CS239295B1 - Způsob zpracování kapalných radioaktivních odpadů z jaderných elektráren - Google Patents

Způsob zpracování kapalných radioaktivních odpadů z jaderných elektráren Download PDF

Info

Publication number
CS239295B1
CS239295B1 CS841850A CS185084A CS239295B1 CS 239295 B1 CS239295 B1 CS 239295B1 CS 841850 A CS841850 A CS 841850A CS 185084 A CS185084 A CS 185084A CS 239295 B1 CS239295 B1 CS 239295B1
Authority
CS
Czechoslovakia
Prior art keywords
radioactive waste
liquid radioactive
nuclear power
waste
power plants
Prior art date
Application number
CS841850A
Other languages
English (en)
Other versions
CS185084A1 (en
Inventor
Jiri Alexa
Marie Santarova
Jiri Stejskal
Josef Suessmilch
Otakar Vojtech
Karel Vrba
Original Assignee
Jiri Alexa
Marie Santarova
Jiri Stejskal
Josef Suessmilch
Otakar Vojtech
Karel Vrba
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 Jiri Alexa, Marie Santarova, Jiri Stejskal, Josef Suessmilch, Otakar Vojtech, Karel Vrba filed Critical Jiri Alexa
Priority to CS841850A priority Critical patent/CS239295B1/cs
Publication of CS185084A1 publication Critical patent/CS185084A1/cs
Publication of CS239295B1 publication Critical patent/CS239295B1/cs

Links

Landscapes

  • Heat Treatment Of Water, Waste Water Or Sewage (AREA)
  • Processing Of Solid Wastes (AREA)

Abstract

Způsob zpracování kapalných radioaktivních odpadů z jaderných elektráren založený aa tom, že kapalný radioaktivní odpad se zahustí odpařením vody na odparce a pak se smíchá se směsí křemičitého písku o zrnění ne větším než 0,8 mm a přírodního hlinitokřemičitanu jako je např. bentonit, mordenit nebo klinoptylolit o zrnění menším než 0,14 mm nebo s předem připravenou fritou o zrnění ne větším než 0,8 mm. Takto vzniklá kaše, jejíž měrná hmotnost je v rozmezí 1,03 až 1,824 kg.m”3, hmotnostní poměr písku . a přírodního hllnltokřemičitanu je v rozmezí 0,84 : 1,27 až 1,1 : 0,76· a hmotnostní poměr této směsi a anorganických oxidů, obsažených v odpadu, je v rozmezí 0,9 : 1,4 až 1,1 : 1,0, se dávkuje do taviči pece při teplotě. 870 °C až 1 220 °C, přičemž se unikající páry kondenzují v kondenzátoru a kondenzát se vrací do odparky. Způsob se dá použít v jaderných elektrárnách, případně i v jiných provozech jaderné techniky, kde vznikají kapalné radioaktivní odpady.

Description

(54) Způsob zpracování kapalných radioaktivních odpadů z jaderných elektráren
Způsob zpracování kapalných radioaktivních odpadů z jaderných elektráren založený aa tom, že kapalný radioaktivní odpad se zahustí odpařením vody na odparce a pak se smíchá se směsí křemičitého písku o zrnění ne větším než 0,8 mm a přírodního hlinitokřemičitanu jako je např. bentonit, mordenit nebo klinoptylolit o zrnění menším než 0,14 mm nebo s předem připravenou fritou o zrnění ne větším než 0,8 mm. Takto vzniklá kaše, jejíž měrná hmotnost je v rozmezí 1,03 až 1,824 kg.m”3, hmotnostní poměr písku . a přírodního hllnltokřemičitanu je v rozmezí 0,84 : 1,27 až 1,1 : 0,76· a hmotnostní poměr této směsi a anorganických oxidů, obsažených v odpadu, je v rozmezí 0,9 : 1,4 až 1,1 : 1,0, se dávkuje do taviči pece při teplotě. 870 °C až 1 220 °C, přičemž se unikající páry kondenzují v kondenzátoru a kondenzát se vrací do odparky.
Způsob se dá použít v jaderných elektrárnách, případně i v jiných provozech jaderné techniky, kde vznikají kapalné radioaktivní odpady.
Vynález se týká způsobu zpracování kapalných radioaktivních odpadů z jaderných elektráren.
Kapalné radioaktivní odpady vznikají v jaderných elektrárnách ve velkých množstvích. Pro jejich nebezpečnost životnímu prostředí je nutno je převádět do formy, která by zabraňovala jejich nekontrolovanému úniku před jejich uložením.
Běžnou metodou, používanou v širokém měřítku, je zahuštění odpadů odpařením vody a uložení koncentrátu v nádobách, vyrobených z materiálu, který zaručuje odolnost vůči korozi po dlouhou dobu.
Jinou metodou je převádění kapalných radioaktivních odpadů z jaderných elektráren do pevné formy tím, že se jich použije místo vody k výrobě betonových bloků vhodného tvaru. Třetí používanou metodou je bitumenace, která je založena na tom, že kapalný radioaktivní odpad se smíchá s bitumenovou emulzí, ze směsi se odpaří voda a produkt se za tepla jímá do sudů, v kterých se také skladuje.
Případně je možné kapalný odpad nejdříve vysušit a suchý produkt míchat s roztaveným bitumenem a tímto produktem plnit sudy. Kapalné radioaktivní odpady z jaderných elektráren mají nízkou nebo střední měrnou radioaktivitu.
K zpracování kapalných radioaktivních odpadů o vysokých měrných aktivitách je navrženo a poloprovozně vyzkoušeno jejich převedení do formy skla. Při tomto postupu se radioaktivní odpady koncentrují, suší a kalcinují, kalcinát se míchá se sklotvornýml látkami, jako je sklářský písek, soda a oxid boritý, případně oxid fosforečný a směs se taví při teplotách vyšších než 1 000 °C.
Uvedené způsoby mají některé nevýhody. Při ukládání kapalných radioaktivních odpadů v kapalné formě existuje nebezpečí jejich proniknutí do životního prostředí a jejich smísení s vodními zdroji.
Z tohoto důvodu musí být skladovací nádoby vyrobeny z vysoce kvalitních nerezových ocelí, spoje musí být svařované a defektoskopicky kontrolované včetně uzávěru nádoby. Skladovací prostory musejí být chráněny před vlivy povětrnosti a skladované nádoby se musejí soustavně kontrolovat.
Následkem těchto požadavků je takovýto způsob zpracování kapalných radioaktivních odpadů velmi nákladný. Zpracování kapalných radioaktivních odpadů do formy betonových bloků je poměrně jednoduché. Jeho nevýhodou je však to, že po tomto zpracování rezultuje blok o přibližně stejném objemu, jaký zaujímal v bloku fixovaný kapalný radioaktivní odpad.
Protože odolnost betonových bloků vůči povětrnosti z hlediska vymývání radioaktivních nuklidů není příliš velká, je nutno bloky rovněž chránit před povětrnostními vlivy a skladovat je ve vhodných obalech.
Zpracování kapalných radioaktivních odpadů bitumenací vede k produktu, jehož objem je několikrát menší, než byl původní objem kapalného radioaktivního odpadu a jeho odolnost vůči povětrnostním vlivům z hlediska vymývání radioaktivních nuklidů je rovněž dobrá.
Poměrně nízká teplota tání produktu však vyžaduje, aby byl skladován v ochranných nádobách. Kromě toho existuje možnost rozkladu produktu působením některých mikroorganismů.
Další nevýhodou je to, že při zpracování radioaktivních odpadů tímto způsobem není vyloučena možnost výbuchu a požáru, katalyzovaného některými složkami radioaktivního odpadu.
Převedení kapalných radioaktivních odpadů z jaderných elektráren do formy skla se zatím nepoužívá. Pokud se o použití popsaného způsobu uvažuje pro zpracování vysoce radioaktiv nich odpadů, projeví se nevýhoda tohoto způsobu, která je dána tím, že kapalný radioaktivní odpad je nutno nejprve sušit, kalcinovat a teprve pak dávkovat do taviči pece po smíšení se sklotvornými látkami.
Uvedené nevýhody jsou odstraněny u způsobu zpracování kapalných radioaktivních odpadů z jaderných elektráren podle vynálezu, jehož podstata spočívá v tom, že kapalný radioaktivní odpad se zahustí odpařením v odparce a po přidání směsi křemičitého písku o zrnění ne větším než 0,8 mm s přírodním hlinitokřemičitanem ze skupiny benton.lt, mordenit, klinoptylolit o zrnění menším než 0,14 mm nebo předem připravené frity o zrnění ne větším než 0,8 mm —3 —3 se vzniklá kaše, jejíž měrná hmotnost je v rozmezí 1 030 kg.m až 1. 824 kg.m , přičemž hmotnostní poměr písku a přírodního hlinitokřemičitanu je v rozmezí 0,84 ; 1,27 až 1,1 ; 0,76 a hmotnostní poměr této směsi a anorganických oxidů, obsažených v odpadu je v rozmezí 0,9 : 1,4 až 1,1 i 1, dávkuje do taviči pece při teplotě 870 °C až 1 220 °C, přičemž se unikající páry kondenzují v kondenzátoru a kondenzát se vrací do odparky.
Vyšší účinek způsobu podle vynálezu je dán tím, že voda, zbývající po zpracování kapalného radioaktivního odpadu z jaderných elektráren způsobem podle vynálezu, má takové parametry, že je ji možno vracet do provozu nebo vypouštět do vodoteče a to, že produkt zaujímá více než desetkrát menší objem než původní odpad.
Nový účinek vynálezu je dán tím, že při zpracování kapalných radioaktivních roztoků způsobem podle vynálezu není nutno odpady podrobit sušení a kalcinaci a tím, že výsledný produkt má takové parametry, že jej lze transportovat a skladovat bez obalu, bez ohledu na povětrnostní vlivy.
Použití způsobu podle vynálezu je zřejmé z následujících příkladů.
Příklad 1
Kapalný radioaktivní odpad z jaderné elektrárny s obsahem po přepočtu na oxidy 21 kg.m anorganických solí se zahustí v odparce tak, že po přidání směsi křemičitého písku o zrnění menším než 0,8 mm a bentonitu o zrnění menším než 0,14 mm v hmotnostním poměru 1,1 : 1
-3 a v množství 23,55 na 1 m původního odpadu, vznikne suspenze o měrné hmotnosti 1 030 kg.m
Poměr směsi bentonitu s křemičitým pískem a anorganických oxidů ze zpracovávaných odpadů je v tomto případě 1,1 : 1. Zhomogenizované suspenze se dávkuje do taviči pece, opatřené kondenzátorem pro kondenzaci vodních par a zařízením pro záchyt exhalací, vznikajících při tavícím procesu v peci, který je udržován na teplotě 950 °C.
Po naplnění taviči nádoby taveninou se ukončí dávkování suspenze a po 30minutové výdrži na této teplotě se obsah taviči nádoby vypustí do podstavené formy s následující řízenou temperací vzniklého bloku skla až na teplotu okolí.
Tímto způsobem vznikne 19 dm3 produktu vitrifikace o hmotnosti 44,75 kg. Koeficient objemové redukce, vzhledem k původnímu kapalnému odpadu, je pak 50.
Příklad 2
Kapalný radioaktivní odpad z jaderné elektrárny, obsahující po přepočtu na oxidy 85 kg.m-3 anorganických solí, se zahustí v odparce tak, že po přidání směsi křemičitého písku o zrnění 0,1 až 0,3 mm a mordenitu o zrnění 0,05 až 0,1 mm v hmotnostním poměru 0,84:1,27 a v množství 54,6 kg na 1 m3 původního kapalného odpadu, vznikne suspenze o měrné hmotnosti 1 530 kg.m-3.
Hmotnostní poměr směsi mordenitu s křemičitým pískem a anorganických oxidů ze zpracovávaných odpadů je.v tomto případě 0,9:1,4. zhomogenizovaná suspenze se dávkuje do taviči pece, opatřené zařízením pro kondenzaci vodních par a pro záchyt exhalací, vznikajících při tavicím procesu v peci.
Taviči proces je udržov.l teplotě 1 150 °C, přičemž kondenzát je vracen zpět do provozu jaderné elektrárny. P plnění tavící nádoby taveninou se ukončí dávkování suspenze do pece a po jednohodinové výdrži na teplotě 1 150 °C se obsah taviči nádoby vypustí do formy a produkt vitrifikace se pak řízené temperuje až na teplotu okolí.
Uvedeným způsobem vznikne 52 dm3 produktu o hmotnosti 140 kg. Koeficient objemové redukce vzhledem k původnímu odpadnímu roztoku pak je 19.
Příklad 3
Kapalný radioaktivní odpad z jaderné elektrárny, obsahující po přepočtu na oxidy 50 kg.m anorganických šolí, se v odparce zahustí tak, že po přidání směsi křemičitého písku o zrnění 0,2 až 0,5 mm a klinoptylolitu o zrnění 0,01 až 0,14 mm v hmotnostním poměru 0,84 1,27 a v množství 55,3 na 1 m3 původního kapalného odpadu vznikne suspenze o měrné hmotnosti 1 350 kg.m“3.
Hmotnostní poměr směsi klinoptylolitu s křemičitým pískem a anorganických oxidů ze zpracovávaných odpadů je v tomto případě 1,1:1. zhomogenizovaná suspenze se dávkuje do taviči pece, opatřené zařízením pro kondenzaci vodních par a pro záchyt exhalací, vznikajících při procesu tavení v peci.
Taviči proces je udržován na teplotě 1 220 °c, přičemž kondenzát se vrací zpět do provozu jaderné elektrárny. Po naplnění taviči nádoby taveninou se ukončí dávkování suspenze do pece a po výdrži na teplotě 1 220 °C po dobu 1 hodiny se obsah taviči nádoby vypustí do podstavené formy a produkt vitrifikace se pak řízené temperuje až na teplotu okolí.
Tímto způsobem vznikne 39 dm3 produktu o hmotnosti 105,3 kg. Koeficient objemové redukce, vzhledem k původnímu odpadnímu roztoku, pak je 25.
Příklad 4
Kapalný radioaktivní odpad z jaderné elektrárny, obsahující po přepočtu na oxidy 30 kg.m anorganických solí, se v odparce zahustí tak, že po přidání 19,5 kg skelné frity o zrnění 0,1 až 0,3 mm na 1 m3 původního odpadu vznikne suspenze o měrné hmotnosti 1 425 kg.m-3.
Hmotnostní poměr skelné frity a anorganických oxidů ze zpracovávaného odpadního roztoku je v tomto případě 0,9:1,4. Zhomogenizovaná suspenze se dávkuje do taviči pece, opatřené zařízením pro kondenzaci vodních par a pro záchyt exhalací, vznikajících při procesu tavení.
Tavící proces je udržován až do naplnění tavioí nádoby taveninou na teplotě 870 °C, přičemž kondenzát se vrací zpět do provozu jaderné elektrárny. Tavenina se ponechá v peci při teplotě 870 °C po dobu 30 minut a pak se vypustí do podstavené formy a produkt vitrifikace se řízené temperuje až na teplotu okolí.
Uvedeným způsobem vznikne 17 cm produktu vitrifikace o hmotnosti 49,5 kg. Koeficient objemové redukce, vzhledem k původnímu radioaktivnímu odpadu, je pak 58.
Příklad 5 .
Kapalný koncentrát radioaktivních odpadů z jaderné elektrárny, obsahující po přepočtu na oxidy 105 kg.m-3 anorganických solí, se v odparce zahustí tak, že po přidání 116 kg skelné frity o zrnění 0,1 až 0,8 mm na 1 m3 původního koncentrátu vznikne suspenze o měrné hmotnosti 1 824 kg.m-3.
Hmotnostní pomčr skelné frity a anorganických oxidů ze zpracovávaného koncentrátu je v tomto případě 1,1:1. Zhomogenizovaná suspenze se pak dávkuje do taviči pece, opatřené zařízením pro kondenzaci vodních par a pro záchyt exhalací, vznikajících při tavicím procesu v peci.
Taviči proces je až do naplnění taviči nádoby udržován na teplotě 930 °C, přičemž kondenzát se vrací zpět do provozu jaderné elektrárny. Pak se tavenina ponechá při teplotě 930 °c v peci ještě po dobu 45 minut, načež se vypustí do podstavené formy a takto získaný produkt vitrifikace se řízené temperuje až na teplotu okolí.
Uvedeným způsobem vznikne 74 dm^ skelného produktu o hmotnosti 221 kg. Koeficient obje mové redukce, vzhledem k původnímu koncentrátu radioaktivních odpadů, pak je 13,5.

Claims (1)

  1. PŘEDMĚT VYNÁLEZU
    Způsob zpracování kapalných radioaktivních odpadů z jaderných elektráren, vyznačený tím, že kapalný radioaktivní odpad se zahustí odpařením na odparce a po přidání směsi křemičitého písku o zrnění ne větším než 0,8 mm s přírodním hlinitokřemičitanem ze skupiny bentonit, mordenit, klinoptylolit o zrnění menším než 0,14 mm nebo předem připravené frity o zrnění ne větším než 0,8 mm se vzniklá kaše, jejíž měrná hmotnost je v rozmezí 1,03 až 1,824 kg.m-·*, přičemž hmotnostní poměr písku a přírodního hlinltokřemičitanu je v rozmezí 0,84:1,27 až 1,1:0,76 a hmotnostní poměr této směsi a anorganických oxidů, obsažených v odpadu, je v rozmezí 0,9:1,4 až 1,1:1,0, dávkuje do taviči pece při teplotě 870 °C až 1 220 °C, přičemž se unikající páry kondenzují v kondenzátoru a kondenzát se vrací do odparky.
CS841850A 1984-03-15 1984-03-15 Způsob zpracování kapalných radioaktivních odpadů z jaderných elektráren CS239295B1 (cs)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS841850A CS239295B1 (cs) 1984-03-15 1984-03-15 Způsob zpracování kapalných radioaktivních odpadů z jaderných elektráren

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS841850A CS239295B1 (cs) 1984-03-15 1984-03-15 Způsob zpracování kapalných radioaktivních odpadů z jaderných elektráren

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CS185084A1 CS185084A1 (en) 1985-05-15
CS239295B1 true CS239295B1 (cs) 1986-01-16

Family

ID=5353896

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CS841850A CS239295B1 (cs) 1984-03-15 1984-03-15 Způsob zpracování kapalných radioaktivních odpadů z jaderných elektráren

Country Status (1)

Country Link
CS (1) CS239295B1 (cs)

Also Published As

Publication number Publication date
CS185084A1 (en) 1985-05-15

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4892685A (en) Process for the immobilization of ion exchange resins originating from radioactive product reprocessing plants
US4595528A (en) Process for immobilizing radioactive boric acid liquid wastes
JP3232993B2 (ja) 放射性廃棄物の処理方法
GB1564878A (en) Method of improving the leaching resistance of solidified bitumen products containing radioactive substances
CS239295B1 (cs) Způsob zpracování kapalných radioaktivních odpadů z jaderných elektráren
GB2041912A (en) Moulded bodies containing radioactive waste
EP0180308A1 (en) Borosilicate zeolite for nuclear waste disposal
FI129112B (fi) Menetelmä nestemäisten jätteiden käsittelemiseksi ja kiinteyttämiseksi
EP0149554B1 (en) Method of immobilising nuclear waste
Ojovan et al. Application of glass composite materials for nuclear waste immobilization
Baehr Industrial vitrification processes for high-level liquid waste solutions
JPS599598A (ja) 廃滓塊状物をつくる方法
RU2737954C1 (ru) Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития
USH1227H (en) Method for immobilizing mixed waste chloride salts containing radionuclides and other hazardous wastes
Park et al. Immobilization of molten salt waste into MZr 2 (PO 4) 3 (M= Li, Na, Cs, Sr)
RU2059310C1 (ru) Способ обработки жидких радиоактивных отходов
RU2529496C2 (ru) Состав для отверждения жидких радиоактивных отходов
El-Dessouky et al. Retention of some hazardous radionuclides from nitric acid solution using tin (IV) antimonate as a cation exchanger
GB1421219A (en) Process for the formation of phosphate glass
RU2059311C1 (ru) Монолитный блок для иммобилизации жидких радиоактивных отходов
JP7506859B2 (ja) 廃棄体
Grover The solidification of high-level radioactive wastes
SK377691A3 (sk) Spôsob vítrifikácie kvapalných rádioaktívnych odpadov s nízkou aktivitou
RU2046410C1 (ru) Способ обработки жидких радиоактивных отходов
RU2038637C1 (ru) Способ фиксации в твердую фазу радиоактивных изотопов щелочных и щелочноземельных элементов