CS239295B1 - Method of processing liquid radioactive waste from nuclear power plants - Google Patents
Method of processing liquid radioactive waste from nuclear power plants Download PDFInfo
- 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
Links
Landscapes
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
- Heat Treatment Of Water, Waste Water Or Sewage (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.A method of processing liquid radioactive waste from nuclear power plants based on the fact that liquid radioactive waste is concentrated by evaporation of water in an evaporator and then mixed with a mixture of silica sand with a grain size of not more than 0.8 mm and natural aluminosilicate such as bentonite, mordenite or clinoptilolite with a grain size of less than 0.14 mm or with a pre-prepared frit with a grain size of not more than 0.8 mm. The slurry thus formed, the specific gravity of which is in the range of 1.03 to 1.824 kg.m”3, the weight ratio of sand and natural aluminum silicate is in the range of 0.84:1.27 to 1.1:0.76, and the weight ratio of this mixture and inorganic oxides contained in the waste is in the range of 0.9:1.4 to 1.1:1.0, is dosed into a melting furnace at a temperature of 870 °C to 1,220 °C, while the escaping vapors are condensed in a condenser and the condensate is returned to the evaporator. The method can be used in nuclear power plants, or in other nuclear technology operations where liquid radioactive waste is generated.
Description
(54) Způsob zpracování kapalných radioaktivních odpadů z jaderných elektráren(54) Treatment of liquid radioactive waste from nuclear power plants
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.A method for treating liquid radioactive waste from nuclear power plants, comprising concentrating the liquid radioactive waste by evaporating water on an evaporator and then mixing it with a mixture of silica sand of a grain size not greater than 0.8 mm and a natural aluminosilicate such as bentonite, mordenite or Clinoptylolite with a grain size of less than 0,14 mm or with a pre-prepared frit having a grain size of not more than 0,8 mm. The resulting slurry, whose density is between 1.03 and 1.824 kg / m 3 , is the weight ratio of sand. and the natural aluminum silicate is in the range of 0.84: 1.27 to 1.1: 0.76 and the weight ratio of this mixture to the inorganic oxides contained in the waste is in the range of 0.9: 1.4 to 1.1: 1.0, is fed into the melting furnace at a temperature. 870 ° C to 1220 ° C, where the escaping vapors are condensed in the condenser and the condensate is returned to the evaporator.
Způsob se dá použít v jaderných elektrárnách, případně i v jiných provozech jaderné techniky, kde vznikají kapalné radioaktivní odpady.The method can be used in nuclear power plants or in other nuclear engineering operations where liquid radioactive waste is produced.
Vynález se týká způsobu zpracování kapalných radioaktivních odpadů z jaderných elektráren.The invention relates to a process for the treatment of liquid radioactive waste from nuclear power plants.
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.Liquid radioactive waste is generated in nuclear power plants in large quantities. Because of their environmental hazards, they must be converted into a form that prevents their uncontrolled leakage prior to storage.
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.A common method used on a large scale is to concentrate wastes by evaporating water and storing the concentrate in containers made of a material that guarantees corrosion resistance for a long time.
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.Another method is to convert liquid radioactive waste from nuclear power plants into solid form by using them instead of water to produce concrete blocks of a suitable shape. The third method used is bitumen, which is based on mixing the liquid radioactive waste with the bitumen emulsion, evaporating water from the mixture and collecting the product hot in the drums where it is also stored.
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.Alternatively, the liquid waste may first be dried and the dry product mixed with the molten bitumen to fill the drums. Liquid radioactive waste from nuclear power plants has low or medium specific radioactivity.
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.For the processing of liquid radioactive wastes with high specific activities it is proposed and piloted to convert them into glass. In this process, the radioactive waste is concentrated, dried and calcined, the calcine is mixed with glass-forming substances such as glass sand, soda and boron oxide or phosphorus pentoxide, and the mixture is melted at temperatures above 1000 ° 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.These methods have some disadvantages. When liquid radioactive waste is disposed of in liquid form, there is a risk of its penetration into the environment and its mixing with water sources.
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.For this reason, the storage containers must be made of high-quality stainless steel, the joints must be welded and inspected, including the container closure. Storage areas must be protected from the effects of weather and the containers stored must be constantly checked.
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.Due to these requirements, such a method of treating liquid radioactive waste is very expensive. The processing of liquid radioactive waste into concrete blocks is relatively simple. However, it has the disadvantage that, after this treatment, the block results in approximately the same volume as the fixed liquid radioactive waste occupied in the block.
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.Since the resistance of the concrete blocks to weathering of radioactive nuclides is not very high, the blocks must also be protected from the weather and stored in suitable packaging.
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.The treatment of liquid radioactive waste by bitumen results in a product whose volume is several times smaller than the original volume of liquid radioactive waste and its resistance to weathering in terms of radioactive nuclide elution is also good.
Poměrně nízká teplota tání produktu však vyžaduje, aby byl skladován v ochranných nádobách. Kromě toho existuje možnost rozkladu produktu působením některých mikroorganismů.However, the relatively low melting point of the product requires that it be stored in protective containers. In addition, there is the possibility of degradation of the product by the action of certain microorganisms.
Další nevýhodou je to, že při zpracování radioaktivních odpadů tímto způsobem není vyloučena možnost výbuchu a požáru, katalyzovaného některými složkami radioaktivního odpadu.A further disadvantage is that in the treatment of radioactive waste in this way, the possibility of an explosion and fire catalysed by some radioactive waste components is not excluded.
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.The conversion of liquid radioactive waste from nuclear power plants into glass has not been used yet. When considering the use of the described process for the treatment of highly radioactive waste, the disadvantage of this process is that the liquid radioactive waste must first be dried, calcined and then metered into the melting furnace after mixing with the glass-forming substances.
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.These disadvantages are eliminated in the process of treating liquid radioactive waste from nuclear power plants according to the invention, which is characterized in that the liquid radioactive waste is concentrated by evaporation in an evaporator and after addition of a mixture of silica sand with a grain size not greater than 0.8 mm with natural aluminosilicate. benton.lt, mordenite, clinoptylolite with a grain size of less than 0.14 mm or pre-prepared frits with a grain size of not more than 0.8 mm —3–3, resulting in a slurry having a specific gravity of 1 030 kg.m to 1 824 kg.m, the weight ratio of sand to natural aluminosilicate being 0.84; 1.27 to 1.1; 0.76 and the weight ratio of this mixture to the inorganic oxides contained in the waste is in the range of 0.9: 1.4 to 1.1 liters, fed to the melting furnace at a temperature of 870 ° C to 1220 ° C, while escaping the vapor condenses in the condenser and the condensate is returned to the evaporator.
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.The higher effect of the process according to the invention is due to the fact that the water remaining after the treatment of liquid radioactive waste from the nuclear power plants by the process according to the invention has such parameters that it can be returned to operation or discharged into the watercourse. volume than the original waste.
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.The novel effect of the invention is that in the treatment of liquid radioactive solutions by the process of the invention, the waste does not need to be subjected to drying and calcination, and that the resulting product has such parameters that it can be transported and stored without packaging, regardless of weather conditions.
Použití způsobu podle vynálezu je zřejmé z následujících příkladů.The use of the process of the invention is apparent from the following examples.
Příklad 1Example 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 : 1Liquid radioactive waste from a nuclear power plant with a content of 21 kg.m. of inorganic salts is concentrated in the evaporator by adding a mixture of quartz sand of less than 0,8 mm and bentonite of less than 0,14 mm by weight ratio of 1.1: 1
-3 a v množství 23,55 na 1 m původního odpadu, vznikne suspenze o měrné hmotnosti 1 030 kg.m-3 and in an amount of 23.55 per 1 m of original waste, a suspension of specific gravity of 1,030 kg.m is formed
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.The ratio of the mixture of bentonite with quartz sand and inorganic oxides from the treated wastes in this case is 1.1: 1. is maintained at a temperature of 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.After the melting vessel has been filled with melt, the slurry dosing is terminated and after holding at this temperature for 30 minutes, the contents of the melting vessel are discharged into the base mold, followed by controlled tempering of the resulting block of glass to ambient temperature.
••
Tímto způsobem vznikne 19 dm3 produktu vitrifikace o hmotnosti 44,75 kg. Koeficient objemové redukce, vzhledem k původnímu kapalnému odpadu, je pak 50.In this way, 19 dm 3 of a vitrification product of 44.75 kg are produced. The volume reduction coefficient relative to the original liquid waste is then 50.
Příklad 2Example 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.Liquid radioactive waste from a nuclear power plant, containing 85 kg.m -3 of inorganic salts, converted to oxides, is concentrated in the evaporator so that, after the addition of a mixture of quartz sand of 0.1 to 0.3 mm and mordenite of 0.05 up to 0.1 mm in a weight ratio of 0.84: 1.27 and in an amount of 54.6 kg per 1 m 3 of the original liquid waste, a suspension of specific gravity of 1530 kg.m -3 is formed.
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.The weight ratio of the mixture of mordenite with quartz sand and inorganic oxides from the treated wastes is in this case 0.9: 1.4. the homogenized slurry is fed into a melting furnace equipped with a device for condensing water vapor and for collecting the exhalations produced by the melting process in the furnace.
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.The melting process is maintained at a temperature of 1,150 ° C while condensate is returned to the nuclear power plant. When the melting vessel is filled with melt, the slurry is metered into the furnace and after one hour at 1,150 ° C, the contents of the melting vessel are discharged into the mold and the vitrification product is then tempered to ambient temperature.
Uvedeným způsobem vznikne 52 dm3 produktu o hmotnosti 140 kg. Koeficient objemové redukce vzhledem k původnímu odpadnímu roztoku pak je 19.In this way, 52 dm 3 of 140 kg product are obtained. The volume reduction coefficient relative to the original waste solution is then 19.
Příklad 3Example 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.Liquid radioactive waste from a nuclear power plant, containing, after conversion to oxides of 50 kg.m of inorganic salts, is concentrated in the evaporator by adding a mixture of silica sand with a grain size of 0.2 to 0.5 mm and clinoptylolite with a grain size of 0.01 to 0 , 14 mm in a weight ratio of 0.84 1.27 and in an amount of 55.3 per 1 m 3 of the original liquid waste, a suspension of specific gravity of 1 350 kg.m " 3 is formed.
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.The weight ratio of the mixture of clinoptylolite with quartz sand and inorganic oxides from the treated wastes in this case is 1.1: 1. the homogenized suspension is fed into a melting furnace equipped with a device for condensing water vapor and for collecting the exhalations produced by the furnace melting process.
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.The melting process is maintained at a temperature of 1220 ° C, with condensate being returned to the nuclear power plant. After the melting vessel has been filled with melt, dosing of the slurry into the furnace is terminated and after holding at 1200 ° C for 1 hour, the contents of the melting vessel are discharged into the base mold and the vitrification product is then tempered to ambient temperature.
Tímto způsobem vznikne 39 dm3 produktu o hmotnosti 105,3 kg. Koeficient objemové redukce, vzhledem k původnímu odpadnímu roztoku, pak je 25.In this way 39 dm 3 of 105.3 kg product are obtained. The volume reduction coefficient relative to the original waste solution is then 25.
Příklad 4Example 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.Liquid radioactive waste from a nuclear power plant, containing 30 kg.m of inorganic salts, converted to oxides, is concentrated in the evaporator by adding 19.5 kg of sintered glass frit of 0.1 to 0.3 mm per 1 m 3 of original waste a suspension of specific gravity of 1,425 kg.m -3 is formed.
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.The weight ratio of glass frit to inorganic oxides from the treated waste solution in this case is 0.9: 1.4. The homogenized slurry is fed into a melting furnace equipped with a device for condensing water vapor and for capturing the exhalations produced by the melting process.
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.The melting process is maintained until the melting vessel is filled with melt at a temperature of 870 ° C, while condensate is returned to the operation of the nuclear power plant. The melt is left in the furnace at a temperature of 870 ° C for 30 minutes and then discharged into a support mold and the vitrification product is tempered to ambient temperature in a controlled manner.
Uvedeným způsobem vznikne 17 cm produktu vitrifikace o hmotnosti 49,5 kg. Koeficient objemové redukce, vzhledem k původnímu radioaktivnímu odpadu, je pak 58.17 cm of a vitrification product weighing 49.5 kg are obtained. The volume reduction coefficient relative to the original radioactive waste is then 58.
Příklad 5 .Example 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.The liquid concentrate of radioactive waste from the nuclear power plant, containing after conversion to oxides of 105 kg.m -3 of inorganic salts, is concentrated in the evaporator so that after adding 116 kg of glass frit with a grain size of 0.1 to 0.8 mm per 1 m 3 of original of the concentrate, a suspension of specific gravity of 1,824 kg.m -3 was formed.
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.The weight ratio of glass frit and inorganic oxides from the concentrate to be treated is 1.1: 1 in this case. The homogenized slurry is then metered into a melting furnace equipped with a device for condensing water vapor and for collecting the exhalations produced by the melting process in the furnace.
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.The melting process is maintained at 930 ° C until the melting vessel is filled, with condensate being returned to the nuclear power plant. The melt is left in the furnace at 930 DEG C. for a further 45 minutes, then discharged into the base mold and the vitrification product thus obtained is tempered to ambient temperature in a controlled manner.
Uvedeným způsobem vznikne 74 dm^ skelného produktu o hmotnosti 221 kg. Koeficient obje mové redukce, vzhledem k původnímu koncentrátu radioaktivních odpadů, pak je 13,5.74 kg of glass product of 221 kg are obtained. The volume reduction coefficient relative to the original radioactive waste concentrate is 13.5.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS841850A CS239295B1 (en) | 1984-03-15 | 1984-03-15 | Method of processing liquid radioactive waste from nuclear power plants |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS841850A CS239295B1 (en) | 1984-03-15 | 1984-03-15 | Method of processing liquid radioactive waste from nuclear power plants |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CS185084A1 CS185084A1 (en) | 1985-05-15 |
| CS239295B1 true CS239295B1 (en) | 1986-01-16 |
Family
ID=5353896
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CS841850A CS239295B1 (en) | 1984-03-15 | 1984-03-15 | Method of processing liquid radioactive waste from nuclear power plants |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CS (1) | CS239295B1 (en) |
-
1984
- 1984-03-15 CS CS841850A patent/CS239295B1/en unknown
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 | |
| GB1564878A (en) | Method of improving the leaching resistance of solidified bitumen products containing radioactive substances | |
| GB1446016A (en) | Method for the conditioning of high level radioactive wastes for their safe storage and disposal | |
| CS239295B1 (en) | Method of processing liquid radioactive waste from nuclear power plants | |
| JPH09171096A (en) | Method for treating radioactive waste and treatment equipment therefor | |
| GB2041912A (en) | Moulded bodies containing radioactive waste | |
| FI129112B (en) | Method for treating and solidifying liquid waste | |
| EP0180308A1 (en) | Borosilicate zeolite for nuclear waste disposal | |
| RU2737954C1 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes containing, among other things, tritium isotopes | |
| US5875407A (en) | Method for synthesizing pollucite from chabazite and cesium chloride | |
| EP0149554B1 (en) | Method of immobilising nuclear waste | |
| JPS642240B2 (en) | ||
| USH1013H (en) | Process for the immobilization and volume reduction of low level radioactive wastes from thorium and uranium processing | |
| RU2160937C1 (en) | Monolithic block for immobilizing liquid radioactive wastes | |
| 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 (en) | Method of processing of liquid radioactive waste | |
| 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 (en) | Monolithic block for immobilization of liquid radioactive waste | |
| SK377691A3 (en) | Method of windification of low activity liquid radioactive wastes | |
| Grover | The solidification of high-level radioactive wastes | |
| RU2046410C1 (en) | Method of treatment of liquid radioactive wastes | |
| RU2038637C1 (en) | Method for solid-phase immobilization of radioactive isotopes of alkaline and alkaline-earth elements | |
| JPH0556479B2 (en) |