CS263003B1

CS263003B1 - Method of fixation of intermediate radioactive waste

Info

Publication number: CS263003B1
Application number: CS872102A
Authority: CS
Inventors: Vladimir Doc Dr Csc Balek; Jiri Ing Csc Dohnalek; Jiri Napravnik; Jiri Ing Vild
Original assignee: Vladimir Doc Dr Csc Balek; Dohnalek Jiri; Jiri Napravnik; Jiri Ing Vild
Priority date: 1987-03-27
Filing date: 1987-03-27
Publication date: 1989-04-14
Also published as: CS210287A1

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

SUBJECT OF THE INVENTION

263 003

Method of fixation of medium radioactive waste by mixing it with cement or cement suspension with additives eliminating the effect of cement hardening retardants, followed by homogenization and solidification, characterized in that the aqueous solution of medium radioactive waste is heated to a temperature of 40 to 90 ° C. the mixer is allowed to set in the concrete and the concrete is poured with a layer of concrete mixture.

Printed by Moravian Printing Works, Center 100, Studentská tř.5, OLOMOUC Price: 2,40 Kčs