CS205905B1 - Boritokřemíčité sklo pro fixaci zkoncentrovaných radioaktivních odpadů - Google Patents

Boritokřemíčité sklo pro fixaci zkoncentrovaných radioaktivních odpadů Download PDF

Info

Publication number
CS205905B1
CS205905B1 CS288679A CS288679A CS205905B1 CS 205905 B1 CS205905 B1 CS 205905B1 CS 288679 A CS288679 A CS 288679A CS 288679 A CS288679 A CS 288679A CS 205905 B1 CS205905 B1 CS 205905B1
Authority
CS
Czechoslovakia
Prior art keywords
oxide
concentration
silicate glass
radioactive waste
radioactive wastes
Prior art date
Application number
CS288679A
Other languages
English (en)
Inventor
Ela Vackova
Jarmila Ralkova
Original Assignee
Ela Vackova
Jarmila Ralkova
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Ela Vackova, Jarmila Ralkova filed Critical Ela Vackova
Priority to CS288679A priority Critical patent/CS205905B1/cs
Publication of CS205905B1 publication Critical patent/CS205905B1/cs

Links

Landscapes

  • Glass Compositions (AREA)

Description

Vynález se týká boritokřemičitého skla, které lze použít pro fixaci zkoncentrovaných radioaktivních odpadů.
Jedním ze způsobů likvidace radioaktivních odpadů je jejioh solidifikace a přeměna ve skelnou nebo skelně krystalickou kompaktní hmotu, která splňuje podmínky dlouhodobého bezpečného skladování.
Je známo několik způsobů solidifikace radioaktivních odpadů a jejich přeměny na sklo nebo skelně krystalickou hmotu; tak například směs předem připraveného a rozdrceného křemičitého skla a kalcinovaných radioaktivních odpadů po promíchání a protavení vytvoří po ochlazení kompaktní skelnou nebo skelně krystalickou hmotu. Z typů používaných skel se nejlépe osvědčila boritokřemičitá skla, přestože mají celou řadu nedostatků, jako např. mohou pojmout jen malá množství kslcinátu radioaktivního odpadu a směs boritokřemičitých skel s kalcinétem radioaktivních odpadů vyžadují vysokou teplotu, nutnou k vytvoření homogenního konečného produktu. Taková teplota vyvolává technologické potíže, zvláště zvyšuje korozi materiálů, zvyšuje úlet nebezpečných radioaktivních nuklidú, atd. Kromě toho, je-li v radioaktivním odpadu hmotnostní koncentrace oxidu sodného NagO větší než 4 %, dochází k odměšování fáze, obsahující molybden. Tato odmíaená fáze strhává do sebe dlouhodobé radionuklidy cesium ^^Cs a stroncium ^°Sr a protože je rozpustná ve vodě, dochází tím k podstatnému snížení účinnosti fixačního procesu.
205 905
205 905
Zmíněné nedostatky lze odstranit nebo alespoň podstatné snížit použitím Skel podle vynálezu, jehož podstata spočívá v tom, že obsahují následující složky v hmotnostní koncentraci: 30,0 až 85,0 % oxidu křemičitého SiOg
2,0 až 30,0 % oxidu hlinitého AlgO^
0,5 až 20,0 % alespoň jednoho oxidu ze skupiny, zahrnující oxid titaničitý TiOg a oxid zinečnatý ZnO
2,0 až 20,0 % oxidu boritého BgO-j
2,0 až 20,0 % alespoň jednoho oxidu ze skupiny, zahrnující oxid hořečnatý MgO a oxid vápenatý CaO
0,2 až 20,0 % oxidu manganatého MnO 0,2 až 20,0 % oxidu lithného LigO
Skla tohoto složení mohou pojmout kalcináty radioaktivních odpadů v hmotnostní koncentraci až 50 %. Již při teplotách nižěích než 1 000 °C lze získat homogenní hmotu. Při ochlazení roztavené směsi nedochází k odměšování fáze bohaté na molybden, a to ani v přítomnosti oxidu sodného NagO v kalcinátu v hmotnostní koncentraci až 30 %, Vyluhovatelnost dlouhodobých radionuklidů cesia ^^^Cs a stroncia ^°Sr z konečného produktu se sníží z hodnot 10 až 10' g.cm .den, udávaných pro dosud používaná bořítokřemičité.skla, obsahu“Q *2 jící fixovaný radioaktivní kal.cinát, na hodnoty 10 g.cm .den .
Složení bořitokřemičitých skel podle vynálezu je blíže vysvětleno v příkladech provedení, jež však všechny možnosti vynálezu nevyčerpévají a vynález lze uplatnit i za jiných podmínek.
Příklad 1
Sklo s hmotnostní koncentrací SiOg 30,0 %, AlgO^ 13,2 %, TiOg 12,3 %, BgO^ ^2,3 MgO 12,3 %, MnO 5,7 %, LigO 14,2 % bylo rozemleto a smícháno s kalcinátem modelového radioaktivního odpadu v hmotnostní koncentraci 30,0 %. Kalcinát obsahoval mimo jiné oxid sodný NagO v hmotnostní koncentraci 30,0 % a oxid molybdenový MoO^ v hmotnostní koncentraci 15,0 %. Tavením této směsi už přiteplotě 950 °C byl získán homogenní produkt. Výluhová-; telnost cesia J'Cs z tohoto produktu byla 8,32*10 g.cm .den a vyluhovatelnost stron-j cia ^®Sr byla 6,28.10^ g.cm^.den\ ;
Příklad 2 . !
Sklo o hmotnostní koncentraci SiOg 75,0 %, AlgO^ 2,0 %, TiOg 0,5 %, BgO^ H»-’
MgO 2,0 %, MnO 3,7 LigO 6,0 % bylo rozmleto a smícháno s kalcinátem modelového radioaktivního odpadu v hmotnostní koncentraci 40,0 %. Kalcinát obsahoval mimo jiné oxid sodný v hmotnostní koncentraci 30,0 % a oxid molybdenový MoO^ v hmotnostní koncentraci 15,0 %. Homogenní produkt fixace byl získán tavením této směsi při teplotě 950 °C. Radiónuklid cesia J Cs se vyluhoval z tohoto produktu rychlostí 6,43.10 g.cm .den ; vyluhovatelQO -9 -2 -1 nost stroncia Sr činila 4,23.10 g.cm .den
Příklad 3
Sklo s hmotnostní koncentrací Si0g56,5 %, AlgO^ 6,6 %, TiOg 2,0 %, ZnO 3,7 %, B2°3 MgO 5,7 %, MnO 9,0 %, LigO 10,7 % bylo rozemleto a smícháno s kalcinátem modelového radioaktivního odpadu v hmotnostní koncentraci 50,0 %. Kalcinát obsahoval mimo
205 905 jiné oxid sodný NagO v hmotnostní koncentraci 30,0 % a oxid molybdenový MoO^ v hmotnostní koncentraci 15,0 %. Homogenní produkt byl získán tavením směsi při teplotě 860 °C.
1^7 —8 —2 —1
Rychlost vyluhování cesia J'Cs z tohoto produktu činila 7,38.10 g.cm .den a rychlost
QO —9 —2 —1 vyluhování stroncia ’ Sr byla 6,41.10 7 g.cm .den .
Příklad 4
Sklářský kmen, složením odpovídající sklu s hmotnostní koncentrací SiO2 46,6 %,
A12O3 5,6 %, TiO2 2,0 %, B2O3 20,0 %, MgO 3,0 %, CaO 2,9 %, MnO 5,7 %, Iá20 14,2 %, byl smíchán s kalcinátem modelového radioaktivního odpadu v hmotnostní koncentraci 35,0 Kalcinát obsahoval mimo jiné oxid sodný Ne20 v hmotnostní koncentraci 27,4 % a oxid molybdenový v hmotnostní koncentraci 7,9 %. Homogenní produkt byl získán tavením této směsi při teplotě 800 °C. Vyluhovatelnost radionuklidu cesia z tohoto produktu činio -»2 — 1. 90 —9 —2 —1 la 6,54.10 g.cm .den a vyluhovatelnost stroncia Sr byla 7,13.10 g.cm .den .

Claims (2)

  1. Předmět vynálezu
    Boritokřemičité sklo pro fixaci zkoncentrováných radioaktivních odpadů vyznačující se tím, že obsahuje následující složeky v hmotnostní koncentraci:
    30,0 až 85,0 % oxidu křemičitého Si02
  2. 2,0 až 30,0 % oxidu hlinitého Al203
    0,5 až 20,0 % alespoň jednoho oxidu ze skupiny, zahrnující oxid titaničitý TiO2 a oxid zinečnatý ZnO
    2,0 až 20,0 % oxidu boritého B203
    2,0 až 20,0 % aléépoň jednoho oxidu ze skupiny, zahrnující oxid hořečnatý MgO a oxid vápenatý CaO
    0,2 až 20,0 % oxidu manganatého MnO 0,2 až 20,0 % oxidu lithného LigO
CS288679A 1979-04-25 1979-04-25 Boritokřemíčité sklo pro fixaci zkoncentrovaných radioaktivních odpadů CS205905B1 (cs)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS288679A CS205905B1 (cs) 1979-04-25 1979-04-25 Boritokřemíčité sklo pro fixaci zkoncentrovaných radioaktivních odpadů

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS288679A CS205905B1 (cs) 1979-04-25 1979-04-25 Boritokřemíčité sklo pro fixaci zkoncentrovaných radioaktivních odpadů

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CS205905B1 true CS205905B1 (cs) 1981-05-29

Family

ID=5367283

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CS288679A CS205905B1 (cs) 1979-04-25 1979-04-25 Boritokřemíčité sklo pro fixaci zkoncentrovaných radioaktivních odpadů

Country Status (1)

Country Link
CS (1) CS205905B1 (cs)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US7825288B2 (en) Process and composition for the immobilization of radioactive and hazardous wastes in borosilicate glass
ES2417306T3 (es) Vidrio de aluminoborosilicato para la contención de efluentes líquidos radiactivos y procedimiento de tratamiento de efluentes líquidos radiactivos
EP0046085B1 (en) Method of encapsulating nuclear waste
US5840638A (en) Phosphate glasses for radioactive, hazardous and mixed waste immobilization
Jantzen et al. On selection of matrix (wasteform) material for higher activity nuclear waste immobilization
EP0042770A2 (en) Method of immobilizing nuclear waste in glass
US20080020918A1 (en) Process and composition for the immobilization of high alkaline radioactive and hazardous wastes in silicate-based glasses
JPS6036999A (ja) 放射性ほう酸ナトリウム廃液の減容固化物、減容固化方法及びその装置
US4094809A (en) Process for solidifying high-level nuclear waste
RU2668605C1 (ru) Алюмофосфатное стекло для иммобилизации радиоактивных отходов
CS205905B1 (cs) Boritokřemíčité sklo pro fixaci zkoncentrovaných radioaktivních odpadů
US3218262A (en) Glass compositions
US5875407A (en) Method for synthesizing pollucite from chabazite and cesium chloride
Spence et al. Laboratory stabilization/solidification of surrogate and actual mixed-waste sludge in glass and grout
US3305371A (en) Glass compositions
Danilov et al. Hydrolytic durability of uranium-containing sodium aluminum (iron) phosphate glasses
Brezneva et al. Vitrification of high sodium-aluminum wastes: composition ranges and properties
RU2701869C1 (ru) Алюмофосфатное стекло для иммобилизации радиоактивных отходов
Vackova et al. Borosilicate glass for fixation of concentrated radioactive wastes
RU2529496C2 (ru) Состав для отверждения жидких радиоактивных отходов
Lemesle et al. Bismuth silver phosphate glasses as alternative matrices for the conditioning of radioactive iodine
RU2386182C2 (ru) Силикофосфатное стекло для иммобилизации радиоактивных отходов
Balmer et al. The structure and properties of two new silicotitanate zeolites
Fadzil et al. The formation of crystals in glasses containing rare earth oxides
US7241932B2 (en) Encapsulation of radioactive waste using a sodium silicate based glass matrix