaFg) при следующем соотношении ингредиентов, мас.%: ; Отработавший сорбент (NaF)9-11 Оксид алюминий () содержащий фториды продуктов делени 5-25 Отработавший поглотитель (AlF)31-40 Отработавший плав (NaF-LiF-CaF2)35-45 2. Способ получени материал-а дл отверждени высокоактивных фторидных отходов, заключак цийс - в смешении ингредиентов, плавлении высокоактивных отходов и последующем их охлаждении до температуры самоi разогрева продуктов делени , отличающийс тем, что, с це (Л лью повышени химической стойкости, в предварительно расплавленный отработавший плав при ввод т в указанных соотношени х отработавшие сорбент, поглотитель, затем в полученный расплав ввод т оксид алюмини , содержащий фториды продуктов делеW ) ни , нагревают систему до 850-900 С 05 и вьщерживают при этой температуре в течение 1 ч до образовани гомоген35 ной среды. сд -si1. A material for curing highly active fluoride wastes, including a spent sorbent, characterized in that, in order to improve chemical durability, it additionally contains alumina (), containing fission product fluorides, and an absorber consisting of aluminum fluoride (AlFj) , spent melt (NaF-LiF-CaFg) in the following ratio of ingredients, wt.%:; Spent sorbent (NaF) 9-11 Aluminum oxide () containing fission product fluorides 5-25 Discharged absorber (AlF) 31-40 Spent melt (NaF-LiF-CaF2) 35-45 2. Method for preparing material-a for curing highly active fluoride wastes concluding with the mixing of ingredients, melting highly active wastes and their subsequent cooling to the temperature of self-heating of fission products, characterized in that, in order to increase chemical resistance, the molten waste melt is introduced into the previously melted melt The sorbent, an absorber, and then alumina, containing the fluorides of the products, were then introduced into the resulting melt, heated the system to 850–900 C05 and held at this temperature for 1 h until a homogeneous medium was formed. sd -si
Description
Изобретение относитс к области переработки высокоактивных отходов образующихс при регенерации облученного дерного топлива, преимуще ственно газофторидным методом. Известно большое количество мат риалов, используемых в качестве матриц дл фиксации твердых высоко активных отходов с целью надежной изол ции их от окружающей среды: керамика, боросшгакатное стекло, базальты, стеклокерамика, цеолиты и т.п., которые получают путем сме шивани с отходами, довод т до спе кани в случае получени керамичес ких блоков или до плавлени с посл дующим охлаждением расплава. Полученные таким образом матери лы, содержащие высокоактивные отхо ды, обладают существенньм недостат ком: содержат до 70% минеральных добавок или металла, не вл н дихс отходами производства регенерационных заводов и не радиоактивных, что приводит к значительному увели чению массы и объема захораниваемы высокоактивных отходов и затрат на их транспортировку и хранение. Наиболее близким к изобретению вл етс материал дл отверждени высокоактивных фторидных отходов, включающий отработавший сорбент, представл ющий собой минеральный плав, состо щий из остатков фторировани , отработавших сорбента и химпоглотител , образующихс при регенерации облученного дерного топлива газофторидным способом; Остатки .фторировани представл ют собой порошкообразный продукт и содержат нелетучие фториды продуктов делени , коррозии и следовые .количества трансурановых элементов Сорбент в основном состоит из фтористого натри , а химпоглотитель - из 95% фторисного кальци и 5% фтористого натри . Известный ма териал содержит перечисленные комп ненты в следукщем соотношении, мае.%: Остатки фторировани 5-30 Отработанный сорбент 35-50 Отработанный химпоглотитель 30-45 572 Способ получени материала дл отверждени высокоактивных фторидных отходов заключаетс в смешении ингредиентов, плавлении высокоактивных отходов и последующем охлаждении до температуры саморазогрева продуктов делени Гранулированный сорбент и химпоглотитель смешивают в указанном соотношении, и смесь доводитс до плавлени при , затем в расплав ввод т остатки фторировани , и систему вьщерживают в течение 1 ч при gOO-IOOO C до образовани гомогенной среды. Термообработку провод т в атмосфере воздуха, охлаждение расплава произвольное. Полученный таким способом плав разливают в контейнеры из нержавеющей стали и хран т в защитных хранилищах. Недостаток известного материала и способа его получени заключаетс в том, что в него включены не все виды отходов, дбразуюшнхс при регенерации смешанного оксидного уранплутониевого топлива реактора на быстрых нейтронах газофторидным способом (см.таблицу). Это не позвол ет решить задачу комплексной переработки и подготовки всех высокоактивных отходов к длительному контролируемому хранению (захоронению). Кроме того , материал обладает недостаточной химической стойкостью (1,3-10 1 ,5 Ю ), а способ его получени требует высоких температур (900°С), что создает дополнительные проблемы в части подбора коррозионных материалов тигл - плавител , ресурса его работы. Целью изобретени вл етс создание материала повышенной химической стойкости, пригодного дл длительного контролируемого хранени , на основе порошкообразных высокоактивных фторидных отходов, позвол ющего включать в себ большее число компонентов фторидных отходов, и способа его получени . Поставленна цель достигаетс тем, что материал дл отверждени высокоактивных твердых фторидных отходов в регенерации топлива, содержащий отработавший .сорбент, состо щий в основном из фтористого натри с летучими фторидами продуктов делени - , дополнительно содержит оксид алюмини (AljO), содержащий фториы продуктов делени , отработавший оглотитель, состо щий из фтористоо алюмини (AlFj), отработавший плав (NaF-LiF-CaFg) при следующем соотноении ингредиентов, мас.%: отрабо- j тавший сорбент NaF 9-11, оксид алюмини AlgO, содержащий фториды проуктов делени 5-25, отработавший поглотитель A1F 31-40, отработавший плав NaF LiF-CaF 2.35-45. . юThe invention relates to the field of processing high level waste generated during the regeneration of irradiated nuclear fuel, mainly by the gas fluoride method. There are a large number of matrices used as matrices for fixing solid highly active waste in order to reliably isolate them from the environment: ceramics, boroscake glass, basalts, glass ceramics, zeolites, etc., which are obtained by mixing with wastes, brought to a heat when ceramic blocks are obtained or melted and the melt is subsequently cooled. Materials obtained in this way that contain highly active waste have a significant disadvantage: they contain up to 70% of mineral additives or metal, it is not waste from the production of regeneration plants and is not radioactive, which leads to a significant increase in the mass and volume of high-level waste and waste. the cost of their transportation and storage. Closest to the invention is a material for solidifying high level fluoride wastes, including spent sorbent, which is a mineral melt consisting of fluorination residues, spent sorbent and chemical absorber, formed during the regeneration of irradiated nuclear fuel by the gas fluoride method; The fluorination residues are powdered and contain nonvolatile fluorides of fission products, corrosion and trace amounts of transuranium elements. The sorbent consists mainly of sodium fluoride, and the chemical absorber consists of 95% calcium fluoride and 5% sodium fluoride. The known material contains the listed components in the following ratio, May.%: Fluorination residues 5-30 Exhausted sorbent 35-50 Exhausted chemical absorber 30-45 572 A method of obtaining material for solidifying high-level fluoride waste consists in mixing the ingredients, melting high-level waste and subsequent cooling to the temperature of self-heating of fission products; The granulated sorbent and the chemical absorber are mixed in the specified ratio, and the mixture is melted at, then the residual ft is introduced into the melt orientation, and the system is held for 1 hour with gOO-IOOO C until a homogeneous medium is formed. The heat treatment is carried out in an atmosphere of air, the cooling of the melt is arbitrary. The melt obtained in this way is poured into stainless steel containers and stored in protective vaults. A disadvantage of the known material and method of its production is that it does not include all types of waste that were generated during the regeneration of the mixed oxide uranium-plutonium fuel of the fast neutron reactor by the gas fluoride method (see table). This does not allow to solve the problem of complex processing and preparation of all high-level waste for long-term controlled storage (disposal). In addition, the material has insufficient chemical resistance (1.3-10.1, 5 U), and the method of its preparation requires high temperatures (900 ° C), which creates additional problems in the selection of corrosive materials of the crucible-melter, the resource of its work. The aim of the invention is to provide a material of enhanced chemical resistance suitable for long-term controlled storage, based on powdered highly active fluoride waste, allowing for the inclusion of a greater number of fluoride waste components, and the method of its production. The goal is achieved by the fact that the material for solidifying high-level solid fluoride wastes in fuel regeneration, containing spent absorbent, consisting mainly of sodium fluoride with volatile fission product fluorides, additionally contains alumina (AljO), containing ftorii of fission products, spent an absorber consisting of fluoride aluminum (AlFj), spent melt (NaF-LiF-CaFg) in the following ratio of ingredients, wt.%: waste jade sorbent NaF 9-11, aluminum oxide AlgO containing product fluorides divisions 5-25, exhaust absorber A1F 31-40, spent melt NaF LiF-CaF 2.35-45. . Yu
Цель достигаетс также тем, что в способе получени материала дл отверждени высокоактивных фторидных откодов, заключающемс в смешении ингредиентов, плавлении высокоактив- 5 ных отходов и последующем их охлаждении до температуры саморазогрева продуктов делени , в предварительно расплавленный отработавший плав (NaF-LiF-CaF) при температуре, не 20 иже-800°С, ввод т в указанных соотношени х отработавшие сорбент (NaF), поглотитель (AlF), затем в полученный расплав ввод т оксид алюмини (AljO), содержащий фтори- 25 ы продуктов делени , нагревают систему до 850-900°С и вьщерживают при этой температуре в течение 1 ч о образовани гомогенной среды.The goal is also achieved by the fact that the method of obtaining material for curing high-active fluoride sludge, which consists in mixing the ingredients, melting highly active waste and then cooling them to the temperature of self-heating of fission products, into the pre-melted spent melt (NaF-LiF-CaF) the temperature, not 20 of the same as 800 ° C, the spent sorbent (NaF), the absorber (AlF) are introduced in the indicated ratios, then the alumina (AljO) containing the fluorine-fission products is introduced into the resulting melt, the system is heated about 850-900 ° C and held at this temperature for 1 hour to form a homogeneous medium.
Образующиес в процессе регенерации облученного оксидного топлива высокоактивные фторидные отходы обрабатывают следующим образом.High-active fluoride wastes formed in the process of regeneration of irradiated oxide fuel are treated as follows.
Отработавший плав (NaF-LiF-CaF) в количестве 35-40 мас.% расплавл - 35 ют в тигле из никел или нержавеющей стали при температуре не ниже 800°С. Затем ввод т 9-11 мас.% отработавшего сорбента и 31-40 мас.% отработавшего поглотител . В полученный рас- 0 плав добавл ют 5-25 мас.% оксида алюмини , содержащего фториды проуктов делени , повьшают температуру до 850-900°С, и систему вьщерживают в течение 1 ч до ее полной 45 гомогенизации. Далее расплав вьшивают в контейнер из нержавеющей стаи , закрывают крьш1кой и герметизируют . После охлаждени помещают в хранилище отходов. Таким способом 50 получают кзмнеподобные плавы с т.Ш1..650-690 С. Плавы обладают высокой механической прочностью, негигроскопичны . Объем плава по сравнению с объемами исходной шихты 55 уменьшаетс в 2,5-3 раза.The spent melt (NaF-LiF-CaF) in the amount of 35-40 wt.% Melted - 35 are put into a crucible of nickel or stainless steel at a temperature not lower than 800 ° C. Then 9-11 wt.% Of the spent sorbent and 31-40 wt.% Of the spent absorber are introduced. 5-25 wt.% Of alumina containing fission product fluorides are added to the resulting melt, the temperature is raised to 850-900 ° C, and the system is held for 1 hour until it is fully 45 homogenized. Next, melt is inserted into a stainless flock container, sealed with a lid and sealed. After cooling, it is placed in the waste storage. In this way, 50 get kzmn-like melts with t.Sh1..650-690 C. Plavy have high mechanical strength, non-hygroscopic. The volume of the melt in comparison with the volumes of the initial charge 55 decreases 2.5-3 times.
Выбранные пределы количества компонентов смеси обусловлены следующ --.The selected limits on the number of components of the mixture are due to the following.
ми соображени ми: в указанной области концентраций образуютс камнеподобные гомогенные плавы, обладающие достаточно высокой твердостью, термической, радиационной и химичес КОЙ стойкостью.By considerations: in this concentration range, rock-like homogeneous melts are formed, possessing sufficiently high hardness, thermal, radiation, and chemical resistance.
.Увеличение содержани оксида алюмини , содер жащего фториды продуктов делени , больше 25 мас.%, приводит к тому, что смесь в установленном интервале температур не образует гомогенного расплава. Уменьшение содержани оксида алюмини ниже установленного предела приводит к снижению в 2-3 раза химической стойкости полученных плавов. Уменьшение концентрации отработавшего плава ниже 35 мас.% и увели чение концентрации отработавших хим поглотителей больше 40 мас.% и сорбента больше 11 мас.% приводит к повьш ению температуры процесса и уменьшению химической стойкости получаемого материала на 2-3 пор дка . Увеличение концентрации отработавшего плава больше 45 мас.% и уменьшение концентрации отработавших сорбента меньше 9 мас.% и поглотител меньше 31 мас.% приводит к резкому снижению химической стойкости на 2-3 пор дка и термической стойкости получаемого материала, что не обеспечивает безопасности его хранени и захоронени .An increase in the content of alumina containing fluorides of fission products is greater than 25 wt.%, Which leads to the fact that the mixture does not form a homogeneous melt in the established temperature range. A decrease in the alumina content below the set limit leads to a 2-3 times decrease in the chemical resistance of the resulting melts. A decrease in the concentration of the spent melt below 35 wt.% And an increase in the concentration of the spent chemical absorbers more than 40 wt.% And sorbent more than 11 wt.% Leads to an increase in the process temperature and a decrease in the chemical resistance of the resulting material by 2-3 times. An increase in the concentration of the spent melt is more than 45 wt.% And a decrease in the concentration of the spent sorbent is less than 9 wt.% And the absorber is less than 31 wt.% Leads to a sharp decrease in chemical resistance by 2-3 times and thermal stability of the resulting material, which does not ensure its storage safety. and burial.
Выдержка системы при 850-900 С в течение 1 ч обусловлена растворимостью вводимого в систему оксида алюмини . При более низких температурах снижаетс растворимость оксида алюмини , что приводит к образованию неоднородного плава, снижению в зкости плава и его химической стойкости. Верхний предел температуры продиктован экономической целесообразностью и стойкостью конструкционных материалов.The shutter speed of the system at 850-900 C for 1 h is due to the solubility of aluminum oxide introduced into the system. At lower temperatures, the solubility of alumina decreases, resulting in the formation of a non-uniform melt, a decrease in the viscosity of the melt and its chemical resistance. The upper temperature limit is dictated by the economic feasibility and durability of structural materials.
Выбранное врем вьщержки расплава в течение 1 ч при заданной температуре обеспечивает взаимное растворение всех компонентов шихты. Уменьшение его не позволит достигнуть гомогенного состо ни ,- а увеличение не приводит к улучшению свойств конечного продукта и поэтому из экономических соображений нецелесообразно .The selected time of the melt latch for 1 h at a given temperature ensures the mutual dissolution of all components of the mixture. Reducing it will not allow achieving a homogeneous state — and an increase does not lead to an improvement in the properties of the final product and therefore, from economic considerations, it is not advisable.
Известно, что система, состо ща из 33,5 NaF - 46,5 LiF - 20 CaFgIt is known that a system consisting of 33.5 NaF - 46.5 LiF - 20 CaFg
эквив.%, имеет эвтектическую точку плавлени . В предложенном матриале температура плавлени отработавшего плава (NaF-LiF - (1:1) 20% CaFy) Экспериментально составила 615°С..equiv.%, has a eutectic melting point. In the proposed matrix, the melting temperature of the spent melt (NaF-LiF - (1: 1) 20% CaFy) was experimentally 615 ° C.
Плавление отработавшего плава при емператуое ниже 800°С увеличивет длительность , данной операции и не достигаетс необходима в зкость плава, что затрудн ет дальнейшие опрации . Ведение этой операции при температуре свьше нецелесообразно по экономическим соображени м и вследствие недостаточной коррозионной стойкости конструкционных материалов .The melting of the spent melt at temperatures below 800 ° C will increase the duration of this operation and the necessary viscosity of the melt is not achieved, which makes further operations difficult. Conducting this operation at a temperature of more than impractical because of economic considerations and due to insufficient corrosion resistance of structural materials.
Дл получени предложенного материала были приготовлены три смеси ингредиентов по 0,2 кг, содержащие кажда , мас.%:To obtain the proposed material, three mixtures of ingredients of 0.2 kg each were prepared, containing each% by weight:
1. Отработавший1. Spent
сорбент- 10sorbent- 10
ОтработавшийSpent
поглЬтитель - 40 Отработавшийabsorber - 40 Spent
плав- 45water-45
Оксид алюмини - 5 II. ОтработавшийAluminum oxide - 5 II. Spent
сорбент- 9sorbent- 9
Отработавший поглотитель - 31 Отработавший плав- 35Spent absorber - 31 Spent float- 35
Оксид алюмини - 25 III. ОтработавшийAluminum oxide - 25 III. Spent
сорбент . - 11sorbent - eleven
ОтработавшийSpent
поглотитель - 31absorber - 31
ОтработавшийSpent
плав- 35float-35
Оксид алюмини - 23Aluminum oxide - 23
В никелевом тигле при 800с расплавл ли отработавший плав, затем в него засьшали отработавшие сорбен и поглотитель. После полного плавлени смеси повьппапи температуру до 850 (пример I), 870 (пример II), 900 С (пример III), вводили оксид алюмини , содержащий фториды продуктов делени и вьщерживали в течение 1 ч при заданных температурах в атмосфере воздуха до полной гомогенизации системы. После чего расплав выпивали в металлический стакан из жаростойкой стали, где он остывалIn the nickel crucible at 800 s, the spent melt melted, then the spent sorben and the absorber were suspended in it. After the mixture was completely melted, the temperature was up to 850 (Example I), 870 (Example II), 900 C (Example III), alumina was introduced containing fission product fluorides and held for 1 hour at given temperatures in the atmosphere of air until the system was completely homogenized. . After that, the melt was drunk in a metal cup of heat-resistant steel, where it cooled down.
до температуры саморазогрева продуктов делени . Застывший плав извлекали и помещали в контейнер, который затем герметизировали.to the temperature of self-heating of fission products. The solidified melt was removed and placed in a container, which was then sealed.
Полученные камнеподобные штаны обладали высокой твердостью, термостойкостью от 650 до 690°С, плотностью 2900-3000 кг/м. Выщелачиваемость цези - 137 из плавов в дистиллированной воде при составила 6,7 5,0 -. . The resulting stone-like pants possessed high hardness, heat resistance from 650 to 690 ° C, density of 2900-3000 kg / m. The leachability of cesium - 137 from the melts in distilled water was 6.7-5.0 -. .
Таким образом, получен минеральньй ма.териал, пригодный дл длительного контролируемого хранени и захоронени в герметичных контейнерах из нержавеющей стали.Thus, a mineral material is obtained that is suitable for long-term controlled storage and burial in sealed stainless steel containers.
Полученный материал имеет высокую термовлагостойкость и плотность, что позвол ет примерно в 3 разаThe resulting material has a high thermal resistance and density, which allows about 3 times
уменьшить конечные объемы подлежащих захоронению высокоактивных твердых фторидных отходов, что приводит к существенному снижению затрат на организацию его транспортировки иreduce the final volumes of highly active solid fluoride wastes to be disposed of, which leads to a significant reduction in the cost of organizing its transportation and
хранени . Предлагаемый материал включает все виды высокоактивных твердых отходов газофторидного процесса регенерации топлива и не требует введени дополнительныхstorage. The proposed material includes all types of highly active solid waste gas fluoride fuel regeneration process and does not require the introduction of additional
неактивных наполнителей. Это, вinactive fillers. This, in
свою очередь, позвол ет снизить технологические затраты на его получение и реализовать комплексный подход к переработке всех видовturn, allows to reduce the technological costs of its receipt and to implement an integrated approach to the processing of all types
высокоактивных отходов с минимальными затратами. Плавление при температуре 800 С (вначале) и повышение температуры до 900 С в конечной стадии приводит к экономииhigh level waste with minimal cost. Melting at a temperature of 800 C (at the beginning) and an increase in temperature to 900 C in the final stage leads to savings
электроэнергии, снижает коррозионное воздействие агрессивной среды на материал плавител , увеличива тем самым его ресурс и снижа металлозатраты .electricity, reduces the corrosive effect of aggressive environment on the material melter, thereby increasing its life and reducing metal consumption.
Полученный материал повышает радиационную безопасность при хранении отходов и- вл етс одним изThe resulting material increases radiation safety during storage of waste and is one of
барьеров, предотвращающих попадание радионуклидов в окружающую среду.Barriers preventing the ingress of radionuclides into the environment.
trtr
4.four.
SI iSI i
Л- a,L- a,
t 9t 9
4141
Claims (2)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| SU833615618A SU1136657A1 (en) | 1983-07-04 | 1983-07-04 | Material for hardening high-active fluorine waste and method of producing same |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| SU833615618A SU1136657A1 (en) | 1983-07-04 | 1983-07-04 | Material for hardening high-active fluorine waste and method of producing same |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| SU1136657A1 true SU1136657A1 (en) | 1985-11-15 |
Family
ID=21072182
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| SU833615618A SU1136657A1 (en) | 1983-07-04 | 1983-07-04 | Material for hardening high-active fluorine waste and method of producing same |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| SU (1) | SU1136657A1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2259325C1 (en) * | 2004-04-28 | 2005-08-27 | Институт химии Дальневосточного отделения Российской академии наук (статус государственного учреждения) (Институт химии ДВО РАН) | Method of regeneration of fluoride glass |
-
1983
- 1983-07-04 SU SU833615618A patent/SU1136657A1/en active
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| За вка JP № 55-012447, кл. G 21 F 9/00, опублик. 1980. Авторское свидетельство СССР № 986217, кл. G 21 F 9/30, 1982. * |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2259325C1 (en) * | 2004-04-28 | 2005-08-27 | Институт химии Дальневосточного отделения Российской академии наук (статус государственного учреждения) (Институт химии ДВО РАН) | Method of regeneration of fluoride glass |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4097401A (en) | Thermodynamically stable product for permanent storage and disposal of highly radioactive liquid wastes | |
| KR850000461B1 (en) | Containment of nuclear waste | |
| CA1156681A (en) | Highly refractory glass-ceramics suitable for incorporating radioactive wastes | |
| CN110092588B (en) | Borosilicate glass ceramic curing substrate and preparation method and application thereof | |
| US4483789A (en) | Method for permanently storing radioactive ion exchanger resins | |
| JPS587599A (en) | Method of solidifying high level radioactive liquid waste with glass | |
| US4094809A (en) | Process for solidifying high-level nuclear waste | |
| SU1136657A1 (en) | Material for hardening high-active fluorine waste and method of producing same | |
| US4209421A (en) | Method of preparing bodies containing radioactive substances | |
| KR101206595B1 (en) | Improved recycling method for al-b4c composite materials | |
| CN113200681A (en) | Preparation method of fluorite-based glass ceramic substrate for solidifying molybdenum-containing high radioactive nuclear waste | |
| US5656009A (en) | Process for immobilizing plutonium into vitreous ceramic waste forms | |
| US5221646A (en) | Neutron absorbing glass compositions | |
| USH1013H (en) | Process for the immobilization and volume reduction of low level radioactive wastes from thorium and uranium processing | |
| JP2001027694A (en) | Solidified body of radioactive condensed waste substance and manufacture of the same | |
| Barlow et al. | Synthesis of simulant ‘lava-like’fuel containing materials (LFCM) from the Chernobyl reactor Unit 4 meltdown | |
| RU2203513C2 (en) | Glass-forming phosphate compound for immobilizing high-activity aluminum-containing liquid wastes | |
| EP0149554B1 (en) | Method of immobilising nuclear waste | |
| RU2160937C1 (en) | Monolithic block for immobilizing liquid radioactive wastes | |
| SU986217A1 (en) | Composition for hardening highly radioactive waste and method of obtaining same | |
| JPH11295487A (en) | Radioactive waste treatment method and vitrified radioactive waste | |
| US3272756A (en) | Radioactive waste disposal using colemanite | |
| O'Holleran et al. | Glass-ceramic waste forms for immobilizing plutonium | |
| CN114180834A (en) | Iron-containing low-phosphate glass, preparation method and application thereof | |
| SU795522A3 (en) | Method of hardening radioactive wastes |