WO2017131557A1 - Liquid radioactive waste conditioning method - Google Patents
Liquid radioactive waste conditioning method Download PDFInfo
- Publication number
- WO2017131557A1 WO2017131557A1 PCT/RU2017/000036 RU2017000036W WO2017131557A1 WO 2017131557 A1 WO2017131557 A1 WO 2017131557A1 RU 2017000036 W RU2017000036 W RU 2017000036W WO 2017131557 A1 WO2017131557 A1 WO 2017131557A1
- Authority
- WO
- WIPO (PCT)
- Prior art keywords
- radioactive waste
- container
- cement
- liquid radioactive
- lrw
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Ceased
Links
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
- G21F9/04—Treating liquids
-
- 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
- G21F9/04—Treating liquids
- G21F9/06—Processing
- G21F9/16—Processing by fixation in stable solid media
-
- 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
- G21F9/04—Treating liquids
- G21F9/06—Processing
- G21F9/16—Processing by fixation in stable solid media
- G21F9/162—Processing by fixation in stable solid media in an inorganic matrix, e.g. clays, zeolites
- G21F9/165—Cement or cement-like matrix
Definitions
- the invention relates to technologies for cementing materials with radioactive components and can be used in the processing of liquid radioactive waste (LRW) accumulated and generated during the operation of nuclear power plants and other nuclear cycle facilities.
- LFW liquid radioactive waste
- the installation comprises a protective chamber equipped with a lock compartment, a container, a container for dry cement with additives and a cement compound preparation unit located in the protective chamber, including a container for liquid radioactive waste with a device for supplying liquid radioactive waste to the container and a mixing device connected to the rotation drive and return - translational movement "up and down", while the rails passing through the airlock compartment and ending on the outside of the protective amers, and the container is mounted on rails with the possibility of entering the protective chamber through the lock compartment, the installation is equipped with a cement dough preparation unit located outside the protective chamber, including a container for dry cement, a water tank and an additional mixing device connected to an additional rotation drive and return translational movement "up and down", while the site of preparation of the cement compound is located above the container stop in the protective chamber with the possibility of interaction I am with the container, and the cement dough preparation unit is located above
- Installation works as follows.
- the cart with the container is in the "clean zone”.
- the mixers are driven into rotation and translational movement “down” to enter the container, which serves cement with additives and water in a predetermined ratio.
- the components are mixed until a homogeneous mixture - cement paste.
- Mixers return "up” to a starting position.
- the airlock is opened, and the trolley, moving along the rails, enters the protective chamber.
- LRW is supplied to the container with cement dough. Mixing takes place in the container until the composition of the cement compound is uniform.
- the container is removed from the protective chamber to solidify the compound and finally transported to storage.
- a known method of cementing liquid radioactive waste comprising dosing portions of the components of the cement compound into a container mounted on a trolley, mixing the cement compound using an agitator mounted in the container, which is rotationally driven by the electric drive when the container is docked with the loading unit, followed by undocking of the container with the loading unit, closing the container with the cement compound and stirrer lid and transporting it to the storage, ichayuschiysya in that the container after it is docking with a loading unit mounted sensors of the lower and upper levels, which correspond to the length depending on the salinity of liquid radioactive waste volume of liquid radioactive waste and volume cement compound; using the lower level sensor, the achievement of the set value of the volume of liquid radioactive waste in the container is recorded, after which the flow of liquid radioactive waste into the container is stopped and the flow of cement and mixing of the cement compound are started; using the upper level sensor, the achievement of the set value of the volume of the cement compound is recorded,
- Also known is a method of cementing liquid radioactive waste (patent j sRU2309472 dated 04/03/2006), characterized in that liquid radioactive waste is supplied to the container, their level is measured, liquid radioactive waste is mixed into the container, a calculated volume of gas from an external source is supplied to the container, and unloaded liquid radioactive waste into the measuring device through an unloading tube, measuring their level in the measuring device, mixing the contents of the measuring device, unloading the liquid radioactive waste from the measuring device, increasing the pressure from an external gas source in it, container through the tube to discharge, fed to a cement container containing additives, each portion of the compound was stirred in a container.
- Device for the method of cementing liquid radioactive waste contains a mixing unit consisting of a tank with a mixer, a drain device, a vortex device, the input of which is connected to the output of the tank with a mixer, and the output with a drain device, a pipeline for supplying LRW, a hopper for cement, bunkers for solid additives, feeders, cement dispensers and solid additives, each of which consists of a jet pump connected in series to cement and solid waste bins, a pipeline, a feed hopper, and dispensers connected to the inlet of the tank with a mixer, a circulation line equipped with a pump and connected to the inlet of the tank with a mixer.
- the task of the invention is to remedy the above disadvantages.
- the technical result of the claimed invention is to reduce the dose to the staff in the process of conditioning liquid radioactive waste, simplifying the technology for conditioning liquid radioactive waste, improving the reliability and safety of the process for conditioning liquid radioactive waste.
- a method for conditioning liquid radioactive waste including supplying liquid radioactive waste to a container for cementing LRW, supplying cement with additives to a container for cementing LRW, mixing cement with additives and liquid radioactive waste until complete homogenization, wherein cement with additives is supplied in a container for cementing LRW in a package made of water-soluble materials.
- the packaging may be made of a water-soluble polymer film, in particular polyvinyl alcohol.
- the packaging dissolves in an aqueous medium, and the cement compound is mixed until completely homogenized, after which the container, with the mixture already cured, is sent for storage.
- Mixing of the cement compound is carried out by means of an agitator installed in the cementing container of LRW, which is rotationally driven by an electric drive.
- the cementing container for LRW can be placed in a protective concrete block. These concrete blocks are the end result of LRW processing and can be sent for burial or used as structural materials for the construction of storage facilities.
- NZK-1 non-returnable protective container
- 1.0 tons of dry cement in polyvinyl alcohol packages (20 packages of 50 kg each)
- 100 kg of bentonite clay in polyvinyl alcohol packages (2 packages of 50 each) were placed kg)
- 0.66 m 3 LRW with a salinity of 230 g / l and cesium activity of 137 10 7 Bq / l.
- the cement compound was mixed for 1 hour until complete homogenization.
- the cured cement compound in the cementing container was sent for disposal.
- the claimed invention allows to reduce the dose load on the staff in the process of conditioning liquid radioactive waste and significantly simplify the process of conditioning liquid radioactive waste.
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Abstract
Description
Способ кондиционирования жидких радиоактивных отходов Method for conditioning liquid radioactive waste
Изобретение относится к технологиям цементирования материалов с радиоактивными компонентами и может быть использовано при переработке жидких радиоактивных отходов (ЖРО), накопленных и образующихся при эксплуатации АЭС и других объектов ядерного цикла. The invention relates to technologies for cementing materials with radioactive components and can be used in the processing of liquid radioactive waste (LRW) accumulated and generated during the operation of nuclear power plants and other nuclear cycle facilities.
Из существующего уровня техники известны установка и способ цементирования жидких радиоактивных отходов (патент J4 RU2324242 ОТ 28.09.2005). Установка содержит снабженную шлюзовым отсеком защитную камеру, контейнер, емкость для сухого цемента с добавками и расположенный в защитной камере узел приготовления цементного компаунда, включающий емкость для жидких радиоактивных отходов с устройством подачи жидких радиоактивных отходов в контейнер и перемешивающее устройство, соединенное с приводом вращения и возвратно-поступательного перемещения "вверх-вниз", при этом по полу защитной камеры проложены рельсы, проходящие через шлюзовый отсек и заканчивающиеся снаружи защитной камеры, а контейнер установлен на рельсах с возможностью въезда в защитную камеру через шлюзовый отсек, установка снабжена расположенным снаружи защитной камеры узлом приготовления цементного теста, включающим емкость для сухого цемента, емкость для воды и дополнительное перемешивающее устройство, соединенное с дополнительным приводом вращения и возвратно-поступательного перемещения "вверх-вниз", при этом узел приготовления цементного компаунда расположен над местом останова контейнера в защитной камере с возможностью взаимодействия с контейнером, а узел приготовления цементного теста расположен над местом останова контейнера снаружи защитной камеры с возможностью взаимодействия с контейнером. Установка работает следующим образом. Тележка с контейнером находится в "чистой зоне". Мешалки приводятся во вращение и в поступательное перемещение "вниз" для вхождения в контейнер, в который подают цемент с добавками и воду в заданном соотношении. Компоненты перемешивают до получения однородной смеси - цементного теста. Мешалки возвращают "вверх" в исходное положение. Открывают шлюзовый отсек, и тележка, двигаясь по рельсам, въезжает в защитную камеру. В контейнер с цементным тестом подают ЖРО. В контейнере происходит перемешивание до однородного состава цементного компаунда. Контейнер удаляют из защитной камеры для затвердевания компаунда и окончательной транспортировки в хранилище. Известен способ цементирования жидких радиоактивных отходов (патент ■N2RU2218618 от 14.02.2002), включающий дозирование порций компонентов цементного компаунда в контейнер, установленный на тележке, перемешивание цементного компаунда с помощью установленной в контейнере мешалки, которая приводится во вращательное движение электроприводом при стыковке контейнера с загрузочным узлом, с последующей расстыковкой контейнера с загрузочным узлом, закрытие контейнера с цементным компаундом и мешалкой крышкой и транспортирование его в хранилище, отличающийся тем, что в контейнер после его стыковки с загрузочным узлом устанавливают датчики нижнего и верхнего уровней, длины которых соответствуют в зависимости от солесодержания жидких радиоактивных отходов объему жидких радиоактивных отходов и объему цементного компаунда; с помощью датчика нижнего уровня регистрируют достижение заданного значения объема жидких радиоактивных отходов в контейнере, после чего прекращают подачу в контейнер жидких радиоактивных отходов и начинают подачу цемента и перемешивание цементного компаунда; с помощью датчика верхнего уровня регистрируют достижение заданного значения объема цементного компаунда, после чего прекращают подачу в контейнер цемента; время работы мешалки задают и автоматически контролируют с помощью таймера; по окончании перемешивания цементного компаунда датчики верхнего и нижнего уровней погружают в контейнер. From the existing level of technology there is a known installation and method of cementing liquid radioactive waste (patent J4 RU2324242 dated 09.28.2005). The installation comprises a protective chamber equipped with a lock compartment, a container, a container for dry cement with additives and a cement compound preparation unit located in the protective chamber, including a container for liquid radioactive waste with a device for supplying liquid radioactive waste to the container and a mixing device connected to the rotation drive and return - translational movement "up and down", while the rails passing through the airlock compartment and ending on the outside of the protective amers, and the container is mounted on rails with the possibility of entering the protective chamber through the lock compartment, the installation is equipped with a cement dough preparation unit located outside the protective chamber, including a container for dry cement, a water tank and an additional mixing device connected to an additional rotation drive and return translational movement "up and down", while the site of preparation of the cement compound is located above the container stop in the protective chamber with the possibility of interaction I am with the container, and the cement dough preparation unit is located above the container stop point outside the protective chamber with the possibility of interaction with the container. Installation works as follows. The cart with the container is in the "clean zone". The mixers are driven into rotation and translational movement "down" to enter the container, which serves cement with additives and water in a predetermined ratio. The components are mixed until a homogeneous mixture - cement paste. Mixers return "up" to a starting position. The airlock is opened, and the trolley, moving along the rails, enters the protective chamber. LRW is supplied to the container with cement dough. Mixing takes place in the container until the composition of the cement compound is uniform. The container is removed from the protective chamber to solidify the compound and finally transported to storage. A known method of cementing liquid radioactive waste (patent ■ N2RU2218618 of 02/14/2002), comprising dosing portions of the components of the cement compound into a container mounted on a trolley, mixing the cement compound using an agitator mounted in the container, which is rotationally driven by the electric drive when the container is docked with the loading unit, followed by undocking of the container with the loading unit, closing the container with the cement compound and stirrer lid and transporting it to the storage, ichayuschiysya in that the container after it is docking with a loading unit mounted sensors of the lower and upper levels, which correspond to the length depending on the salinity of liquid radioactive waste volume of liquid radioactive waste and volume cement compound; using the lower level sensor, the achievement of the set value of the volume of liquid radioactive waste in the container is recorded, after which the flow of liquid radioactive waste into the container is stopped and the flow of cement and mixing of the cement compound are started; using the upper level sensor, the achievement of the set value of the volume of the cement compound is recorded, after which the flow of cement into the container is stopped; agitators are set and automatically controlled by a timer; upon completion of the mixing of the cement compound, the sensors of the upper and lower levels are immersed in a container.
Также известен способ цементирования жидких радиоактивных отходов (патент j sRU2309472 от 03.04.2006), характеризующийся тем, что подают жидкие радиоактивные отходы в емкость, измеряют их уровень, перемешивают жидкие радиоактивные отходы в емкости, подают в емкость рассчитанный объем газа от внешнего источника, выгружают жидкие радиоактивные отходы в мерник через трубку для выгрузки, измеряют их уровень в мернике, перемешивают содержимое мерника, выгружают жидкие радиоактивные отходы из мерника, повышая в нем давление от внешнего источника газа, в контейнер через трубку для выгрузки, подают в контейнер цемент с добавками, перемешивают каждую порцию компаунда в контейнере. Also known is a method of cementing liquid radioactive waste (patent j sRU2309472 dated 04/03/2006), characterized in that liquid radioactive waste is supplied to the container, their level is measured, liquid radioactive waste is mixed into the container, a calculated volume of gas from an external source is supplied to the container, and unloaded liquid radioactive waste into the measuring device through an unloading tube, measuring their level in the measuring device, mixing the contents of the measuring device, unloading the liquid radioactive waste from the measuring device, increasing the pressure from an external gas source in it, container through the tube to discharge, fed to a cement container containing additives, each portion of the compound was stirred in a container.
В качестве прототипа рассмотрим способ цементирования жидких радиоактивных отходов (патент jVsRU 2132095 от 03.12.1997), включающий подачу цемента с добавками в емкость с мешалкой из расходных бункеров через дозаторы струйными насосами, одновременную подачу в емкость ЖРО до заполнения рабочего объема смесительного узла, приготовление цементного компаунда перемешиванием цемента с добавками и жидкими радиоактивными отходами, после чего разгружают смесительный узел через сливное устройство в контейнеры для длительного хранения. Устройство для осуществления способа цементирования жидких радиоактивных отходов содержит смесительный узел, состоящий из емкости с мешалкой, сливного устройства, вихревого аппарата, вход которого соединен с выходом емкости с мешалкой, а выход - со сливным устройством, трубопровод для подачи ЖРО, бункер для цемента, бункеры для твердых добавок, питатели- дозаторы цемента и твердых добавок, каждый из которых состоит из последовательно соединенных струйного насоса, подсоединенного к бункерам цемента и твердых отходов, трубопровода, расходного бункера и дозаторов, соединенных с входом емкости с мешалкой, циркуляционную магистраль, снабженную насосом и соединенную с входом емкости с мешалкой. As a prototype, we consider a method of cementing liquid radioactive waste (patent jVsRU 2132095 from 12/03/1997), including the supply of cement with additives to the tank with an agitator from consumables through dispensers with jet pumps, the simultaneous supply of LRW to the tank until the working volume of the mixing unit is filled, and the preparation of cement compound mixing cement with additives and liquid radioactive waste, and then unload the mixing unit through the drain device into containers for long-term storage. Device for the method of cementing liquid radioactive waste contains a mixing unit consisting of a tank with a mixer, a drain device, a vortex device, the input of which is connected to the output of the tank with a mixer, and the output with a drain device, a pipeline for supplying LRW, a hopper for cement, bunkers for solid additives, feeders, cement dispensers and solid additives, each of which consists of a jet pump connected in series to cement and solid waste bins, a pipeline, a feed hopper, and dispensers connected to the inlet of the tank with a mixer, a circulation line equipped with a pump and connected to the inlet of the tank with a mixer.
Недостатком описанных технических решений является необходимость использования специального оборудования для приготовления цементного компаунда (дозаторы цемента и цементного компаунда, средства подачи цемента, смесители, узлы приготовления цементного раствора, датчики, элементы связи между узлами и др.). Сложное и дорогостоящее оборудование требует периодического обслуживания и ремонта: промывки возможного засорения трубопроводов подачи цементной смеси, смесителей и др. Возможно возникновение нештатных ситуаций с отверждением цемента или цементного компаунда вне контейнера для захоронения. Увеличение времени нахождения в зоне радиоактивного облучения для периодического или аварийного обслуживания повышает дозовые нагрузки на обслуживающий оборудование персонал. The disadvantage of the described technical solutions is the need to use special equipment for the preparation of the cement compound (cement dispensers and cement compound, cement feed means, mixers, cement slurry preparation units, sensors, communication elements between the units, etc.). Sophisticated and expensive equipment requires periodic maintenance and repair: flushing out possible clogging of cement supply pipelines, mixers, etc. Emergencies may occur with the curing of cement or cement compound outside the disposal container. The increase in the time spent in the radiation exposure zone for periodic or emergency maintenance increases the dose burden on the personnel serving the equipment.
Задачей заявляемого изобретения является устранение вышеуказанных недостатков. The task of the invention is to remedy the above disadvantages.
Техническим результатом заявляемого изобретения является снижение дозовой нагрузки на обслуживающий персонал в процессе кондиционирования жидких радиоактивных отходов, упрощение технологии кондиционирования жидких радиоактивных отходов, повышение надежности и безопасности процесса кондиционирования жидких радиоактивных отходов. The technical result of the claimed invention is to reduce the dose to the staff in the process of conditioning liquid radioactive waste, simplifying the technology for conditioning liquid radioactive waste, improving the reliability and safety of the process for conditioning liquid radioactive waste.
Для достижения указанного технического результата предлагается способ кондиционирования жидких радиоактивных отходов, включающий подачу жидких радиоактивных отходов в контейнер для цементирования ЖРО, подачу цемента с добавками в контейнер для цементирования ЖРО, смешивание цемента с добавками и жидких радиоактивных отходов до полной гомогенизации, причем цемент с добавками подают в контейнер для цементирования ЖРО в упаковке, выполненной из растворимых в водной среде материалов. To achieve the specified technical result, a method for conditioning liquid radioactive waste is proposed, including supplying liquid radioactive waste to a container for cementing LRW, supplying cement with additives to a container for cementing LRW, mixing cement with additives and liquid radioactive waste until complete homogenization, wherein cement with additives is supplied in a container for cementing LRW in a package made of water-soluble materials.
Упаковка может быть выполнена из водорастворимой полимерной пленки, в частности из поливинилового спирта. После того, как цемент в упаковке попадает в контейнер для цементирования ЖРО, упаковка растворяется в водной среде, а цементный компаунд перемешивают до полной гомогенизации, после чего контейнер, с уже отвержденной смесью, отправляют на хранение. Перемешивание цементного компаунда производят с помощью установленной в контейнере для цементирования ЖРО мешалки, которая приводится во вращательное движение электроприводом. Таким образом, при реализации способа, исключается сложное в эксплуатации и требующее специального обслуживания оборудование, что позволяет существенно повысить степень радиационной защиты обслуживающего персонала в процессе кондиционирования жидких радиоактивных отходов. The packaging may be made of a water-soluble polymer film, in particular polyvinyl alcohol. After the cement in the package enters the container for LRW cementing, the packaging dissolves in an aqueous medium, and the cement compound is mixed until completely homogenized, after which the container, with the mixture already cured, is sent for storage. Mixing of the cement compound is carried out by means of an agitator installed in the cementing container of LRW, which is rotationally driven by an electric drive. Thus, when implementing the method, equipment that is difficult to operate and requires special maintenance is eliminated, which can significantly increase the degree of radiation protection of maintenance personnel in the process of conditioning liquid radioactive waste.
Контейнер для цементирования ЖРО может быть размещен в защитном бетонном блоке. Указанные бетонные блоки являются конечным результатом обработки ЖРО и могут быть отправлены на захоронение или быть использованы как конструкционные материалы для строительства хранилищ. The cementing container for LRW can be placed in a protective concrete block. These concrete blocks are the end result of LRW processing and can be sent for burial or used as structural materials for the construction of storage facilities.
Примеры реализации. Implementation examples.
Пример 1. Example 1
В стальную бочку объемом 200 литров поместили 150 кг сухого цемента в упаковках из поливинилового спирта (3 упаковки по 50 кг) и добавили 85 литров ЖРО, содержащих 285 г/л нитрата натрия и 104 Бк/г бета-излучающих радионуклидов. После растворения упаковок цементный компаунд перемешивали лопастной мешалкой в течение 30 минут до полной гомогенизации. Бочку с отвержденным цементным компаундом отправили на захоронение. 150 kg of dry cement in polyvinyl alcohol packages (3 packs of 50 kg each) were placed in a 200 liter steel barrel and 85 liters of LRW containing 285 g / l sodium nitrate and 10 4 Bq / g beta-emitting radionuclides were added. After the packages were dissolved, the cement compound was mixed with a paddle mixer for 30 minutes until complete homogenization. A barrel with a cured cement compound was sent for burial.
Пример 2. Example 2
В невозвратный защитный контейнер (НЗК-1) рабочим объемом 1,5 м , поместили 1,0 т сухого цемента в упаковках из поливинилового спирта (20 упаковок по 50 кг), 100 кг бентонитовой глины в упаковках из поливинилового спирта (2 упаковки по 50 кг) и 0,66 м3 ЖРО с солесодержанием 230 г/л и активностью по цезию-137 107 Бк/л. После растворения упаковок цементный компаунд перемешивали в течение 1 часа до полной гомогенизации. Отвержденный цементный компаунд в контейнере для цементирования отправили на захоронение. In a non-returnable protective container (NZK-1) with a working volume of 1.5 m, 1.0 tons of dry cement in polyvinyl alcohol packages (20 packages of 50 kg each), 100 kg of bentonite clay in polyvinyl alcohol packages (2 packages of 50 each) were placed kg) and 0.66 m 3 LRW with a salinity of 230 g / l and cesium activity of 137 10 7 Bq / l. After the packages were dissolved, the cement compound was mixed for 1 hour until complete homogenization. The cured cement compound in the cementing container was sent for disposal.
Заявленное изобретение позволяет снизить дозовую нагрузку на обслуживающий персонал в процессе кондиционирования жидких радиоактивных отходов и существенно упростить процесс кондиционирования жидких радиоактивных отходов. The claimed invention allows to reduce the dose load on the staff in the process of conditioning liquid radioactive waste and significantly simplify the process of conditioning liquid radioactive waste.
Claims
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| EA201800446A EA201800446A1 (en) | 2016-01-28 | 2017-01-27 | METHOD OF CONDITIONING LIQUID RADIOACTIVE WASTES |
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2016102930A RU2617113C1 (en) | 2016-01-28 | 2016-01-28 | Method for conditioning of liquid radioactive waste |
| RU2016102930 | 2016-01-28 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| WO2017131557A1 true WO2017131557A1 (en) | 2017-08-03 |
Family
ID=58643035
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| PCT/RU2017/000036 Ceased WO2017131557A1 (en) | 2016-01-28 | 2017-01-27 | Liquid radioactive waste conditioning method |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| EA (1) | EA201800446A1 (en) |
| RU (1) | RU2617113C1 (en) |
| WO (1) | WO2017131557A1 (en) |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4652404A (en) * | 1983-12-01 | 1987-03-24 | Kernforschungsanlage Julich Gesellschaft Mit Beschrankter Haftung | Process for conditioning contaminated waste through cementing |
| RU2132095C1 (en) * | 1997-12-03 | 1999-06-20 | Московское государственное предприятие Объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды | Device for carburizing liquid radioactive wastes |
Family Cites Families (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE2720342B2 (en) * | 1977-05-06 | 1979-08-30 | Steag Kernenergie Gmbh, 4300 Essen | Process and system for solidifying pumpable radioactive waste in a landfill container |
| GB8423170D0 (en) * | 1984-09-13 | 1984-11-07 | Atomic Energy Authority Uk | Waste immobilisation |
| SU1338697A1 (en) * | 1985-07-03 | 1996-03-20 | В.И. Кольба | Method for solidifying liquid radioactive waste |
| US10286380B2 (en) * | 2014-06-24 | 2019-05-14 | Medtronic, Inc. | Sorbent pouch |
-
2016
- 2016-01-28 RU RU2016102930A patent/RU2617113C1/en active
-
2017
- 2017-01-27 EA EA201800446A patent/EA201800446A1/en unknown
- 2017-01-27 WO PCT/RU2017/000036 patent/WO2017131557A1/en not_active Ceased
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4652404A (en) * | 1983-12-01 | 1987-03-24 | Kernforschungsanlage Julich Gesellschaft Mit Beschrankter Haftung | Process for conditioning contaminated waste through cementing |
| RU2132095C1 (en) * | 1997-12-03 | 1999-06-20 | Московское государственное предприятие Объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды | Device for carburizing liquid radioactive wastes |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| 1985, pages 132 - 136 * |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2617113C1 (en) | 2017-04-21 |
| EA201800446A1 (en) | 2019-01-31 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5695280A (en) | Concrete stabilization system and method for utilizing same | |
| US4196169A (en) | System for disposing of radioactive waste | |
| CN101659456B (en) | Powdered activated carbon automatic dosing system | |
| CN104874587A (en) | System for treatment of fly ash from waste incineration | |
| US3883441A (en) | Apparatus for fixing radioactive waste | |
| JPS59114500A (en) | Conditioning device for radioactive waste | |
| CN202479201U (en) | Continuous fly ash stabilizing treatment device | |
| RU2617113C1 (en) | Method for conditioning of liquid radioactive waste | |
| KR102519992B1 (en) | Mobile boric acid injection system | |
| CN212190571U (en) | Medical waste incineration fly ash solidification device | |
| EP3140054B1 (en) | Method for resin, solids, and sludge solidification, stabilization, and reduction of disposal volume | |
| CN205269646U (en) | Waste incineration fly ash treatment system | |
| Reddy et al. | Conditioning of sludge produced through chemical treatment of radioactive liquid waste–Operating experiences | |
| CN209591555U (en) | A kind of solidification of waste system | |
| RU2132095C1 (en) | Device for carburizing liquid radioactive wastes | |
| CN216687875U (en) | Silt dehydration concreties and adds medicine measurement system | |
| RU94371U1 (en) | PLANT FOR CURING LIQUID RADIOACTIVE WASTE | |
| JP2010507788A (en) | Waste inclusion for storage | |
| RU2218618C2 (en) | Method and device for case-hardening liquid radioactive wastes | |
| RU2199164C2 (en) | Device for case-hardening finely dispersed radioactive and toxic wastes by impregnation | |
| RU2218619C1 (en) | Mixer for preparation of cement mortar based on radioactive wastes | |
| TW448451B (en) | Radioactive waste processor | |
| CN111462933A (en) | A waste solidification system and method | |
| RU132239U1 (en) | INSTALLING AIR CONDITIONING HIGH-SALT LOW-ACTIVE LIQUID RADIOACTIVE WASTE | |
| JP2019076851A (en) | Contaminated soil treatment method, contaminated soil treatment device, and contaminated soil treatment system |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| 121 | Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application |
Ref document number: 17744639 Country of ref document: EP Kind code of ref document: A1 |
|
| NENP | Non-entry into the national phase |
Ref country code: DE |
|
| NENP | Non-entry into the national phase |
Ref country code: JP |
|
| 122 | Ep: pct application non-entry in european phase |
Ref document number: 17744639 Country of ref document: EP Kind code of ref document: A1 |