CS237543B1

CS237543B1 - Method for treatment of radioactive waste

Info

Publication number: CS237543B1
Application number: CS102084A
Authority: CS
Inventors: Jiri Napravnik; Vaclav Skaba; Pavel Ditl; Rudolf Skvarenina; Miroslav Zamek; Petr Sazavsky; Lumir Nachmilner
Original assignee: Jiri Napravnik; Vaclav Skaba; Pavel Ditl; Rudolf Skvarenina; Miroslav Zamek; Petr Sazavsky; Lumir Nachmilner
Priority date: 1984-02-13
Filing date: 1984-02-13
Publication date: 1985-08-15

Abstract

Při zpracování kapalných, radioaktivních odpadů z jaderně energetických zařízerfí se vyskytují problémy s korozí při ukládání odpadů v zahuštěné formě v kovových nádobách i při ukládání kalcinovaného granulátu v sudech, použije-li se některá ze solidifikačních metod, většinou vznikají vzhledem k inkorporované radioaktivitě velké objemy konečných produktů. Přihlašovaný vynález řeší tyto problémy přidáním aditiv ke kapalným odpadům a jejich kalcinací v kombinaci s cementací. Tímto postupem se dosahuje velmi výhodného redukčního objemového faktoru a zcela vylučuje koroze, a tím se zamezuje kontaminaci životního prostředí.In the processing of liquid, radioactive waste from nuclear power plants there are corrosion problems when storing waste in thickened form in metal containers i when storing calcined granulate in barrels, if any solidification is used methods, mostly due to appearance large volumes of incorporated radioactivity products. The present invention addresses these problems by adding additives to liquid wastes and their calcination in combination with cementation. This procedure very advantageous reduction is achieved volume factor and completely excludes corrosion, thereby avoiding environmental contamination environment.

Description

Vynález se týká zpracování kapalných a kašovitých radioaktivních odpadů kaicinací a cementací s cílem dosáhnout maximální stability při výhodném objemovém redukčním faktoru.The invention relates to the treatment of liquid and slurry radioactive waste by caicination and cementation in order to achieve maximum stability at a preferred volume reduction factor.

Dosud se radioaktivní odpady z jaderně energetických zařízení ukládají bud v kapalném stavu, nejčastěji po předchozím zahuštění, a to například v nádobách z austenitlckýoh ocelí, nebo se solidifikují bu3 odpařením dosucha - kaicinací, nebo se smísí po případném předchozím zahuštění s cementovou záměsí a po zatuhnutí se ukládají v podobě cementových bloků.So far, radioactive wastes from nuclear power plants are either stored in a liquid state, most often after prior concentration, for example in austenitic steel containers, or solidified either by dry evaporation - caicination, or mixed with a cement mix and after solidification are stored in the form of cement blocks.

Pevné odpady, například kaicinací získaný granulát, se bu3 dále zpracují bitumenací, polymerací získávaných plastických bloků, kde jsou plnidly, nebo vitrifikaoí - zatavením do speciálních skel, popřípadě jsou ukládány bez další úpravy na úložiště v kovových sudech.Solid wastes, for example granules obtained by quenching, are either further processed by bitumen, polymerization of the obtained plastic blocks, where they are fillers, or vitrifica by melting in special glasses, or they are deposited without further treatment in a metal drum.

Nevýhody ukládáni kapalných, popřípadě kašovitých odpadů do nerezových nádob jsou nebezpečná manipulace, možnost úniků netěsnostmi a koroze kovových nádob, při které se mohou uplatnit jako urychlující faktory zvýšená teplota z probíhajících jaderných dějů, přítomnost velkého množství volných iontů a silná radiace. Takto urychleně probíhající korozí může dojít ke vzniku netěsností, kterými se může dostat radioaktivita do životního prostředí.The disadvantages of storing liquid or slurry waste in stainless steel containers are hazardous handling, leakage leakage and corrosion of metal containers, in which increased temperatures from ongoing nuclear processes, the presence of large amounts of free ions and strong radiation can be used as accelerating factors. This rapid corrosion can lead to leaks, which can cause radioactivity to enter the environment.

Další nevýhodou je náročnost výroby takových nádob a jejich nákladnost, protože se při výrobě nerezových ocelí spotřebuje značné množství drahých a namnoze dovozem krytých legujících přísad. Ani zvýšené náklady na monitorování nejsou zanedbatelné.Another disadvantage is the difficulty of manufacturing such containers and their cost, since the manufacture of stainless steels consumes a considerable amount of expensive and often imported alloyed additives. Even increased monitoring costs are not negligible.

Při ukládání kalcinovaného granulátu v sudech vystupuje do popředí £aké koroze, zejména proto, že je obtížné zabránit, aby často hygroskopický granulát nenavlhal a nevytvářel tak ohniska zvýšené koroze. Také v tomto případě může radioaktivita pronikat do okolí.When the calcined granulate is deposited in barrels, some corrosion comes to the fore, especially since it is difficult to prevent the hygroscopic granulate from often getting wet and creating foci of increased corrosion. In this case too, radioactivity can penetrate into the environment.

Při prosté cementaci se uplatňuje nevýhodný objemový redukční faktor a zvláště při obsahu kyseliny borité, popřípadě boritanů silný retardační vliv na tuhnutí cementové směsi. Zpracovávájí-li se odpady, například kalcinát bitumenací, což je nejen poměrně složitá, ale pro nutnost pracovat při značně zvýšené teplotě také dost energeticky náročná operace, uplatňují se jako nevýhody ještě spotřeba deficitní suroviny - asfaltu a velmi nízký stínící efekt, zejména pro gama záření. Vedle těchto nevýhod se mohou při někdy značném obsahu dusičnanů přihodit i nebezpečné příhody jako vznícení nebo výbuchy.In the case of simple cementation, a disadvantageous volume reduction factor is applied and, in particular with a boric acid or borate content, a strong retarding effect on the solidification of the cement mixture. If waste is processed, for example by calcining bitumen, which is not only relatively complicated, but also due to the necessity to work at a very elevated temperature also quite energy-intensive operation, the disadvantage is the consumption of deficit raw material - asphalt and very low shielding effect, especially for gamma radiation . In addition to these disadvantages, at times of considerable nitrate content, dangerous events such as ignition or explosions can occur.

Nedostatky dosud využívaných technologických postupů, uplatňovaných při manipulaci s radioaktivními odpady odstraňuje způsob zpracování radioaktivních odpadů kapalné nebo kašovité konzistence podle vynálezu, jehož podstata spočívá v tom, že kapalný nebo kašovitý radioaktivní odpad se promísí s chemickými aditivy vybranými ze skupiny oxid vápenatý, uhličitan vápenatý, hydroxid vápenatý, uhličitan sodný, fluorokřemičitan sodný, síran hlinitý, polyvinylalkohol a koloidní oxid křemičitý, teplota se zvýší na 100 až 320 °C, a tím se radionuklidy, obsažené ve směsi spolu s ostatními látkami, převedou do pevného skupenství a vzniklý granulát a/nebo prášek se homogenizuje s cementovou záměsí a po vypuštění do forem nebo nádob žádaného tvaru a velikosti a zatuhnutí se transportuje do místa přechodného nebo trvalého uložení.The method of radioactive waste treatment of liquid or slurry consistency according to the invention is based on the fact that the liquid or slurry radioactive waste is mixed with chemical additives selected from the group of calcium oxide, calcium carbonate, calcium hydroxide, sodium carbonate, sodium fluorosilicate, aluminum sulphate, polyvinyl alcohol and colloidal silica, the temperature is raised to 100-320 ° C, thereby converting the radionuclides contained in the mixture together with the other substances into the solid state and the granulate formed and / or or the powder is homogenized with a cementitious compound and after being discharged into molds or containers of the desired shape and size and solidification is transported to a temporary or permanent storage location.

Při přípravě cementové záměsi je výhodné použít místo vody kapalného radioaktivního odpadu. Při vhodném uspořádání jednotlivých komponent zařízení se dosahuje ve velmi krátké době inkorporaoe kapalných odpadů do betonových bloků, kde funkci plniva normálního betonu zastupuje kalcinovaný granulát. Tak se dosáhne velmi výhodného redukčního faktoru. Tento objemový redukční faktor, který je jedním z důležitých ukazatelů ekonomie procesu,, se dá ještě dále zlepšit výše zmíněným použitím části kapalných odpadů, aň již upravených podle okolností .chemickými aditivy nebo bez této úpravy, místo samotné vody k přípravě cementové záměsi. .In the preparation of the cement mix it is advantageous to use liquid radioactive waste instead of water. With suitable arrangement of the individual components of the device, the incorporation of liquid waste into concrete blocks is achieved in a very short time, where the function of the filler of normal concrete is represented by calcined granulate. A very advantageous reduction factor is thus obtained. This volume reduction factor, which is one of the important indicators of process economics, can be further improved by the above-mentioned use of a portion of the liquid waste, whether or not treated with chemical additives, or without treatment, instead of water alone to prepare the cement mix. .

Postup podle vynálezu je uveden v těchto příkladech:The process according to the invention is given in the following examples:

Příklad 1Example 1

Do 1 litru kapalných modelových radioaktivních odpadů, obsahujících 250 g dusičnanu sodného a 100 g solí kyseliny borité bylo přidáno postupně 50 g uhličitanu sodného, 100 ml koloidního roztoku oxidu křemičitého a 50 g oxidu vápenatého a po promísení byla směs vysušena při teplotě 300 °C. Produkt byl smísen s cementovou záměsi a po 5 dnech tuhnutí za normální teploty byl vyzkoušen na pevnost v tlaku. Již po této době bylo dosaženo 1/3 normované mechanické pevnosti v tlaku.To 1 liter of liquid model radioactive waste containing 250 g of sodium nitrate and 100 g of boric acid salts was added successively 50 g of sodium carbonate, 100 ml of colloidal silica solution and 50 g of calcium oxide, and after mixing the mixture was dried at 300 ° C. The product was mixed with a cementitious compound and tested for compressive strength after 5 days of solidification at normal temperature. Already after this time, 1/3 of the standard mechanical compressive strength was achieved.

Příklad 2Example 2

Do 1 litru kapalných modelových radioaktivních odpadů, obsahujících 250 g dusičnanu sodného a 100 g solí kyseliny borité bylo přidáno 50 g hydratovaného oxidu vápenatého, 110 g glycerinu, 50 g síranu hlinitého a 1 g fluorokřemičitanu sodného a po promísení byla směs vysušena při 300 °C. Výsledný produkt po promísení s cementovou záměsi již po 2 dnech tuhnutí vykazoval 1/3 hodnoty mechanické pevnosti v tlaku podle příslušné normy.To 1 liter of liquid model radioactive waste containing 250 g of sodium nitrate and 100 g of boric acid salts was added 50 g of hydrated calcium oxide, 110 g of glycerin, 50 g of aluminum sulfate and 1 g of sodium fluorosilicate and after mixing the mixture was dried at 300 ° C. . The resulting product, after mixing with the cementitious compound, already after 2 days of solidification showed 1/3 of the mechanical compressive strength values according to the relevant standard.

Způsobu zpracování radioaktivních odpadů podle vynálezu je možno využít kromě jaderné energetiky i v jiných oborech, kde se k technickým, lékařským, biologickým nebo podobným vědeckým účelům, a£ již při experimentální nebo rutinní práci, zachází s materiály, obsahujícími radionuklidy a kde je třeba likvidovat kapalné radioaktivní odpady.The radioactive waste treatment method according to the invention can be used in addition to nuclear power in other fields where materials containing radionuclides are handled for technical, medical, biological or similar scientific purposes, whether during experimental or routine work, and where they need to be disposed of liquid radioactive waste.

Claims

SUBJECT OF THE INVENTION

A method of treating radioactive waste of liquid or slurry consistency by transfer to a cementitious composition, characterized in that the liquid or slurry radioactive waste is mixed with chemical additives selected from the group of calcium oxide, calcium carbonate, calcium hydroxide, sodium carbonate, sodium fluorosilicate, aluminum sulphate, polyvinyl alcohol and colloidal silicon dioxide, the temperature is raised to 100-320 ° C, the radionuclides contained in the mixture together with the other substances being solidified and the resulting granulate and / or powder are homogenized with the cement mix and after release into molds or containers the desired shape and size and solidification is transported to a temporary or permanent storage location.

2. Process according to claim 1, characterized in that the water used for the preparation of the cementitious mixture is replaced either wholly or partly by liquid wastes or sludges containing radionuclides.