CS219351B1 - Method of liquidation of liquid radioactive refuse from nuclear power plants with contents of sodium and boron - Google Patents
Method of liquidation of liquid radioactive refuse from nuclear power plants with contents of sodium and boron Download PDFInfo
- Publication number
- CS219351B1 CS219351B1 CS132680A CS132680A CS219351B1 CS 219351 B1 CS219351 B1 CS 219351B1 CS 132680 A CS132680 A CS 132680A CS 132680 A CS132680 A CS 132680A CS 219351 B1 CS219351 B1 CS 219351B1
- Authority
- CS
- Czechoslovakia
- Prior art keywords
- radioactive waste
- added
- sodium
- class
- nuclear power
- Prior art date
Links
Landscapes
- Glass Compositions (AREA)
- Compositions Of Oxide Ceramics (AREA)
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Description
(54) Způsob likvidace kapalných radioaktivních odpadů z jaderných elektráren s obsahem sodíku a bóru(54) Method of disposal of liquid radioactive waste from nuclear power plants containing sodium and boron
22
Vynález má název „Způsob likvidace kapalných radioaktivních odpadů z jaderných elektráren s obsahem sodíku a bóru“. Týká se oboru radiochemie a technologie přepracování vyhořelého jaderného paliva. Řeší způsob solidifikace kapalných radioaktivních odpadů z jaderných elektráren do formy, vhodné k jejich trvalému a beizpečnému uložení v centrálních úložištích. Jeho podstatou j-e skutečnost, že k radioaktivním odpadům se přidává kyslíkatá sloučenina fosforu nebo fosfor, jakožto šklotvorná látka v takovém množství, aby konečná koncentrace oxidu fosforečného- v produktu solidifikace činila 20 až 70 % hmot. a dále se ještě přidávají sloučeniny intermediárních prvků, jako je hliník a/nebo železo a/nebo zinek a/nebo vápník a/nebo- olovo v takovém množství, aby konečná koncentrace oxidů těchto prvků v produktu solidifikace činila až 3t0 proč. hmot. Produktem solidifikace se rozumí hmota skelného, sklo-krystalického nebo krystalického charakteru, která vznikne tepelným zpracováním odpadního roztoku s uvedenými komponentami až na teiplotu sintrace nebo tavení příslušné směsi v mezích od 400 do 1200* 1¾.The invention is entitled "Method for the Disposal of Liquid Radioactive Wastes from Sodium and Boron Nuclear Power Plants". It concerns the field of radiochemistry and spent fuel reprocessing technology. It solves the method of solidification of liquid radioactive waste from nuclear power plants into a form suitable for their permanent and safe disposal in central repositories. It is based on the fact that an oxygenated phosphorus compound or phosphorus is added to the radioactive waste as a glidant in an amount such that the final concentration of phosphorus pentoxide in the solidification product is 20 to 70% by weight. and further compounds of intermediate elements such as aluminum and / or iron and / or zinc and / or calcium and / or lead are added in an amount such that the final concentration of the oxides of these elements in the solidification product is up to 30%. wt. Solidification product means a mass of glassy, glass-crystalline or crystalline character resulting from the thermal treatment of a waste solution with the above-mentioned components down to a siptration or melting point of the mixture in the range of 400 to 1200 * 1 ¾.
219331219331
Vynález se týká způsobu likvidace kapalných radioaktivních odpadů z jaderných elekt-áren s vysokým obsahem bóru a sodíku.The present invention relates to a process for the disposal of liquid radioactive waste from high boron and sodium nuclear power plants.
Jak je známo, předmětem zájmu radiochemlckých pracovišť, spadajících do oblasti rozvoje jaderné energetiky, je vývoj a realizace technologických postupů, vedo-ucích k přeměno značných objemů radioaktivních odpadních roztoků z jaderných elektráren na tuhé konečné produkty, vhodné k jejich trvalému uložení. K nejznámějším technologickým postupům zpracování těchto kapalných odpadních roztoků patří jejich fixace do bloku cementu, tzn, cementace, např. podle patentů NSR č. 2 421142, č. 2 515 766, c. 2 616 629, nebo- podle japonských patentů č. 111 660. — 1976, č. 26 000 — 1977, č. 70 606i — 1677. Velmi známá je také fixace do bloků bitumenu, tzv. bitumenace, např. podle patentů NSR č. 2 301 732, č. 2 304 061, č. 2 732 0(31, č. 2 705 470: nebo patentu CSSR č. 163 830, .nebo- japonského, patentu číslo34 266 — 1977. Oba uvedené postupy se vy-značuýí-především tím, že teplota při zpracování odpadů nepřevyšuje hodnotu 250^0, a, že vedou ke konečným produktům fixace s obsahem do 30 % hmot. zpracovaných odpadů. Vyluhovatelnostl radioaktivních látek, především pro ces-urn 137 a stroncium 90 se pohybují v rozmezí ΚΓ5 až 101 g/cm2/ /den. Hlavní nevýhodou u cementace je ta skutečnost, že při zvyšujícím se obsahu fixovaných odpadních produktů se snižuje mechanická stálost bloku a stoupá vyluhovatelnost rrdionuklidů. Postupy, využívající pro fixaci odpadních roztoků bitůmenů, mají mimoto- při tepelném zpracování určité riziko· vzplanutí a jseu tedy z hlediska protipožární bezpečnosti méně vhodné. Nevítaným jevem je také vznik H2 z již hotových produktů fixace v důsledku radiclýzy. Dále jsou známy postupy na fixaci radioaktivních odpadů do- organických polymerů, např. podle patentů NSR č. 2-363 474, č. 2 363 475, USA č. 4 637 SCI, Francie c. 2 286186 a Japonsko- č. 127 606 — 1977. Tyto postupy jsou vhodné zejména pro odpadní roztoky s obsahem organických látek. V neposlední řadě jsou známy postupy na zatavování radioaktivních odpadů do- skel nebo keramik, tzv. vitrifikrční postupy, např. podle patentů NSR č. 2 W 928, č. 2 414 481, UK č. 1 446 016, NSR č. 2 453 454, č. 2 524 169, Francie čís. 2 262 8154. Podstatou těchto- postupů je skutečnost, že k odpadním roztokům se přidávají sklotvorné příměsi. Jedná se zejménaAs is well known, the interest of radiochemical workplaces within the field of nuclear energy development is the development and implementation of technological processes leading to the conversion of considerable volumes of radioactive waste solutions from nuclear power plants into solid end products suitable for their permanent storage. The best known technological processes for the treatment of these liquid waste solutions are their fixation to the cement block, i.e. cementation, for example according to German patents Nos. 2,421,742, 2,515,766, 2,616,629, or Japanese patents 111 660. - 1976, No. 26 000 - 1977, No. 70 606 i - 1677. Fixation into bitumen blocks, so-called bitumenization, is also well known, for example according to the patents of the German Federal Republic No. 2 301 732, No. 2 304 061, No. 2 732 0 (31, No. 2 705 470 ) or CSSR No. 163 830, or Japanese Patent No. 3466-1777. Both processes are distinguished by the fact that the waste treatment temperature does not exceed and that they lead to final fixation products containing up to 30% by weight of the processed wastes The leachability of radioactive substances, especially for ces-urn 137 and strontium 90, ranges from ΚΓ 5 to 10 1 g / cm 2 / The main disadvantage of cementation is the fact that with increasing content of f The oxidation of waste products reduces the mechanical stability of the block and increases the leachability of the rrdionuclides. In addition, processes employing bitumen waste fixation solutions have a certain risk of ignition during heat treatment and are therefore less suitable for fire safety. An unwelcome phenomenon is also the formation of H2 from already finished fixation products due to radicysis. Furthermore, processes for fixing radioactive waste to organic polymers are known, for example, according to German patents Nos. 2-363 474, No. 2,363,475, US No. 4,637 SCI, France No. 2,286,186 and Japan No. 127,606. - 1977. These processes are particularly suitable for waste solutions containing organic substances. Last but not least, there are known methods for sealing radioactive waste of glass or ceramics, the so-called vitrification procedures, for example according to the patents of Germany No. 2 W 928, No. 2 414 481, UK No. 1 446 016, Germany No. 2 453 454, No. 2 524 169, France no. The essence of these processes is that glass-forming additives are added to the waste solutions. This is particularly true
o. sloučeniny křemíku, fosforu, hliníku a bóru. Výhodou vitirifikačních postupů je vysoká specifická hmotnost finálních produktů fxace a také nižší vyluhovatelnosti fixovaných radionuklldů než u předchozích postupů. K nevýhodám naopak patří nutnost vysokoteplotního- zpracování směsí, a proto- se tohoto- postupu používá zejména, pro zpracování vysoko-aktivních odpadních roztoků.Compounds of silicon, phosphorus, aluminum and boron. The advantage of the vitirification processes is the high specific gravity of the final products of the faction and also the lower leachability of the fixed radionuclides than the previous processes. The disadvantages, on the other hand, include the necessity of high-temperature treatment of the mixtures, and therefore this process is used in particular for the treatment of high-activity waste solutions.
Ukázalo- se proto· jako vhodné a účelné, aby byl vyřešen způsob fixace kapalných radioaktivních odpadních roztoků z jaderných elektráren, který sníží nevýhody dosud známých postupů na co neijmenší míru, který bude ekonomičtější, a který poskytne konečné produkty fixace s lepšími parametry. Těmito parametry se rozumí mžší hodnoty výluhovátelnosti radioaktivních nuklidů, větší redukce objemu původních odpadů, možnost ukládání produktů fixace v jednodušších obalech nebo dokonce bez obalů a v neposlední řadě je to i otázka zvýšení bezpečnosti jak při samotném zpracování odpadů, tak i při trvalém uležení finálních produktů fixace.It has therefore proved appropriate and expedient to solve a method of fixation of liquid radioactive effluents from nuclear power plants, which will reduce the disadvantages of the prior art processes to the least economical and provide end fixation products with better parameters. These parameters include lower values of leachability of radioactive nuclides, greater reduction of the volume of original waste, the possibility of storing fixation products in simpler packages or even without packages, and last but not least, it is a question of increasing safety both during waste processing and permanent disposal of final products. fixation.
Uvedené cíle jsou značnou měrou, popřípadě úplně, dosaženy tímto vynálezem, způsobu fixace kapalných radioaktivních odpadních roztoků s vysokým obsahem sodíku a béru, před ukovaných jadernými energetickými zařízeními tak, že se využívá prďvě přítomnosti hlavních složek odpadů, tj. solí sodíku a solí bóru k přípravě fnálního fixačního produktu. Podstatou vynálezu je, že se k radioaktivnímu odpadnímu roztoku přidává kyslíkatá sloučenina fosforu nebo- fosfor, s výhodou potom kyselina fosforečná, přičemž konečná koncentrace oxidu fosforečného ve výsledném produktu fixace je v rozmezí cd 20 % hmot. do 70' % hmot., dále se přidávají sloučeniny hliníku a/nebo železa a/nebo· zinku a/nebo· vápníku a/nebo olova, přičemž konečná koncentrace oxidu hlinitého- nebo oxidu železitého nebo- oxidu z nečnaíéhc; oxidu vápenatého· nebo oxidu otc-vnartého ve výsledném produktu fixace nepřevyšuje 36 % hmot., načež se takto vzniklý roztek nebo suspenze tepelně zpracuje až na teplotu stntraoe nebo tavení v mezích od-400 °C do 1200 °C.Said objectives are largely, or completely, achieved by the present invention, a method of fixing liquid sodium and boron-containing liquid radioactive waste solutions from forged nuclear power plants by utilizing the first presence of the major constituents of the waste, i.e. sodium salts and boron salts to preparing a final fixation product. It is an object of the present invention to add to the radioactive waste solution an oxygenated phosphorus or phosphorus compound, preferably phosphoric acid, the final concentration of phosphorus pentoxide in the resulting fixation product being in the range of 20% by weight. to 70% by weight, further aluminum and / or iron and / or zinc and / or calcium and / or lead compounds are added, the final concentration of alumina or iron oxide or non-ferrous oxide; the calcium oxide or ott-trioxide in the final fixation product does not exceed 36% by weight, after which the resulting solution or suspension is heat treated up to an interpolation or melting point within the range of -400 ° C to 1200 ° C.
Při- tepelném zpracování výše zmíněné směsi může při tomto* procesu v závislosti na jejím složení jít o- přímou přeměnu roztoku na taveninu v jednostupnevém procesu nebo o odpaření převážné části vody v odparce s následujícím taveiním nebo o- kalcinaci směisi 3 následujícím tavením při vyšší teplotě.The heat treatment of the aforementioned mixture may, depending on its composition, result in a direct conversion of the solution to the melt in a one-stage process or in the evaporation of the bulk of the water in an evaporator followed by melting or calcination of mixture 3 .
Tsplotní zpracování uvedeného· systému vede k tvorbě boritano-fosforečnanových skel, eventuálně k látkám krystalického nebo sklo-krystalic-kého charakteru. Podle obsahu jednotlivých složek jsou produkty fixace různě odolné proti působením vody a mají rozdílnou teplotu tavení. Složení zpracovávaného odpadního- roztoku, pokud se týká koncentrace sodíku a bóru, lze před vysokoteplotním zpracováním upravit tak, aby bylo- dosaženo1 jejich vhodné koncentrace, např. smíšením více druhů odpadních roztoků o* různém složení, aby nevznikla potřeba k roztoku odpadu přidávat sloučeniny sodíku a bóru.Complete processing of the system results in the formation of borate-phosphate glasses, possibly of crystalline or glass-crystalline nature. Depending on the content of the components, the fixation products are differently resistant to water and have different melting points. The composition of the treated waste solution with respect to the sodium and boron concentration can be adjusted prior to the high temperature treatment to achieve one suitable concentration, e.g. by mixing several types of waste solutions of different composition to avoid the need to add compounds to the waste solution. sodium and boron.
Příklady provedeníExamples
Příklad 1Example 1
Κ 1 litru roztoku radioiaktivních odpadů s nízkou aktivitou a o- složení dusičnan sodný 220* g/1 šíavelan sodný . 28 g/1 tetraboritan sodný 66- g/1 uhličitan sodný 25 g/1 hydroxid sodný 31 g/1 se přidá 0,960 kg dusičnanu hlinitého dodekahydrátu a 0/186 1 kyseliny o-fosforečné 66 %. Vzniklá směs se zkalcinuje při teplotě 400 °C a potem se dále zahřívá při teplete 860 °C po- dobu 2 hodin. Vzniklý produkt fixace má skelný charakter a hydrolytickou odolnost I. třídy.Κ 1 liter of low-activity radioactive waste solution with a sodium nitrate composition of 220 * g / l sodium oxalate. 28 g / l sodium tetraborate 66- g / l sodium carbonate 25 g / l sodium hydroxide 31 g / l add 0.960 kg of aluminum nitrate dodecahydrate and 0/186 l of 66% o-phosphoric acid. The resulting mixture was calcined at 400 ° C and then further heated at 860 ° C for 2 hours. The resulting fixation product has a vitreous character and a class I hydrolytic resistance.
P ř í k 1 a d 2Example 1 a d 2
Κ 1 litru roztoku radioaktivních odpadů s nízkou aktivitou a o složení stejném, jak je uvedeno v příkladu 1 se přidá 0,9 kg dusičnanu železného dodekahydrátu a 0,242 1 kyseliny fosforečné 86 %. Směs se zkalcinuje při teplotě 500—C a dále potom zahřívá, při teplotě 900 po- dobu 2 hodin. Produkt fixace má skelný charakter a vykazuje hydrolytickou odolnost I. třídy.Κ 1 liter of low-activity radioactive waste solution of the same composition as in example 1 is added with 0.9 kg of iron dodecahydrate and 0.242 l of phosphoric acid 86%. The mixture was calcined at 500 ° C and then heated at 900 for 2 hours. The fixation product has a vitreous character and exhibits a class I hydrolytic resistance.
P ř í k 1 a d 3Example 1 a d 3
Κ 1 litru roztoku radioaktivních odpadů s nízkou aktivitou a o složení stejném, jak je uvedeno v příkladu 1 se přidá 0,457 kg dusičnanu zinečnatého hexahydrátu a 0,301 1 kyseliny o-fosforečné 86 %. Vzniklá směs se zkalcinuje1 při 550 qC a poté zahřívá při 850°Ό po- dobu 3 hodin. Produkt fixace vykazuje skelný charakter a hydrolytickou odolnost I. třídy.Κ 1 liter of low-activity radioactive waste solution with the same composition as in Example 1 was added 0.457 kg of zinc nitrate hexahydrate and 0.301 L of 86% o-phosphoric acid. The resulting mixture was zkalcinuje Q 1 at 550 C and then heated at 850 ° Ό O- 3 hours. The fixation product exhibits a vitreous character and a class I hydrolytic resistance.
Příklad 4Example 4
Κ 1 litru roztoku radioaktivních odpadů s nízkou aktivitou a o složení stejném, jak je uvedeno- v příkladu 1 se přidá 0,,1813 kg dusičnanu vápenatého· a 6,3(81 1 kyseliny o-fosforečné 85 %. Vzniklá směs se potom dávkuje do taviči nádoby vyhřáté na 950 °C. Po« skončení dávkování se směs při téže teplotě zahřívá ještě po dobu 1 hodiny. Takto vzniklý produkt vykazuje skelný charakter a hydrolytickou odolnost II. třídy.Κ 1 liter of low-activity radioactive waste solution with the same composition as in Example 1 was added 0.1813 kg of calcium nitrate and 6.3 (81 l of 85% o-phosphoric acid). The melting vessel was heated to 950 DEG C. After the addition was complete, the mixture was heated at the same temperature for 1 hour, and the product thus obtained exhibited a vitreous character and a class II hydrolytic resistance.
Příklad 5Example 5
Κ 1 litru roztoku radioaktivních odpadů s nízkou aktivitou a o složení, jak je uvedeno v příkladu 1 se přidá 0,2(79 kg dusičnanu olovnatého a 0,241 1 kyseliny o-fosforečné 85%. Vzniklá směs se zkalcinuje pří teplotě 500'QC a dále potom zahřívá při téplotě 900° Celsia po dobu 2 hodin. Takto vzniklý produkt fixace vykazuje skelný charakter a hydrolytickou odolnost II. třídy.Κ 1 liter of radioactive waste with low activity and the composition as shown in Example 1 were added 0.2 (79 kg of lead nitrate and 0,241 1-phosphoric acid 85%. The mixture was zkalcinuje at 500 'C and Q it is then heated at a temperature of 900 DEG C. for 2 hours and the fixation product thus obtained exhibits a vitreous character and a class II hydrolytic resistance.
PříkladůExamples
Κ 1 litru roztoku radioaktivních odpadů s nízkou aktivitou a o· složení, jak je uvedeno- v příkladu 1 se přidá 0,692 kg dusičnanu hlinitého dodekahydrátu, 0,3-16 kg dusičnanu železitého dodekahydrátu a 0,271. 1 kyseliny o-fosforečné 85%. Směs se zkalcinuje při teplotě 550 °C a potom zahřívá po* dobu 4 hodin při teplotě 10GO°C. Vzniklý produkt f:xace má charakter sintru a hydrolytickou odolnost I. třídy.Κ 1 liter of low-activity radioactive waste solution and composition, as shown in Example 1, add 0.692 kg of aluminum nitrate dodecahydrate, 0.3-16 kg of ferric nitrate dodecahydrate and 0.271. 1 o-phosphoric acid 85%. The mixture was calcined at 550 ° C and then heated at 10 ° C for 4 hours. The product f: fixation has character sinter and hydrolytic resistance class I.
Příklad 7Example 7
Κ 1 litru roztoku radioaktivních odpadů s nízkou aktivitou a o· složení, jak je uvedeno’ v příkladu 1, se přidá 0 692 kg dusičnanu hlinitého dodekahydrátu, dále 0,344 kg dusičnanu znečnatého hexahydrátu a 0,2411 kyseliny o-fcsforečné 8,5%. Směs se zkalcinuje při teplotě 55-0 °C a potom se zahřívá při teplotě 950'°C po- dobu 2 hodin. Vzniklý produkt fixace má skelný charakter a hydrolytickou odolnost I. třídy.Κ 1 liter of low-activity radioactive waste solution and composition as shown in Example 1 add 0 692 kg of aluminum nitrate dodecahydrate, 0.344 kg of impure hexahydrate and 0.2411 of orthophosphoric acid 8.5%. The mixture was calcined at 55-0 ° C and then heated at 950 ° C for 2 hours. The resulting fixation product has a vitreous character and a class I hydrolytic resistance.
P ř í k 1 a d 8Example 1 a d 8
Κ 1 litru roztoku radioaktivních odpadů s nízkou aktivitou a o· složení, jak je uvedeno v příkladu 1 se přidá 0,911 kg dusičnanu hlinitého dodekahydrátu, dále 0,183 kg dusičnanu vápenatého- a 0,241 1 kyseliny o-fošforeičiné 85%. Směs se zkalcinuje při teplotě 450 QC a poté zahřívá při teplotě 1150 ^C po dobu 2 hodin. Vzniklý produkt fixace má skelný charakter a hydrolytickou odolndst I. třídy.0.91 kg of aluminum nitrate dodecahydrate, 0.183 kg of calcium nitrate and 0.241 l of o-phosphoric acid 85% are added to 1 liter of low-activity radioactive waste solution and composition as indicated in Example 1. The mixture was zkalcinuje Q at 450 C and then heated at 1150 DEG C. for 2 hours. The resulting fixation product has a vitreous character and a class I hydrolytic resistance.
Příklad 9Example 9
Κ 1 litru roztoku radioaktivních odpadů •s nízkou aktivitou a o- složení, jak je uvedeno v příkladu 1, se přidá 0,275 kg dusičnanu hlinitého- dodekahydrátu, dále 0*0-75- kg dusičnanu olovnatého -a 0,3 1 kyseliny o-fosforeč.né 85%. Směs se zkalcinuje při teplotě 500 °C a potom zahřívá při teplotě 1200 °C po- dobu 4 hodin. Vzniklý produkt fixace má skelný charakter a hydrolytickou odolnost I. třídy.Κ 1 liter of low-activity radioactive waste solution and composition as shown in Example 1, add 0.275 kg of aluminum nitrate dodecahydrate, followed by 0 * 0-75- kg of lead nitrate -and 0.3 l of o- phosphorous 85%. The mixture was calcined at 500 ° C and then heated at 1200 ° C for 4 hours. The resulting fixation product has a vitreous character and a class I hydrolytic resistance.
Příklad 10Example 10
Κ 1 litru roztoku radioaktivních odpadů -s nízkou aktivitou a o složení, jak je uvedeno- v příkladu 1, se přidá 0,158 kg dusičnanu železitého dodekahydrátu, dále 0,,144 kg dusičnanu zinečnatého a 0,.3(01 1 kyseliny o-fosfo-rečné 85%. Směs se zkalcinuje při teplotě 570- °C a potom dále zahřívá při teplotě 800 °C po dobu 3 hodin. Vzniklý produkt fixace má charakter sintru a hydrolytickou odolnost I. třídy.Κ 1 liter of low-activity radioactive waste solution and composition as in example 1 are added 0.158 kg of ferric nitrate dodecahydrate, 0.144 kg of zinc nitrate and 0.13 (01 L of o-phospho- acid) The mixture is calcined at 570 DEG C. and then further heated at 800 DEG C. for 3 hours to give a sintered character and a class I hydrolytic resistance.
Příklad 11Example 11
Κ 1 litru roztoku radioaktivníich odpadů s nízkou aktivitou a o složení, jak je uvedeno v příkladu 1, se přidá 0,156 kg duisičnanu železitého dodekahydrátu, dále 0,031 kg dusičnanu vápenatého· a 0,361 1 kyseliny o-fosforečné 85%. Směs se poté dávkuje do tavící nádoby, vyhřáté na 1100 ~C. Po ukončeném dávkování se směs při téže· teplotě zahřívá ještě po· dobu 1 hodiny. Vzniklý produkt fixace má skelný charakter a hydrolytickon odolnost II. třídy.Κ 1 liter of low-activity radioactive waste solution of composition as in Example 1 is added 0.156 kg of ferric duisodate dodecahydrate, 0.031 kg of calcium nitrate and 0.361 l of 85% o-phosphoric acid. The mixture is then metered into a melting vessel heated to 1100 ° C. Once dosing is complete, the mixture is heated at the same temperature for 1 hour. The resulting fixation product has a vitreous character and hydrolytic resistance II. class.
Příklad 12Example 12
Κ 1 litru roztoku radioaktivních odpadů s nízkou aktivitou a o složení, jak je uvedeno v příkladu 1, se přidá 0,158 kg dusičnainu železitého dodekahydrátu, dále 0,046 kg dusičnanu olovnatého a 0,36.1 1 kyseliny o-fosforečné 85%. Směs se zkalcinuje při teplotě 500 C'C a potom dále zahřívá při teplotě 800 O|C po dobu 3 hodin. Vzniklý produkt fixace má charakter sintru a hydrolytickou odolncbt I. třídy.Κ 1 liter of low-activity radioactive waste solution and composition as in Example 1 are added 0.158 kg of ferric nitrate dodecahydrate, 0.046 kg of lead nitrate and 0.36.1 l of 85% o-phosphoric acid. Zkalcinuje mixture is at 500 C ° C and then further heated at 800 o | C for 3 hours. The resulting fixation product has the character of sinter and class I hydrolytic resistance.
Příklad 13Example 13
Κ 1 litru roztoku radioaktivních odpadů s nízkou aktivitou a o složení, jaík je uvedeno v příkladu 1, se přidá 0,344 kg dusičnanu zinečnatého· hexahydrátu, dále 0,031 kg dusičnanu vápenatého a 0,301 1 kyseliny o-fosforečné 8|5%. Směs se zkalcinuje při teplotě 530 °C a dále poté zahřívá při teplotě 900 °t! po dobu 2 hodin. Vzniklý produkt fixace· máΚ 1 liter of low-activity radioactive waste solution having the composition shown in Example 1 is added 0.344 kg of zinc nitrate hexahydrate, 0.031 kg of calcium nitrate and 0.301 L of 8% phosphoric acid. The mixture was calcined at 530 ° C and then heated to 900 ° C. for 2 hours. The resulting product has a fixation
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS132680A CS219351B1 (en) | 1980-02-27 | 1980-02-27 | Method of liquidation of liquid radioactive refuse from nuclear power plants with contents of sodium and boron |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS132680A CS219351B1 (en) | 1980-02-27 | 1980-02-27 | Method of liquidation of liquid radioactive refuse from nuclear power plants with contents of sodium and boron |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CS219351B1 true CS219351B1 (en) | 1983-03-25 |
Family
ID=5347359
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CS132680A CS219351B1 (en) | 1980-02-27 | 1980-02-27 | Method of liquidation of liquid radioactive refuse from nuclear power plants with contents of sodium and boron |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CS (1) | CS219351B1 (en) |
-
1980
- 1980-02-27 CS CS132680A patent/CS219351B1/en unknown
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4514329A (en) | Process for vitrifying liquid radioactive waste | |
| US4297304A (en) | Method for solidifying aqueous radioactive wastes for non-contaminating storage | |
| JP5768977B2 (en) | Alumino-borosilicate glass for containment of radioactive liquid waste, and method for treating radioactive liquid waste | |
| JP2009526967A (en) | Process and composition for immobilizing radioactive and hazardous waste in borosilicate glass | |
| US4354954A (en) | Method for solidifying aqueous radioactive wastes for noncontaminating storage | |
| AU2023206234A1 (en) | Composition and method for the processing of hazardous sludges and ion exchange media | |
| Metcalfe et al. | Candidate wasteforms for the immobilization of chloride-containing radioactive waste | |
| JP2513690B2 (en) | Solidifying agent for radioactive waste | |
| US4094809A (en) | Process for solidifying high-level nuclear waste | |
| JPS6120839B2 (en) | ||
| CS219351B1 (en) | Method of liquidation of liquid radioactive refuse from nuclear power plants with contents of sodium and boron | |
| CN114105472B (en) | Iron-containing high-phosphate glass, preparation method and application thereof | |
| US5875407A (en) | Method for synthesizing pollucite from chabazite and cesium chloride | |
| JPH0252839B2 (en) | ||
| US5221646A (en) | Neutron absorbing glass compositions | |
| Liu et al. | Structure and corrosion mechanism of iron phosphate glass with strontium from electrochemical reprocessing | |
| KR20190111925A (en) | Handling method of radioactive solution | |
| Barlow et al. | Synthesis of simulant ‘lava-like’fuel containing materials (LFCM) from the Chernobyl reactor Unit 4 meltdown | |
| EP1412950B1 (en) | Encapsulation of waste | |
| JPS5999399A (en) | Method of processing radioactive waste | |
| RU2242814C1 (en) | Method for recovering reactor graphite waste | |
| RU2176830C2 (en) | Method for recovering solid radioactive wastes | |
| Donald et al. | A glass-encapsulated ceramic wasteform for the immobilization of chloride-containing ILW: Formation of halite crystals by reaction between the glass encapsulant and ceramic host | |
| RU2701869C1 (en) | Aluminum phosphate glass for immobilisation of radioactive wastes | |
| JPH11295487A (en) | Method for treating radioactive waste and vitrified solid thereof |