CS205905B1 - Boritokřemíčité sklo pro fixaci zkoncentrovaných radioaktivních odpadů - Google Patents
Boritokřemíčité sklo pro fixaci zkoncentrovaných radioaktivních odpadů Download PDFInfo
- 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
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)
- Předmět vynálezuBoritokřemičité sklo pro fixaci zkoncentrováných radioaktivních odpadů vyznačující se tím, že obsahuje následující složeky v hmotnostní koncentraci:30,0 až 85,0 % oxidu křemičitého Si02
- 2,0 až 30,0 % oxidu hlinitého Al2030,5 až 20,0 % alespoň jednoho oxidu ze skupiny, zahrnující oxid titaničitý TiO2 a oxid zinečnatý ZnO2,0 až 20,0 % oxidu boritého B2032,0 až 20,0 % aléépoň jednoho oxidu ze skupiny, zahrnující oxid hořečnatý MgO a oxid vápenatý CaO0,2 až 20,0 % oxidu manganatého MnO 0,2 až 20,0 % oxidu lithného LigO
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) |
-
1979
- 1979-04-25 CS CS288679A patent/CS205905B1/cs unknown
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 |