CS273441B1 - Method of radioactive waste fixation - Google Patents
Method of radioactive waste fixation Download PDFInfo
- 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
Links
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 title claims abstract description 22
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 18
- NINIDFKCEFEMDL-UHFFFAOYSA-N Sulfur Chemical compound [S] NINIDFKCEFEMDL-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 13
- 239000000155 melt Substances 0.000 claims abstract description 6
- 238000000265 homogenisation Methods 0.000 claims abstract description 3
- 239000010426 asphalt Substances 0.000 claims description 15
- 239000002699 waste material Substances 0.000 claims description 14
- 239000011593 sulfur Substances 0.000 claims description 8
- 229910052717 sulfur Inorganic materials 0.000 claims description 8
- 230000008569 process Effects 0.000 claims description 7
- 239000007789 gas Substances 0.000 claims description 3
- 230000007774 longterm Effects 0.000 claims description 3
- 239000004927 clay Substances 0.000 claims description 2
- 239000003546 flue gas Substances 0.000 claims 1
- 238000007670 refining Methods 0.000 claims 1
- 235000018553 tannin Nutrition 0.000 claims 1
- 229920001864 tannin Polymers 0.000 claims 1
- 239000001648 tannin Substances 0.000 claims 1
- 229920001169 thermoplastic Polymers 0.000 claims 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 abstract description 15
- 239000005864 Sulphur Substances 0.000 abstract 1
- 238000002156 mixing Methods 0.000 description 5
- -1 magnesium cations Chemical class 0.000 description 4
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 4
- ZLMJMSJWJFRBEC-UHFFFAOYSA-N Potassium Chemical compound [K] ZLMJMSJWJFRBEC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 239000011575 calcium Substances 0.000 description 3
- 238000005266 casting Methods 0.000 description 3
- 230000008021 deposition Effects 0.000 description 3
- 238000006477 desulfuration reaction Methods 0.000 description 3
- 230000023556 desulfurization Effects 0.000 description 3
- 239000011777 magnesium Substances 0.000 description 3
- 239000000463 material Substances 0.000 description 3
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 3
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 3
- 150000002823 nitrates Chemical class 0.000 description 3
- 239000011591 potassium Substances 0.000 description 3
- 229910052700 potassium Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 3
- FVAUCKIRQBBSSJ-UHFFFAOYSA-M sodium iodide Chemical compound [Na+].[I-] FVAUCKIRQBBSSJ-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- VTYYLEPIZMXCLO-UHFFFAOYSA-L Calcium carbonate Chemical compound [Ca+2].[O-]C([O-])=O VTYYLEPIZMXCLO-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 2
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 description 2
- FAPWRFPIFSIZLT-UHFFFAOYSA-M Sodium chloride Chemical compound [Na+].[Cl-] FAPWRFPIFSIZLT-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 2
- 239000000654 additive Substances 0.000 description 2
- 229910052787 antimony Inorganic materials 0.000 description 2
- WATWJIUSRGPENY-UHFFFAOYSA-N antimony atom Chemical compound [Sb] WATWJIUSRGPENY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229940000489 arsenate Drugs 0.000 description 2
- 229910052785 arsenic Inorganic materials 0.000 description 2
- RQNWIZPPADIBDY-UHFFFAOYSA-N arsenic atom Chemical compound [As] RQNWIZPPADIBDY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- TZCXTZWJZNENPQ-UHFFFAOYSA-L barium sulfate Chemical compound [Ba+2].[O-]S([O-])(=O)=O TZCXTZWJZNENPQ-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 2
- 229910052792 caesium Inorganic materials 0.000 description 2
- TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N caesium atom Chemical compound [Cs] TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000000460 chlorine Substances 0.000 description 2
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 2
- 238000005342 ion exchange Methods 0.000 description 2
- 229910052749 magnesium Inorganic materials 0.000 description 2
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 2
- 229920000642 polymer Polymers 0.000 description 2
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 description 2
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 description 2
- GETQZCLCWQTVFV-UHFFFAOYSA-N trimethylamine Chemical compound CN(C)C GETQZCLCWQTVFV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- PAWQVTBBRAZDMG-UHFFFAOYSA-N 2-(3-bromo-2-fluorophenyl)acetic acid Chemical compound OC(=O)CC1=CC=CC(Br)=C1F PAWQVTBBRAZDMG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- OYPRJOBELJOOCE-UHFFFAOYSA-N Calcium Chemical compound [Ca] OYPRJOBELJOOCE-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- ZAMOUSCENKQFHK-UHFFFAOYSA-N Chlorine atom Chemical compound [Cl] ZAMOUSCENKQFHK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- FYYHWMGAXLPEAU-UHFFFAOYSA-N Magnesium Chemical compound [Mg] FYYHWMGAXLPEAU-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910002651 NO3 Inorganic materials 0.000 description 1
- NHNBFGGVMKEFGY-UHFFFAOYSA-N Nitrate Chemical compound [O-][N+]([O-])=O NHNBFGGVMKEFGY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910019142 PO4 Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000004743 Polypropylene Substances 0.000 description 1
- BUGBHKTXTAQXES-UHFFFAOYSA-N Selenium Chemical compound [Se] BUGBHKTXTAQXES-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- PMZURENOXWZQFD-UHFFFAOYSA-L Sodium Sulfate Chemical compound [Na+].[Na+].[O-]S([O-])(=O)=O PMZURENOXWZQFD-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 1
- XSQUKJJJFZCRTK-UHFFFAOYSA-N Urea Chemical compound NC(N)=O XSQUKJJJFZCRTK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 150000001450 anions Chemical group 0.000 description 1
- YWVAXDWWZIAKTN-UHFFFAOYSA-N arsoric acid arsorous acid Chemical compound O[As](O)O.O[As](O)(O)=O YWVAXDWWZIAKTN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 1
- 239000000440 bentonite Substances 0.000 description 1
- 229910000278 bentonite Inorganic materials 0.000 description 1
- SVPXDRXYRYOSEX-UHFFFAOYSA-N bentoquatam Chemical compound O.O=[Si]=O.O=[Al]O[Al]=O SVPXDRXYRYOSEX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 150000001642 boronic acid derivatives Chemical class 0.000 description 1
- 229910052791 calcium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910000019 calcium carbonate Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000004202 carbamide Substances 0.000 description 1
- 150000004649 carbonic acid derivatives Chemical class 0.000 description 1
- 150000001768 cations Chemical class 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 229910052801 chlorine Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000000576 coating method Methods 0.000 description 1
- 239000000470 constituent Substances 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 1
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 1
- 239000003599 detergent Substances 0.000 description 1
- 238000004455 differential thermal analysis Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 239000003995 emulsifying agent Substances 0.000 description 1
- WHARSKXCRCVXJG-UHFFFAOYSA-N ethenoxyethene;styrene Chemical compound C=COC=C.C=CC1=CC=CC=C1 WHARSKXCRCVXJG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 description 1
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 description 1
- 150000002222 fluorine compounds Chemical class 0.000 description 1
- 239000011521 glass Substances 0.000 description 1
- 238000007654 immersion Methods 0.000 description 1
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 1
- 239000003456 ion exchange resin Substances 0.000 description 1
- 229920003303 ion-exchange polymer Polymers 0.000 description 1
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 description 1
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 description 1
- QSHDDOUJBYECFT-UHFFFAOYSA-N mercury Chemical compound [Hg] QSHDDOUJBYECFT-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052753 mercury Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 description 1
- 238000003801 milling Methods 0.000 description 1
- 239000002480 mineral oil Substances 0.000 description 1
- 235000010446 mineral oil Nutrition 0.000 description 1
- 238000006396 nitration reaction Methods 0.000 description 1
- 150000002826 nitrites Chemical class 0.000 description 1
- 239000003921 oil Substances 0.000 description 1
- 150000007524 organic acids Chemical class 0.000 description 1
- 235000005985 organic acids Nutrition 0.000 description 1
- 239000003960 organic solvent Substances 0.000 description 1
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 description 1
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 description 1
- 235000011837 pasties Nutrition 0.000 description 1
- 235000021317 phosphate Nutrition 0.000 description 1
- 150000003013 phosphoric acid derivatives Chemical class 0.000 description 1
- 229920001155 polypropylene Polymers 0.000 description 1
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 description 1
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 1
- 239000011347 resin Substances 0.000 description 1
- 229920005989 resin Polymers 0.000 description 1
- 239000011435 rock Substances 0.000 description 1
- 239000013535 sea water Substances 0.000 description 1
- 238000004062 sedimentation Methods 0.000 description 1
- 229910052711 selenium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011669 selenium Substances 0.000 description 1
- 239000002893 slag Substances 0.000 description 1
- 239000011780 sodium chloride Substances 0.000 description 1
- 235000009518 sodium iodide Nutrition 0.000 description 1
- 229910001415 sodium ion Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052938 sodium sulfate Inorganic materials 0.000 description 1
- 235000011152 sodium sulphate Nutrition 0.000 description 1
- 238000005507 spraying Methods 0.000 description 1
- 238000006277 sulfonation reaction Methods 0.000 description 1
- 150000003467 sulfuric acid derivatives Chemical class 0.000 description 1
- 230000008961 swelling Effects 0.000 description 1
- 238000005979 thermal decomposition reaction Methods 0.000 description 1
- 230000000699 topical effect Effects 0.000 description 1
- 239000003643 water by type Substances 0.000 description 1
Landscapes
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Abstract
Description
Vynález se týká způsobu fixace radioaktivních odpadů.The invention relates to a method of fixing radioactive waste.
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.The safe disposal of radioactive waste is an increasingly topical problem today. With the development of nuclear energy, the amount of radioactive waste accompanying normal operation and emergency situations is increasing, while at the same time the requirements for disposal safety are increasing and sanitary-environmental standards for the repository are tightening.
Nejčastěji se používají 4 hlavni způsoby fixace radioaktivního odpadu, bitumenizace, ukládání do polymerů, cementace a ukládání do speciálních skel.The four main methods of fixation of radioactive waste, bitumenization, polymer deposition, cementation and special glass deposition are most commonly used.
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.By bitumenisation, wastes whose total beta and gamma radioactivity does not exceed 3.7.10 Bqdra can be solidified, i.e., conventional waste products from ion exchange, precipitation, evaporation and primary circuit wastes. In these cases, sodium ions Na + , potassium K + , calcium Ca 2+ , magnesium Mg 2+ , chlorine Cl ", nitrates NO 2" nitrates NO 3 , carbonates COg, sulphates SO 4, borates BOg, can be expected in radioactive waste. urea, organic acids, detergents, contaminated organic skeletons of ion exchange resins, etc. In the bitumenization process, these concentrated wastes are mixed at temperatures of 140 to 200 ° C with 8 asphalt, and the radioactive waste content may be up to 80% by weight, more usually 40 to 60%. wt. The optimum value should be sought with regard to the composition of the radioactive waste and the properties of the resulting mixture. Mixing temperatures above 100 ° C guarantee the removal of water up to a value of 0.1 to 1% by weight, sometimes with emulsifier additives, in a batch or continuous manner. The finished DC mixture is impregnated into barrels, which are transported to the storage site after 24 hours of cooling. Bitumenization, despite its simplicity, has a number of disadvantages and is still the subject of research to ensure the long-term, safe fixation of radioactive waste. A disadvantage, for example, is the considerable reactivity of asphalt in contact with radioactive waste, which, depending on their composition, can induce a number of chemical reactions, oxidation, sulfonation, nitration and the like, altering the mechanical properties of the mixed material. Exothermic mixing with subsequent ignition of the mixture cannot be excluded. The chemical changes indicated usually result in a decrease in ductility, an increase in the softening point, which is practically manifested by embrittlement, in the extreme case of cracks and increased porosity. A higher porosity of rye implies a higher leachability, which is a very strictly monitored parameter especially for Cs. It is generally believed that mstaborates, phosphates, fluorides, magnesium cations act as reactive constituents of radioactive waste to asphalt, and on the other hand calcium carbonate and sodium sulfate act inertly. A very unpleasant phenomenon is the thermal decomposition of anion exchangers, which produce above 100 ° C trimethylamine, with a auto-ignition point of 180 ° C. Prior to bitumenization, the pH should be adjusted to 7-11, fluoride anions quenched, organic solvents, ammonium nitrate and other thermolabile components removed. The risk factors are the presence of nitrites, nitrates, and ferric cations, which can cause the mixture to ignite during mixing. Further disadvantages are prone to swelling upon contact with a mixture of water, preferably prone to settling inhomogeneities, if they contain a mixture of NaCl, sodium iodide, NaO, barium sulfate BaSO ^ nitrate, Ca (N0 3) second The basic safety requirement for working during bitumenization is the removal of thermally labile components followed by differential-thermal analysis, keeping the temperature of any point of the mixture below 230 ° C by thorough mixing, and maintaining an asphalt content greater than 40% by weight.
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.At the stage of research, the disposal of radioactive waste into polymers, for example based on vinyl ether styrene or phenolforraaldehyde resins. The advantage of this method is the possibility of high dosages of radioactive waste; which can be up to double when compared to 8 bitumenizations.
«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.«Cementation is a very universal way of fixing all sorts of radioactive waste, and a limitation for tritiated waters that are easy to leach. In general, leachability is a far greater problem than bitumenization. Cesium l 37 »* · 34 8e leaches up to an order faster; up to 3.7% of cesium per year leaches in seawater. In order to reduce leachability, bentonite-based additives are added to the cementation mixture; blast-furnace slags, which, among other mechanisms, fix metals by the ion-exchange effect. Leachability increases with temperature; unlike bitumanized cases where it does not change. The cementation capacity for raCS 273 441 B1 dioactive waste is roughly one third of the bituminous waste, on the other hand, cemented blocks are less affected by radiation than bituminized.
Speciální aplikaci je ukládáni radioaktivních odpadů do skal, přizpůsobených složením matrice ukládanému materiálu. Nevýhodou je křehkost získaného materiálu.A special application is the deposition of radioactive waste in rocks, adapted to the composition of the matrix to the stored material. A disadvantage is the fragility of the material obtained.
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.Some of these drawbacks are solved by the method of fixing radioactive waste according to the invention, which consists in melting the elemental sulfur at a temperature of 130-160 ° C and emitting it with the radioactive waste in mass. ratio of 1: 0.01 to 3, after homogenization, the melt is transferred to storage containers in which it solidifies.
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.Sira is cheap and difficult to waste at the time of desulfurization station expansion, especially if it is contaminated with unwanted impurities limiting its use in the chemical industry. These are, for example, sulfur which is lost in the arsenite-arsenate desulfurization process, which may be contaminated with arsenic, antimony, mercury, selenium and tarry residues. Compared to asphalt, sulfur is very little reactive in an anhydrous environment! practically unreactive to most inorganic salts. Because of the melting point in the range of 112 to 119 ° C, mixing at 130 to 140 ° C is sufficient, which is an energy saving and gentle exposure to thermally labile substances present in radioactive waste against bitumenization. The sulfur has more than half the heat capacity of the asphalt, so the formed mixture cools more quickly and cools down from a lower temperature. It is also advantageous to double the density when compared to asphalt, which is reflected in the fact that the milling does not result in the sedimentation of radioactive waste as in the case of asphalt. The sulfur melt can be stored safely with 50 to 75% of the radioactive substances. If it is too fragile with respect to traffic; it can be softened unlimited by the addition of asphalts, resp. polymeric wastes from the chemical industry. Oak is known from the use of sulfur in the construction industry in the past centuries, practically free from weathering; it is not corrosive and has bacteriidal properties. For long-term storage; when there are some corrosion of barrels and their possible disintegration; the casting remains compact from the asphalt castings and is transportable. Water leachability is negligible and can be further reduced by spraying castings with waterproof coatings, asphalt immersion, resp. by bottling into drums impregnated with asphalt.
Podstata vynálezu je objasněna na následujících příkladech provedeni.The invention is illustrated by the following examples.
Přiklad 1Example 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/cm2.180 kg of waste sulfur from the process of arsenito-arsenate desulphurization of generator gases; containing 0/8 wt. arsenic and 0.05 wt. antimony is melted in a stirrer vessel at 140 ° C and 120 kg of dewatered salt model waste is gradually added to the melt. The homogenized mixture is discharged into a metal storage container internally impregnated with primary asphalt; After cooling, the package is closed and transported to the repository. The sodium leachability for 42 days was 0.022 g / cm 2 and the potassium leachability after 101 days was 0.00166 g / cm 2 .
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.Example 2 kg of sulfur produced by the process of arsenito-arsenate desulfurization of generator gases; 10 kg of dewatered model waste, 10 kg of primary asphalt and 10 kg of refractory clay from a mineral oil refinery β with an oil content of 35 wt. The pasty mixture is spun into eudos impregnated with waste polypropylene with a melting point of 150 ° C. The sodium leachability after 42 days was 0.0058 g / cm 2 ; the potassium leachability after 101 days was 0.00078 g / cm 2 .
Claims (5)
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 (en) |
-
1988
- 1988-12-20 CS CS848688A patent/CS273441B1/en unknown
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 | |
| US5434333A (en) | Method for treating materials for solidification | |
| 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 | |
| JPH01127091A (en) | Method for solidifying waste liquid to chemically fixing the same | |
| CA2106747C (en) | Preparation of inorganic hardenable slurry and method for solidifying wastes with the same | |
| FR2624768A1 (en) | METHOD FOR IMMOBILIZING ION EXCHANGE RESINS FROM RADIOACTIVE PROCESSING CENTERS | |
| Pokorný et al. | Transient melt formation and its effect on conversion phenomena during nuclear waste vitrification–HT‐ESEM analysis | |
| 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 | |
| JP2023510461A (en) | Method for treating liquid tritium-containing radioactive waste | |
| RU2195727C1 (en) | Method for recovering radioactive and toxic bottoms | |
| US6329563B1 (en) | Vitrification of ion exchange resins | |
| Fitzgerald et al. | The feasibility of incorporating radioactive wastes in asphalt or polyethylene | |
| Franz et al. | Immobilization of sodium nitrate waste with polymers: Topical report | |
| CN111933326A (en) | Method for treating radioactive tritium-containing wastewater | |
| RU2763146C1 (en) | Method for immobilising liquid radioactive waste | |
| Cicero-Herman | Bench-Scale Studies with Argentine Ion Exchange Material | |
| FR2490000A1 (en) | PROCESS FOR THE TREATMENT OF RADIO-ACTIVE FUEL WASTE | |
| Zakharova et al. | Bituminization of liquid radioactive wastes. Safety assessment and operating experience | |
| SU1136657A1 (en) | Material for hardening high-active fluorine waste and method of producing same |