CS273441B1 - Method of radioactive waste fixation - Google Patents

Method of radioactive waste fixation Download PDF

Info

Publication number
CS273441B1
CS273441B1 CS848688A CS848688A CS273441B1 CS 273441 B1 CS273441 B1 CS 273441B1 CS 848688 A CS848688 A CS 848688A CS 848688 A CS848688 A CS 848688A CS 273441 B1 CS273441 B1 CS 273441B1
Authority
CS
Czechoslovakia
Prior art keywords
radioactive waste
waste
asphalt
melt
weight
Prior art date
Application number
CS848688A
Other languages
English (en)
Other versions
CS848688A1 (en
Inventor
Michal Ing Csc Stejskal
Petr Ing Csc Kozak
Pavol Ing Csc Daucik
Pavel Ing Kalab
Original Assignee
Stejskal Michal
Kozak Petr
Pavol Ing Csc Daucik
Pavel Ing Kalab
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 Stejskal Michal, Kozak Petr, Pavol Ing Csc Daucik, Pavel Ing Kalab filed Critical Stejskal Michal
Priority to CS848688A priority Critical patent/CS273441B1/cs
Publication of CS848688A1 publication Critical patent/CS848688A1/cs
Publication of CS273441B1 publication Critical patent/CS273441B1/cs

Links

Landscapes

  • Processing Of Solid Wastes (AREA)

Description

Vynález se týká způsobu fixace radioaktivních odpadů.
Bezpečné ukládáni radioaktivního odpadu je stále aktuálnějším problémem současnosti. S rozvojem jaderné energetiky stoupá množství radioaktivních odpadů doprovázejících běžný provoz i havarijní situace, přičemž současně stoupají nároky na bezpečnost uloženi a zpřísňují se hygienicko-ekologické normy pro úložiště.
Nejčastěji se používají 4 hlavni způsoby fixace radioaktivního odpadu, bitumenizace, ukládání do polymerů, cementace a ukládání do speciálních skel.
Bitumenizací lze zpevňovat odpady, jejichž celková radioaktivita beta a gama nepře1O «·3 sáhuje 3,7.10 Bqdra , tj. například běžné odpadni produkty z procesů výměny iontů, srážení, odpařováni a odpady primárního okruhu. V těchto případech lze v radioaktivních odpadech očekávat ionty sodíku Na+, draslíku K+, vápníku Ca2+, hořčíku Mg2+, chloru Cl”, dusitany N02« dusičnany N03, uhličitany COg , sírany SO^ , boritany BOg , dále močovinu, organické kyseliny, detergenty, kontaminované organické skelety iontovýměnných pryskyřic atd. Při procesu bitumenizace sa tyto zahuštěné odpady mísí při teplotách 140 až 200 °C 8 asfaltem, přičemž může obsah radioaktivního odpadu činit až 80 % hm,., běžněji 40 až 60 % hm. Optimální hodnotu je třeba hledat s ohledem na složeni radioaktivního odpadu a na vlastnosti výsledné směsi. Mísící teploty nad 100 °C jsou zárukou odstraněni vody až na hodnoty 0;l až 1 % hm., někdy se pracuje s přísadami emulgátorů, diskontinuálním nebo kontinuálním způsobem. Hotová směs ss napouští do sudů, které ee po 24 hodinovém chladnuti transportují na úložiště. Bitumenizace má přes jednoduchost řadu nevýhod a je stále předmětem výzkumných prací s cílem zaruěit dlouhodobou, bezpečnou fixaci radioaktivních odpadů. Nevýhodou je například značná reaktivita asfaltu při styku s radioaktivním odpadem, které mohou podle svého složeni indukovat řadu chemických reakcí, oxidaci, sulfonací, nitraci a podobně, pozměňujících mechanické vlastnosti směsného materiálu. Nelze vyloučit ani exotermní průběh míšeni s následným vzplanutím směsi. Naznačené chemické změny mají obvykle za následek pokles duktility, vzrůst bodu měknuti, což se prakticky projevuje křehnutím, v extrémní·'.případě vznikem prasklin a zvýšením porozity. Vyšší poro137 žita implikuje vyšší vyluhovatelnost, která je zvláště pro Cs velmi přísně sledovaným parametrem. Obecně se soudí, ža jako reaktivní složky radioaktivního odpadu vůči asfaltu vystupují mstaboráty, fosfáty, fluoridy, hořečnaté kationty, inertně se na druhé straně chovají uhličitan vápenatý a síran sodný. Velmi nepříjemným jevem je termický rozklad anexů, které nad 100 °C produkuji trimetylamin, s bodem samovzníceni 180 °C. Před bitumenizací je třeba upravit pH na 7 až 11, vyarážet fluoridové anionty, odstranit organická rozpouštědla, dusičnan amonný a ostatní termolabilni složky. Rizikovými faktory je přítomnost dusitanů, dusičnanů a kationtů železitých, která může způsobit vzplanutí směsi při míšeni. Dalšími nevýhodami jsou sklony k puchnuti směsi při styku s vodou, sklony k tvorbě přednostně sedimentujících nehomogenit, obsahují-li směsi chloridu sodného NaCl, jodldu sodného, NaO, síranu barnatého BaSO^, dusičnanu vápenatého Ca(N03)2. Základním bezpečnostním požadavkem pro práci při bitumenizací ja odstraněni teplotně labilních složek s následnou kontrolou diferenčně-termickou analýzou, udržení teploty kteréhokoliv místa směsi pod 230 °C dokonalým mícháním a dodržení obsahu asfaltu větší než 40 % hm.
Ve stádiu výzkumu je ukládání radioaktivního odpadu do polymerů, například na bázi vinyleeterového styrenu nebo fenolforraaldehydových pryskyřic. Výhodou tohoto způsobu ja možnost vysoké dosace radioaktivních odpadů; která může být až dvojnásobná při porovnáni 8 bitumenizací.
«Cementace je velmi univerzálním způsobem fixace nejrůznějších radioaktivních odpadů, a omezením pro tritiovaná vody, které se snadno vyluhují. Obecně je zde vyluhovatelnost daleko větším problémem než v případě bitumenizace. Cesium l37»*·34 8e vyluhuje až o řád rychleji; v mořské vodě se vyluhuje až 3,7 % cesia za rok. Ks sníženi vyluhovatelnosti se přidávají k cementační směsi přísady na bázi bentonitů; vysokopecní strusky, které vedle jiných mechanismů fixují kovy ionexovým efektem. Vyluhovatelnost se zvyšuje s teplotou; na rozdíl od bitumanizovč ’ jdpadů, kde se nemění. Kapacita cementace pro raCS 273 441 Bl dioaktivni odpad ja proti bitumenizaci zhruba třetinová, na druhé straně jsou cementovaná bloky méně ovlivňovány radiaci než bitumenizované.
Speciální aplikaci je ukládáni radioaktivních odpadů do skal, přizpůsobených složením matrice ukládanému materiálu. Nevýhodou je křehkost získaného materiálu.
Některé z uvedených nedostatků řeěi způsob fixace radioaktivních odpadů podle vynálezu, jehož podstata spočívá v tom, že se roztaví elementární sira při teplotě 130 až 160 °C a emisi se s radioaktivním odpadem v hmot. poměru 1 : 0,01 až 3, po homogenizaci se tavenina převede do úložných obalů, v nichž ztuhne.
Sira je v dneěni době rozmabhu odsiřovacích stanic laciný až obtížný odpad, zvláětě pokud je znečištěna nežádoucími příměsemi,' limitujícími její použiti v chemickém průmyslu. 3edná ee například o siru odpadající při arsenito-arssnlčnanovém způsobu odsířeni, která může být znečištěna arsenem, antimonem, rtuti,' selenem a dehtovitými zbytky. V porovnáni s asfaltem je síra velmi málo reaktivní, v bezvodém prostřed! prakticky nereaktlvni vůči většině anorganických soli. Vzhledem k bodu táni v intervalu 112 až 119 °C stačí provést míšeni při 130 až 140 °C, což představuje proti bitumenizaci úsporu energie a šetrnou expozici termicky labilních látek přítomných v radioaktivních odpadech. Sira má vice než poloviční tepelnou kapacitu než asfalt,' vytvořená směs tedy rychleji chladne a chladne z nižší teploty. Výhodná je také dvojnásobná hustota při porovnáni s asfaltem, což se příznivě projevuje v tom, že při mlaeni nedochází k takové sedimentaci radioaktivního odpadu jako u asfaltu. Oo taveniny siry lze uložit bezpečně 50 až 75 % radioaktivních látek, směs je po vychladnuti velmi pevná, ve vodě nenapuchavá, neporézní. Pokud je vzhledem k dopravě přiliě křehká; lze ji neomezeně měkčit přídavkem asfaltů, resp. polymernlmi odpady z chemického průmyslu. Oak je známo z použiti síry ve stavebnictví v minulých stoletích, prakticky nepodléhá povětrnostním vlivům; není korozivni a má bakteriéidni vlastnosti. Při dlouhodobém uskladněni; kdy dochází ks korosi sudů a jejich případnému rozpadu; odlitek zůstává nadále od asfaltových odlitků kompaktní a je schopen přepravy. Vyluhovatelnost vodou je zanedbatelná a lze ji dále omezit postřikem odlitků vodovzdornými nátěry, ponorem do asfaltu, resp. stáčením do sudů asfaltem vnitřně impregnovaných.
Podstata vynálezu je objasněna na následujících příkladech provedeni.
Přiklad 1
180 kg odpadni siry z procesu arsenito-arseničnanového odsířeni generátorových plynů; která obsahuje 0/8 % hm. arsenu a 0,05 % hm. antimonu se v nádobě s míchadlem roztaví při 140 °C a do taveniny se postupně přimíchá 120 kg solných modelůvých odpadů zbavených vody. Homogenizovaná směs se výpusti do úložného kovového obalu vnitřně impregnovaného primárním asfaltem; po vychladnuti se obal uzavře a odveze na úložiště. VyluhovatelO nost sodíku pa 42 dnech byla rovna 0;012 g/cm a vyluhovatelnost draslíku po 101 dnech byla 0;0016 g/cm2.
Přiklad 2 kg siry, kterou produkuje proces arsenito-arseničnanového odsířeni generátorových plynů; se v nádobě s míchadlem roztaví a do taveniny se postupně přidá 10 kg modelových odpadů zbavených vody, 10 kg primárního asfaltu a 10 kg odpadni rafinačnl hlinky z rafinerie minerálních olejů β obsahem olejovitých podílů 35 % hm. Pastovitá směs se stočí do eudú impregnovaného odpadním polypropylenem s bodem tání 150 °C. Vyluhovatelnost sodíku po 42 dnech byla rovna 0,0058 g/cm2; vyluhovatelnost draslíku po 101 dnech byla 0,00078 g/ /cm2.

Claims (5)

1. Způsob fixace radioaktivních odpadů zbavených vody pro dlouhodobé ukládání,* vyznačujíc! se tlmf ža ee roztaví elementární sira při teplotě 130 až 160 °C a smlsl se s radioaktivním odpadem v hmat. poměru 1 : 0,01 až 3, po homogenizaci sa tavanlna převede do úložných obalů, v nichž ztuhne.
2· Způsob podle bodu 1, vyznačující sa tlm, že se roztaví elementární sira, kterou je i odpadni sira, z procesů odsířeni plynů a spalin.
3. Způaob podle bodu 1 a 2,' vyznačujíc! sa tlmj že tavanlna se převede do úložných obalů vnitřně impregnovaných termoplastickým polymerem nebo asfaltem.
4. Způsob podle bodu 1 až 3, vyznačujíc! se tim, že se tavenina smlsl s asfaltem o duktilitě větší než 2 cm a bodu měknuti maněim než 100 °C v množstvi do 80 % hmot.
5. Způsob podle bodu 1 až 3; vyznačujíc! se tlm, že se tavenina homogenizuje s odpadni rafinačni hlinkou s obsahem max· 40 % hm· olejových podílů v množství do 10 % hmot.
CS848688A 1988-12-20 1988-12-20 Method of radioactive waste fixation CS273441B1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS848688A CS273441B1 (en) 1988-12-20 1988-12-20 Method of radioactive waste fixation

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS848688A CS273441B1 (en) 1988-12-20 1988-12-20 Method of radioactive waste fixation

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CS848688A1 CS848688A1 (en) 1990-07-12
CS273441B1 true CS273441B1 (en) 1991-03-12

Family

ID=5435433

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CS848688A CS273441B1 (en) 1988-12-20 1988-12-20 Method of radioactive waste fixation

Country Status (1)

Country Link
CS (1) CS273441B1 (cs)

Also Published As

Publication number Publication date
CS848688A1 (en) 1990-07-12

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5678234A (en) Process for the encapsulation and stabilization of radioactive, hazardous and mixed wastes
US5960368A (en) Method for acid oxidation of radioactive, hazardous, and mixed organic waste materials
US9754693B2 (en) Low-temperature solidification of radioactive and hazardous wastes
US3557013A (en) Process for solidifying radioactive wastes by addition of lime to precipitate fluoride
Burns Solidification of low-and intermediate-level wastes
JPH06102397A (ja) 廃棄物の固化方法及びその装置並びに固化体及び固化材
CA2106747C (en) Preparation of inorganic hardenable slurry and method for solidifying wastes with the same
GB1564878A (en) Method of improving the leaching resistance of solidified bitumen products containing radioactive substances
CS273441B1 (en) Method of radioactive waste fixation
EP0180308A1 (en) Borosilicate zeolite for nuclear waste disposal
EP0149554B1 (en) Method of immobilising nuclear waste
RU2195727C1 (ru) Способ переработки радиоактивных и токсичных донных отложений
US6329563B1 (en) Vitrification of ion exchange resins
Singh Building materials corrosion control by fiber reinforced polymers
Franz et al. Immobilization of sodium nitrate waste with polymers: Topical report
JP2023510461A (ja) 液体トリチウム含有放射性廃棄物を処理する方法
CN111933326A (zh) 一种处理放射性含氚废水的方法
Cicero-Herman Bench-Scale Studies with Argentine Ion Exchange Material
FR2490000A1 (fr) Procede pour le traitement de dechets combustibles radio-actifs
Zakharova et al. Bituminization of liquid radioactive wastes. Safety assessment and operating experience
SU1136657A1 (ru) Материал дл отверждени высокоактивных фторидных отходов и способ его получени
de Hita et al. Immobilisation of simulant nuclear-grade spent ion-exchange resins in alkali-activated cement: Fresh state properties of the cement matrix
JPS623698A (ja) 放射性廃棄物の固化処理方法
Herbst et al. Idaho Chemical Processing Plant low-activity waste grout stabilization development program FY-97 status report
Herbst et al. Idaho Nuclear Technology and Engineering Center Low-Activity Waste Process Technology Program FY-2000 Status Report