CS263003B1 - Fixation of medium radioactive wastes - Google Patents
Fixation of medium radioactive wastes Download PDFInfo
- Publication number
- CS263003B1 CS263003B1 CS872102A CS210287A CS263003B1 CS 263003 B1 CS263003 B1 CS 263003B1 CS 872102 A CS872102 A CS 872102A CS 210287 A CS210287 A CS 210287A CS 263003 B1 CS263003 B1 CS 263003B1
- Authority
- CS
- Czechoslovakia
- Prior art keywords
- cement
- concrete
- fixation
- medium
- radioactive waste
- Prior art date
Links
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 title claims abstract description 9
- 239000004568 cement Substances 0.000 claims abstract description 23
- 239000000654 additive Substances 0.000 claims abstract description 8
- 238000002156 mixing Methods 0.000 claims abstract description 7
- 239000000725 suspension Substances 0.000 claims abstract description 7
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 6
- 238000000265 homogenisation Methods 0.000 claims abstract description 5
- 230000000694 effects Effects 0.000 claims abstract description 4
- 238000007711 solidification Methods 0.000 claims abstract description 4
- 230000008023 solidification Effects 0.000 claims abstract description 4
- 239000007864 aqueous solution Substances 0.000 claims abstract description 3
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 7
- 239000002699 waste material Substances 0.000 abstract description 5
- 239000000243 solution Substances 0.000 abstract description 3
- 239000003340 retarding agent Substances 0.000 abstract 1
- 239000012141 concentrate Substances 0.000 description 9
- MUBZPKHOEPUJKR-UHFFFAOYSA-N Oxalic acid Chemical compound OC(=O)C(O)=O MUBZPKHOEPUJKR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 239000002002 slurry Substances 0.000 description 5
- KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N boric acid Chemical compound OB(O)O KGBXLFKZBHKPEV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 239000004327 boric acid Substances 0.000 description 4
- HEMHJVSKTPXQMS-UHFFFAOYSA-M Sodium hydroxide Chemical compound [OH-].[Na+] HEMHJVSKTPXQMS-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 3
- KRKNYBCHXYNGOX-UHFFFAOYSA-N citric acid Chemical compound OC(=O)CC(O)(C(O)=O)CC(O)=O KRKNYBCHXYNGOX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 3
- VTYYLEPIZMXCLO-UHFFFAOYSA-L Calcium carbonate Chemical compound [Ca+2].[O-]C([O-])=O VTYYLEPIZMXCLO-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 2
- 229910001335 Galvanized steel Inorganic materials 0.000 description 2
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000011398 Portland cement Substances 0.000 description 2
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000008397 galvanized steel Substances 0.000 description 2
- 239000002926 intermediate level radioactive waste Substances 0.000 description 2
- 235000006408 oxalic acid Nutrition 0.000 description 2
- FGIUAXJPYTZDNR-UHFFFAOYSA-N potassium nitrate Chemical compound [K+].[O-][N+]([O-])=O FGIUAXJPYTZDNR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- VWDWKYIASSYTQR-UHFFFAOYSA-N sodium nitrate Chemical compound [Na+].[O-][N+]([O-])=O VWDWKYIASSYTQR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 2
- 238000003756 stirring Methods 0.000 description 2
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- UXVMQQNJUSDDNG-UHFFFAOYSA-L Calcium chloride Chemical compound [Cl-].[Cl-].[Ca+2] UXVMQQNJUSDDNG-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 1
- 239000002253 acid Substances 0.000 description 1
- 230000000996 additive effect Effects 0.000 description 1
- 229910000288 alkali metal carbonate Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000008041 alkali metal carbonates Chemical class 0.000 description 1
- 229910000019 calcium carbonate Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000001110 calcium chloride Substances 0.000 description 1
- 229910001628 calcium chloride Inorganic materials 0.000 description 1
- BRPQOXSCLDDYGP-UHFFFAOYSA-N calcium oxide Chemical compound [O-2].[Ca+2] BRPQOXSCLDDYGP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000000292 calcium oxide Substances 0.000 description 1
- ODINCKMPIJJUCX-UHFFFAOYSA-N calcium oxide Inorganic materials [Ca]=O ODINCKMPIJJUCX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 description 1
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 description 1
- 230000036571 hydration Effects 0.000 description 1
- 238000006703 hydration reaction Methods 0.000 description 1
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 1
- 239000004323 potassium nitrate Substances 0.000 description 1
- 235000010333 potassium nitrate Nutrition 0.000 description 1
- 239000002244 precipitate Substances 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 230000002787 reinforcement Effects 0.000 description 1
- 230000000979 retarding effect Effects 0.000 description 1
- 239000004317 sodium nitrate Substances 0.000 description 1
- 235000010344 sodium nitrate Nutrition 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
Landscapes
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Abstract
Řešení se týká likvidace jaderných odpadů, jejich smísením s cementem nebo cementovou suspenzí s přísadami, eliminujícími účinek látek zpomalujících tuhnutí cementu, s následnou homogenizací a zatuhnutím, Vodný roztok středně radioaktivních odpadů se zahřívá na teplotu 40 až 90 °C, po homogenizaci se míchadlo nechá v betonu zatuhnout a beton se zalije vrstvou betonová směsiThe solution concerns the disposal of nuclear waste by mixing it with cement or cement suspension with additives eliminating the effect of cement retarding agents, followed by homogenization and solidification. The aqueous solution of radioactive waste is heated to a temperature of 40 to 90 ° C. in concrete, the concrete is covered with a layer of concrete mixture
Description
Vynález se týká způsobu fixace středně radioaktivních odnadů jejich smísením s cementem nebo cementovou suspenzí s přísadami, eliminujícími účinek látek zpomalujících tuhnutí cementu, s následnou homogenizací a zatuhnutím.The invention relates to a method of fixing medium radioactive debris by mixing it with cement or a cement slurry with additives which eliminate the effect of cement hardening retardants, followed by homogenization and solidification.
Dosud používaně způsoby pro fixaci středně radioaktivních odpadů, založené na cementaci, spočívají ve smísení kalcinátu nebo koncentrátu středně aktivních odpadů s cementem, případně cementovou suspenzí, obsahující přísady, jejichž cílem je elimi novat zpomalující účinek látek obsažených v kalcinátu na tuhnutí cementu, jako například kyselina boritá, kyselina citrónová a podobně. Jako přísady se používá například pevný chlorid vápenatý v koncentraci 10 g/l koncentrátu nebo oxid vápenatý v koncentraci do 20 g/l koncentrátu. Tuto přísadu lze použít pro koncentráty s maximálním obsahem kyseliny borité do 80 g/l koncentrátu. Vzhledem k tomu, žě koncentrát středně aktivních odpadů obsahuje uhličitany alkalických kovů, dochází k vysrážení uhličitanu vápenatého po přidání uvedených přísad, čímž se jejich účinnost značně snižuje.The cementation-based methods for the fixation of intermediate-level radioactive wastes used hitherto consist in mixing the calcinate or concentrate of intermediate-level waste with a cement or cement slurry containing additives intended to eliminate the retarding effect of calcinate-containing substances such as acid boric acid, citric acid and the like. For example, solid calcium chloride at a concentration of 10 g / l concentrate or calcium oxide at a concentration of up to 20 g / l concentrate are used as additives. This additive can be used for concentrates with a maximum boric acid content of up to 80 g / l concentrate. Since the concentrate of moderately active wastes contains alkali metal carbonates, calcium carbonate precipitates upon the addition of the additives, thereby significantly reducing their efficiency.
Uvedené nedostatky odstraňuje způsob fixace středně radioaktivních odpadů jejich smísením s cementem nebo cementovou sus penzí s přísadami, eliminujícími účinek látek zpomalujících tuh nutí cementu, s následnou homogenizací a zatuhnutím, podle vynálezu. Jeho podstata spočívá v tom, že se vodný roztok středně radioaktivních odpadů zahřívá na teplotu 40 až 90 °C, po homoge nizaci se míchadlo nechá v betonu zatuhnout a beton se zalije vrstvou betonové směsi.These drawbacks are eliminated by the method of fixing medium radioactive wastes by mixing them with cement or cementitious suspension with additives which eliminate the effect of cement solidifying retardants, followed by homogenization and solidification, according to the invention. The principle is that the aqueous solution of medium-level radioactive waste is heated to a temperature of 40 to 90 ° C, after homogenisation, the mixer is allowed to solidify in the concrete and the concrete is poured with a layer of concrete mixture.
- 2 283 803- 2 283 803
Výhodou způsobu podle vynálezu je, že roztok středně aktivních odpadů má po zahuštění a odpaření teplotu 60 až 90 °C, takže je výhodné použít fixaci cementací přímo tento zahřátý roztok. Cementová suspenze se samovolně zahřívá po smíšení aktivních odpadů s cementem v důsledku hydratačního tepla. Po smíšení koncentrátu s cementem je nutno suspenzi homogenizovat například mícháním. Způsob podle vynálezu navrhuje použít železného míchadla, které se nechá zatuhnout v cementové kaši a slouží jako výztuž zatuhlého cementu a jako manipulační držák pro kontejner.It is an advantage of the process according to the invention that the medium-active waste solution has a temperature of 60-90 ° C after concentration and evaporation, so that it is advantageous to use this heated solution directly by cementation fixation. The cement slurry is self-heated after mixing the active wastes with cement due to the hydration heat. After mixing the concentrate with the cement, it is necessary to homogenize the suspension, for example by stirring. The method according to the invention proposes to use an iron stirrer which is allowed to solidify in the cement slurry and serves as a reinforcement of the solidified cement and as a handle for the container.
Způsob podle vynálezu je dále blíže popsán na dvou příkladech provedení.The process according to the invention is described in more detail below on two exemplary embodiments.
Příklad 1Example 1
Ke koncentrátu středně radioaktivních odpadů z jaderné elektrárny o chemickém složení 80 g/dm? kyseliny bořité, 30 g/dm? dusičnanu sodného, 10 g/dm3 kyseliny šíavelové a 50 g/dm^ hydroxidu sodného o pH -v' 12 a teplotě 80 °C, získaného přímo z odparky, se přidává portlandský cement v takovém množství, aby poměr voda/cement = 0,4« Míchání se provádí v ocelovém pozinkovaném sudu objemu 200 1, přičemž se suspenze neustále míchá ocelovým míchadlem. Po zatuhnutí suspenze - přibližně za 1 hodinu, se betonový blok převrství vrstvou běžné cementové suspenze, bez obsahu radioaktivních odpadů a nechá se zabudnout. Ocelové míchadlo se ponechá v zatuhnuté cementové směsi v kontejneru a slouží· k manipulaci s ním.To the medium radioactive waste concentrate from a nuclear power plant with a chemical composition of 80 g / dm? boric acid, 30 g / dm? sodium nitrate, 10 g / dm 3 oxalic acid and 50 g / dm 3 sodium hydroxide at pH-12 and 80 ° C, obtained directly from the evaporator, add Portland cement in such a quantity that the water / cement ratio = 0, Stirring is carried out in a 200-liter galvanized steel drum, with the suspension continuously stirred with a steel stirrer. After the suspension solidifies - in about 1 hour, the concrete block is overlaid with a layer of conventional cement suspension, free from radioactive waste and left forgotten. The steel mixer is left in the cured cement mix in the container for handling.
Příklad 2Example 2
Ke koncentrátu středně radioaktivních odpadů z nádrže dlouhodobého skladování z jaderných elektráren o chemickém složení 60 g/dm^ kyseliny borité, 20 g/dm? dusičnanu draselného, 5 g/dm^ kyseliny šíavelové se zahřeje na teplotu 60 °C a v mechanické míchačce se smíchá s portlandským cementem v takovém množství, aby poměr voda/cement - 0,4« Za neustálého míchání se homogenizovaná suspenze převede, například pod tlakem, do betonového kontejneru nebo ocelového pozinkovaného sudu, v němž se nechá zatuhnout. Po zatuhnutí takto fixovaných odpadů se do kontejneru přidá vrstva běžné cementové suspenze, aby se vytvořila vrstva o tloušťce 5 cm.To the medium radioactive waste concentrate from the long-term storage tank of nuclear power plants with a chemical composition of 60 g / dm 2 boric acid, 20 g / dm 2? potassium nitrate, 5 g / dm @ 3 of oxalic acid is heated to 60 DEG C. and mixed with Portland cement in a mechanical mixer in such a quantity that a water / cement ratio of 0.4 " by pressure, into a concrete container or galvanized steel barrel in which it is allowed to set. After the fixed wastes solidify, a conventional cement slurry layer is added to the container to form a 5 cm thick layer.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS872102A CS263003B1 (en) | 1987-03-27 | 1987-03-27 | Fixation of medium radioactive wastes |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS872102A CS263003B1 (en) | 1987-03-27 | 1987-03-27 | Fixation of medium radioactive wastes |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CS210287A1 CS210287A1 (en) | 1988-09-16 |
| CS263003B1 true CS263003B1 (en) | 1989-04-14 |
Family
ID=5357156
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CS872102A CS263003B1 (en) | 1987-03-27 | 1987-03-27 | Fixation of medium radioactive wastes |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CS (1) | CS263003B1 (en) |
-
1987
- 1987-03-27 CS CS872102A patent/CS263003B1/en unknown
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CS210287A1 (en) | 1988-09-16 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR910005930B1 (en) | Encapsulation Method of Boric Acid Slurry | |
| GB1116319A (en) | A process for solidifying radioactive wastes | |
| CA2106747C (en) | Preparation of inorganic hardenable slurry and method for solidifying wastes with the same | |
| JPH0631850B2 (en) | How to dispose of radioactive liquid waste | |
| US4533395A (en) | Method of making a leach resistant fixation product of harmful water-containing waste and cement | |
| CS263003B1 (en) | Fixation of medium radioactive wastes | |
| FI129112B (en) | Method for treating and solidifying liquid waste | |
| RU2483375C2 (en) | Composite material for immobilisation of liquid radioactive wastes, and its application method | |
| JP3095748B1 (en) | Cement solidifying material for boric acid, cement solidifying method of boric acid, and cement solidified body | |
| RU2271586C2 (en) | Method for immobilizing concentrated liquid radioactive wastes (alternatives) | |
| JPS5815000B2 (en) | Radioactive waste disposal method | |
| JPH08285995A (en) | Method for solidifying radioactive waste | |
| JP7126580B2 (en) | Method for treating borate waste liquid | |
| CN115159920B (en) | A kind of formula and method for curing radioactive waste liquid cement | |
| RU2055409C1 (en) | Method for solidifying liquid wastes of nuclear power plants | |
| JP4787998B2 (en) | Solidification method for radioactive waste | |
| JP2019001901A (en) | Treatment method of dredged soil | |
| RU2231842C2 (en) | Method of incorporating radioactive ion-exchange resins into portland cement binder | |
| JPH0422238B2 (en) | ||
| Ipatti | Solidification of Microbiologically Treated Ion-Exchange Resins Using Portland Cement-Based Systems | |
| Curtiss et al. | Radwaste disposal by incorporation in matrix | |
| JP2836833B2 (en) | Underwater casting and solidification of various incineration ash | |
| JPS6142840B2 (en) | ||
| Epimakhov et al. | Solidification of concentrates of radioactively contaminated natural waters by cementation | |
| JP3507157B2 (en) | Incineration ash solidification equipment |