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
Czech (cs)
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/en
Publication of CS848688A1 publication Critical patent/CS848688A1/en
Publication of CS273441B1 publication Critical patent/CS273441B1/en

Links

Landscapes

  • Processing Of Solid Wastes (AREA)

Abstract

The principle of this method lies in the melt down of elementary sulphur at temperatures of 130 to 160 degrees C and subsequent mixture with the radioactive waste at weight ratio of 1 : 0.01 up to 3. After homogenisation, the melt is transferred into storage containers, where it hardens.

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)

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.1. A method of fixing water-free radioactive waste for long-term storage; The elemental sulfur is melted at 130 to 160 ° C and mixed with the radioactive waste in a tactile manner. ratio of 1: 0.01 to 3, after homogenization, the tannin is transferred to storage containers in which it solidifies. 2· Způsob podle bodu 1, vyznačující sa tlm, že se roztaví elementární sira, kterou je i odpadni sira, z procesů odsířeni plynů a spalin.Method according to claim 1, characterized in that the elemental sulfur, which is also waste sulfur, is melted from the desulphurization processes of gases and flue gases. 3. Způaob podle bodu 1 a 2,' vyznačujíc! sa tlmj že tavanlna se převede do úložných obalů vnitřně impregnovaných termoplastickým polymerem nebo asfaltem.3. The method according to Claims 1 and 2, characterized in that: sa tlmj that tavanlna is transferred into storage containers internally impregnated with thermoplastic polymer or asphalt. 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.4. A method according to claim 1, characterized in that: 2. The process according to claim 1, wherein the melt is mixed with asphalt having a ductility greater than 2 cm and a softening point of less than 100 DEG C. in an amount of up to 80% by weight. 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.5. The method of items 1 to 3; characterized! The process is characterized in that the melt is homogenized with waste refining clay containing up to 40% by weight of oil fractions in an amount of up to 10% by weight.
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 (en)

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