DE2811762C2 - Verfahren zum Trocknen und Umhüllen eines festen, radioaktiven Materials und Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens - Google Patents

Verfahren zum Trocknen und Umhüllen eines festen, radioaktiven Materials und Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens

Info

Publication number
DE2811762C2
DE2811762C2 DE2811762A DE2811762A DE2811762C2 DE 2811762 C2 DE2811762 C2 DE 2811762C2 DE 2811762 A DE2811762 A DE 2811762A DE 2811762 A DE2811762 A DE 2811762A DE 2811762 C2 DE2811762 C2 DE 2811762C2
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
carrier liquid
liquid
evaporator
binder
solid
Prior art date
Legal status (The legal status 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 status listed.)
Expired
Application number
DE2811762A
Other languages
English (en)
Other versions
DE2811762A1 (de
Inventor
Randall D. San Jose Calif. Sheeline
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
RTX Corp
Original Assignee
United Technologies Corp
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 United Technologies Corp filed Critical United Technologies Corp
Publication of DE2811762A1 publication Critical patent/DE2811762A1/de
Application granted granted Critical
Publication of DE2811762C2 publication Critical patent/DE2811762C2/de
Expired legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/04Treating liquids
    • G21F9/06Processing
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10STECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10S159/00Concentrating evaporators
    • Y10S159/12Radioactive

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Processing Of Solid Wastes (AREA)
  • Vaporization, Distillation, Condensation, Sublimation, And Cold Traps (AREA)
  • Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)

Description

dadurch gekennzeichnet, daß in dem Schritt b) die Flüssigkeit, die das feste Material enthält, unter äußerst turbulenien Bedingungen in die Trägerflüssigkeit in dem Verdampfer (2) eingeleitet und ohne zu explodicen blitzartig verdampft wird, daß in dem Schritt c) das Einleiten des Bindemittels in einem Mischer (8) zwischen dem Verdampfer (2) und dem Abscheider (9) erfolgt und als Bindemittel ein Bindemittel eingesetzt wird, dai in der Trägerflüssigkeit unlösbar ist und in der Lage isL das getrocknete, teilchenförmige feste Material bevorzugt zu benetzen und dadurch das Teilchenmaterial in der Trägerflüssigkeit zu umhüllen, und daß schließlich das umhüllte Teilchenmaterial aus der Trägerflüssigkeit in dem Abscheider (9) abgeschieden wird.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekenr zeichnet, daß das Bindemittel ein in Wärme aushärtendes Material ist, und daß ein Härtemittel für das Wärme aushärtende Material in das umhüllte
30
35
45
aus
feste Teilchenmaterial nach dem Entfernen
dem Abscheider (9) eingeleitet wird.
3. Verfahren nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß als Trägerflüssigkeit ein Silikonöl, als Flüssigkeit, die das feste Material enthält, eine wäßrige Natriumsulfatlösung und als Bindemittel ein Epoxidharz eingesetzt werden.
4. Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens nach einem der Ansprüche 1 bis 3, mit
55
a) einem Verdampfer (2), der bis zu einer vorbestimmten Höhe mit Trägerflüssigkeit teilweisegefüllt ist,
b) einer Heizvorrichtung (10) zum Erhitzen der Trägerflüssigkeit, fio
c) einem Abscheider (9) zum Abscheiden von Teilchenniiiterial aus der Trägerflüssigkeit,
d) Fluidfördereinrichtungen, die die Heizvorrichtung (10), den Verdampfer (2) und einen Abscheider (17) für die Trägerflüssigkeit miteinander verbinden, so daß die Trägerflüssigkeit veranlaßt wird, kontinuierlich von dem Verdampfer zu dem Abscheider für die Trägerflüssigkeit und durch die Heizvorrichtung zu strömen, bevor sie wieder in den Verdampfer eingeleitet wird,
e) einem Vorratsbehälter (1) für die wäßrige Dispersion eines radioaktiven Feststoffes,
f) einer Einrichtung (4, 5) zum Einleiten der wäßrigen Dispersion in den Verdampfer (2),
g) einem zweiten Vorratsbehälter (13) für flüssiges, aushärtbares Bindemittel, und
h) einer Einrichtung (15 ) zum Abziehen des mit dem Bindemittel umhüllten festen radioaktiven Materials,
dadurch gekennzeichnet, daß der Verdampfer (2) ein Schnellverdampfer ist, daß eine Pumpenanordnung (7) zum Umwälzen der Trägerflüssigkeit in den Fluidfördereinrichtungen vorgesehen und durch diese mit dem Abscheider (9) für das Teilchenmaterial verbunden ist. daß die Einrichtung (4. 5) zum Einleiten der wäßrigen Dispersion in den Verdampfer (2) diese unterhalb des Spiegeis der darin befindlichen Trägerflüssigkeit einleitet, wodurch das Wasser blitzartig aus der wäßrigen Dispersion verdampft wird und die radioaktiven Feststoffe suspendiert in der Trägerflüssigkeit zurückbleiben, daß ein Mischer (8) zum Einleiten des Bindemittels in deif Fluidfördereinrichtungen stromaufwärts des Abscheiders (9) für das Teilchenmaterial vorgesehen ist, und daß die Einrichtung (15) zum Abziehen des umhüllten Materials stromabwärts des Abscheiders (9) für das umhüllte Material angeordnet ist.
Beschreibung
Die Erfindung betrifft ein Verfahren und eine Vorrichtung der im Oberbegriff der Patentansprüche i bzw. angegebenen Art. Dieses Verfahren und diese Vorrichtung gehören durch die durch die DE-OS 27 14 672 offengelegte ältere Anmeldung zum Stand der Technik.
Der Betrieb von Kernreaktoranlagen erzeugt beträchtliche Mengen an Abfällen mit geringer Radioaktivität. Für die Beseitigung müssen diese Abfälle verfestigt werden.
Die Hauptquellen dieser Abfälle sind:
a) Verbrauchte Ionenaustauscherharze, die benutzt werden, um einen extrem hohen Grad an Reinheit in dem Wasser aufrechtzuerhalten, das in einem Siedewasserreaktor benutzt wird. Diese Harze liegen in Form von kleinen Kügelchen vor und werden zwecks Verfestigung feucht mit etwa einem gleichen Gewicht an Wasser ausgebracht.
b) Verdünnte Natriumsulfatlösung, die mit einigen radioaktiven Nukliden kontaminiert ist. was das Ergebnis des Ionenaustauscherharz-Regenerierprozesses ist.
c) Pulverförmige Ionenaustauscherharze werden auf ein Filter aufgebracht und als ein Ionenaustauscherbett benutzt. Die kontaminierten puKerförmigen Ionenaustauscherharze werden zwecks Verfestigung wasserfeucht ausgebracht.
d) Filteranschwemmschichten wie Diatomeenerde oder Cellulit werden kontaminiert und der Verfestigung ebenfalls wasserfeucht zugeführt.
e) Borsäurelösung wird in dem Druckwasserreaktor umgewälzt und kontaminierte Borsäurelösung wird entfernt, um verfestigt und als Atommüll gelagert zu werden.
f) Puu:lösungen, die beim Schrubben des Bodens und bei der Dekontaminierung einer Anlage anfallen. Diese enthalten Tenside, Oxalsäure, Phosphorsäure, Kaliumpermanganat, Kaliumhydroxid und Natriumhydroxid.
In der gegenwärtigen Technologie werden die Lösungen in Verdampfern konzentriert Das Natriumsulfat kann in herkömmlichen Verdampfern auf 20% Feststoffe und die Borsäure auf 12% Feststoffe gebracht werden. Jeder Versuch, eine höhere Feststoff konzentration zu erzielen, führt zu starkem Kesselsteinansatz und zu starker Korrosion. Mit einem mit Titanröhren versehenen und mit Zwangsumlauf arbeitendem Verdampfer ist es manchmal möglich, das Natriumsulfat auf 25% Feststoffe zu bringen. Der Verdampferbodensatz, wasserfeuchte Harze und Filterhilfsmittel werden mit Portlandzement oder Harnstoff-Formaldehyd-Harz zur Verfestigung vermischt. Dadurch wird das Volumen etwa um das l.öfache erhöht. Ein großer Teil des Zements oder des Harnstoff-Formaldehyd-Harees wird zum Verfestigen des Wassers benutzt.
Die Kosten der Atommüllagerung betragen bei diesen verfestigten Abfällen gegenwärtig etwa 692 S/m3. Wenn das Wasser vor der Verfestigung entfernt werden könnte, könnten beträchtliche Einsparungen erzielt werden.
Das Natriumsulfat bildet den größten Anteil des radioaktiven Abfalls und bietet ein gutes Beispiel der Einsparungsmöglichkeiten. Etwa 0,28 m3 von 20%iger Natriumsulfatlösung bilden 0,448 m3 verfestigten radioaktiven Abfalls, wenn sie mit Zement oder Harnstoff-Formaldehyd-Harz vermischt wird.
Die 0,28 m3 an 20%iger Natriumsulfatlösung enthalten 61 kg an trockenem Natriumsulfat. Die Schüttdichte von pulverförmigem Natriumsulfat beträgt etwa &idigr;.621 g/cmJ. Bei Vermischung mti 35% eines Bindemittels nimmt das Volumen nur um 10% zu, da der größte Teil des Bindemittels die Zwischenräume ausfüllt. Infolgedessen haben die 61 kg trockenen Natriumsulfats, wenn sie mit 35% Bindemittel vermischt sind, ein Volumen von 0.042 m3, was noch besser ist als eine Volumenverringerung von 10: !,vergleicht man es mit der Harnstoff-Formaldehyd-Harz- oder Zementverfestigung. Mehrere Verfahren zum Trocknen werden gegenwärtig praktiziert. Ein Beispiel dafür ist das brennen der Materialien, um feste Körnchen zu bilden.
Die DE-OS 27 14 672 beschreibt ein Verfahren und eine Vorrichtung der im Oberbegriff der Patentansprüche 1 bzw. 4 angegebenen Art, bei denen zum Abtrennen von festen, radioaktiven Bestandteilen aus flüssigem Abfall und Überführen in Einheiten für die Langzeitlagcrung als Bindemittel geschmolzenes Bitumen oder Polyol eingesetzt wird.
Aufgabe der Erfindung ist es, ein Verfahren und eine Vorrichtung zu schaffen, durch die eine geringe Radioaktivität aufweisende Kernreaktorabfälle auf einfachere, billigere und ein geringeres Volumen ergebende Weise getrocknet und umhüllt werden können.
Diese Aufgabe wird bei einem Verfahren und einer Vorrichtung nach dem Oberbegriff der Patentansprüche 1 bzw. 4 durch die in deren Kennzeichen genannten Merkmale gelöst.
Erfindungsgemäß wird ein umhülltes und gießbares Gemisch, das eine niedrigere Auslaugrate hat, erzielt, ohne daß im Verdampfer Kesselstein erzeugt wird.
Vorteilhafte Ausgestaltungen der Erfindung bilden den Gegenstand der Unteransprüche.
Ein Ausführungsbeispiel der Erfindung wird im folgenden unter Bezugnahme auf die Zeichnung näher beschrieben.
Die einzige Figur zeigt ein Flußdiagramm einer Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens nach der Erfindung.
In der beschriebenen Vorrichtung wird eine Lösung (dieser Betriff umfaßt sowohl echte Lösungen als auch Dispersionen) aus flüssigem Lösungsmittel und einem gelösten festen Material in eine heiße inerte Trägerflüssigkeit eingebracht, um das Lösungsmittel blitzartig zu verdampfen, wodurch getrocknetes Material in der inerten Trägerflüssigkeit in Form von dispergierten Feststoffteilchen zurückbleibt Die Trägerflüssigkeit, die die Teilchen mit sich führt, strömt dann zu einer zweiten Station, in welcher ein Bindemittel für die Teilchen eingeleitet wird, um die Teilchen durch bevorzugtes Benetzen zu umhüllen, welche dann koaleszieren. so daß sie aus der inerten Trägerflüssigkeit in einer Trennstufe durch Schwerkraft leicht abgeschieden werden können. Die hier verwendeten Begriffe "be\ .'zugtes Benetzen" oder "bevorzugt benetzt" beschreiben denjenigen Zustand, der vorhanden ist, wenn die festen Teilchen eine größere Affinität haben, durch das flüssige Bindemittel als durch die Trägerflüssägkeit benetzt zu werden. Das Vorhandensein dieses Zustandes ist leicht bestimmbar, da tatsächlich beobachtet werden kann, daß das flüssige Bindemittel die inerte Trägerflüssigkeit verdrängt, wenn es um das feste Teilchen strömt und es umhüllt Wenn dieser Zustand nicht vorhanden ist funktioniert das Verfahren nach der Erfindung insofern nicht, als die Teilchen nicht umhüllt werden, und das Ergebnis ist eine Suspension -&oacgr;&pgr; Bindemittel in der Trägerflüssigkeit und eine Suspension von Teilchen in der Trägerflüssigkeit.
Im allgemeinen kommt es gewöhnlich zu dem bevorzugten Benetzen, wenn beispielsweise die Trägerflüssigkeit nichipolar ist und das Bindemittel und die Teilchen polar sind, oder umgekehrt, obgleich das nicht hundertprozentig vorhersagbar ist. Das Vorhandensein ties genannten Zustandes in spezifischen Vorrichtungen kann überprüft werden, indem die Materialien bei den Betrieosbedingungen in einen Behälter, der einen Überzug aus Polytetrafluoräthylen oder aus einem anderen nichtklebenden Material trägt, gebracht und geschüttelt werden. Wenn Koaleszenz als eine gesonderte Phsse auftritt, existiert das bevorzugte Benetzen. Die Erfindung ist überall dort von Nutzen, wo es erforderlich ist. das Lösungsmittel aus einer Lösung zu entfernen und/oder das getrocknete, feste Material zu umhüllen. In ihrem allgemeinsten Anwendungsfall müssen folgende Kriterien erfüllt sein:
1. Das feste Material sollte in der inerten Trägerr<üssigkeit unlösbar sein und nicht mit ihr reagieren. 2. Das Bindemittel sollte in der inerten Trägerflüssigkeit unlösbar sein und nicht mit ihr reagieren, so daß es in der Lage ist, eine gesonderte Phase in der Trägerflüssigkeit zu bilden.
3. Das Bindemittel sollte in dem Betriebszustand zwar eine Flüssigkeit sein, es sollte aber in der Lage sein, sich nach seiner Entfernung aus der Vorrichtung entweder thermoplastisch oder durch eine chemische Reaktion zu verfestigen.
4. Die inerte Trägerflüssigkeit sollte einen relativ niedrigen Dampfdruck haben, damit ihre ständige Wiederverwendung ohne umfangreiche Wiedergewinnungsoperationen möglich ist.
5. Die Teilchen sollten durch das Bindemittel be-
vorzugt benetzt werden.
Obgleich die Vorrichtung nach der Erfindung somit in vielen Anwendungsfällen benutzbar ist, wird sie im folgenden unter Bezugnahme auf die Konzentration von wäßrigem Natriumsulfat beschrieben, wobei selbstverständlich die Natriumsulfatlösung lediglich ein Beispiel ist.
Gemäß der Figur enthält die Vorrichtung einen Vorratsbehälter 1 für die zu trocknenden Lösung, die einem Verdampfer 2 über eine Leitung 4 mit Hilfe einer Dosierpumpe 5 zugeführt wird. Der Verdampfer 2 endigt an einem Ende in einem Kondensator 6, während sein anderes Ende mit Pumpen 7 verbunden ist, die die inerte Trägerflüssigkeit, welche in dem Verdampfer 2 enthalten ist, durch eine Heizvorrichtung in Form eines Wärmetauschers 10 und zurück zu dem Verdampfer 2 pumpen. Der Kondensator 6 kann direkt in die Atmosphäre entlüftet werden, während dss Kondensat in !onensustauscherbetten zurückgeleitet wird. Wenn eine weitere Behandlung erforderlich ist, hauptsächlich mit Rücksicht auf die Umweltbedingungen, kann das Gas aus dem Kondensator 6 über ein Filter 18 abgelassen werden, und das Kondensat kann durch einen Trägerflüssigkeitsabscheider 17 geleitet werden, um jegliche Restspuren an Trägerflüssigkeit zu entfernen, die dann in den Verdampfer 2 zurückgeleitet werden kann. Ein Seitenstrom 3 aus einer der Pumpen 7 leitet die in dem Verdampfer 2 enthaltene Aufschlämmung durch einen Strahlmischer 8 und einen Abscheider 9 und zurück zu dem Einlaß der anderen Pumpe 7. Der inerte Träger wird mit hohen Geschwindigkeiten in den Verdampfer 2 eingeleitet, was mit Prallblechen 12 oder anderen die Turbulenz erhöhenden Vorrichtungen erfolgen kann, um das Fluid in dem Verdampfer in einem äußerst turbulenten Zustand zu halten. Der hier benutzte Ausdruck "äußerst turbulenter Zustand" bedeutet, daß ein derartiger Turbulenzzustand in dem Verdampfer 2 enthalten ist. daß. wenn die zugeführte Lösung in die heiße inerte Trägerflüssigkeit eingeleitet wird, keine explosive Schnellverdampfung auftritt. Dieser Zustand kann für jede besondere Vorrichtung durch Experimentieren leicht bestimmt werden, da, wenn eine explosive Schnellverdampfung erfolgt, diese ziemlich gut sichtbar ist. weil sie sowohl von Lärm als auch von starkem Spritzen des Lösungsmittels, des gelösten Materials und der Trägerflüssigkeit begleitet ist. Das führt dazu, daß Teilchen und Tröpfchen mit dem erzeugten Dampf mitgerissen werden. Dieser Zustand nimmt ab, wenn die Turbulenz vergrößert wird, bis an seine Stelle schließlich die ruhige Erzeugung von Dampf in Form von kleinen Blasen führt, die bewirken, daß das Teilchenmaterial aus dem Dampf entfernt wird. Dieser minimale Grad an Turbulenz muß gemäß der Erfindung aufrechterhalten werden. Der Verdampfer 2 ist außerdem so ausgelegt, daß das Strömungsprofil und die Verweilzeit so sind, daß die gesamte Dampferzeugung in dem Verdampfer 2 erfolgt, bevor die Trägerflüssigkeit zu der Pumpe 7 strömt. Die Vorrichtung enthält außerdem einen Vorratsbehälter 13 für Bindemittel, das durch eine Dosierpumpe 14 in den Strahlmischer 8 gepumpt wird, in welchem das Bindemittel mit der inerten Trägerflüssigkcii. die das getrocknete lcilchenförmige Material mit sich führt, unter Bedingungen extremer Turbulenz vermischt wird. Das Bindemittel kann irgendein geeignetes polymeres Material oder zementartiges Material sein, wie beispielsweise Polyäthylen, Polypropylen, Polystyrol, phenolartige Verbindungen, zelluloseartige Verbindungen, Epoxide, Polyester, Acrylnitril-Butadien-Styrol (ABS), Harnstoff-Formaldehydharze, und andere. Die Gesamteigenschaften des Bindemittels sind so gewählt, daß es bei den Verfahrenstemperaturen relativ flüssig ist, in der Lage ist, das Teilchenmaterial durch bevorzugtes Benetzen zu umhüllen, und in der Lage ist, beim Abbinden oder beim Abkühlen auf Umgebungsbedingungen zu einer festen Masse auszuhärten. Für spezielle Zwecke, in welchen der Widerstand gegen Wasserlöslichkeit wichtig ist, beispielsweise in Verbindung mit der Beseitigung von radioaktivem Abfall, sollte das Bindemittel außerdem gegen anschließendes Auslaugen des Teilchenmaterials aus dem Endprodukt beständig sein. Thermoplastische Polymere sind ebenso wie in Wärme aushärtende Polymere verwendbar. In letzterem Fall ist das Einbringen des Härtemittels in das fertige Produkt notwendig und erfolgt vorzugsweise nach dem Entfernen aus der inerten Trägerflüssigkeil, um die hAf\Cj\if*h\f£*tt 711 »/Armi»iHi»n «-lift A<*e PnKimer »r» Anv \'s\r·
' * * *^^5 ' *** * · ■***■ 4 &Lgr;&Lgr; fca · ^r t &bgr; t t %* · ^* ** 1 4f ^A U t*0 \&Lgr; ^&Lgr; %f &Lgr; \S i filial t I C V ^ I &iacgr; \S I
richtung aushärtet. In der Figur wird das Härtemittel aus einem Vorratsbehälter 11 durch eine Pumpe 20 dosiert in einen ruhenden Mischer 16 geleitet, wo es sich mit dem durch eine Dosierpumpe 15 zugeführten Produkt mischt, und gelangt dann in einen Behälter 19 für gießbaren radioaktiven Abfall und erstarrt darin. Die gesamte Vorrichtung mit dem Verdampfer, den Pumpen, dem Strahlmischer, den Abscheidern, den Wärmetauscher .und den zugeordneten Leitungen ist vorzugsweise mit Polytetrafluoräthylen ausgekleidet oder beschichtet, um die Tendenz der Materialien, an den Innenflächen, an denen die inerte Trägerflüssigkeit zirkuliert, festzukleben, zu vermeiden. Da, wie die Figur zeigt, die Flüssigkeit in der zugeführten Lösung niemals in die Wärmetauscher eindringt, ist das Problem, daß sich innerhalb der Vorrichtung Kesselstein bildet, beseitigt.
Zum Trocknen und Umhüllen von wäßrigen Lösungen sind so hochsiedende Flüssigkeiten wie paraffinische Kohlenwasserstoffe, flüssige Silicone. Phthalate, kommerzielle Wärmeübertragungsfluids, hochmolekulare Alkohole, flüssige Hochtemperaturpolymere und andere, geeignete Trägerflüssigkeiten, und die oben aufgeführten Polymere sind geeignete Bindemittel. Diese Aufzählung stellt lediglich ein Beispiel dar, da eine fast unendliche Kombination von Materialien innerhalb der oben angegebenen Auswahlkriterien benutzt werden kann.
In einer typischen Vorrichtung kann das getrocknete und umhüllte Endprodukt zwischen 65% und 75% Teilchenmaterial, wie Natriumsulfat, und zwischen 35% und 25% Bindemittel enthalten. Die tatsächliche Zusammensetzung kann sich für jede besondere Vorricncung stark ändern.
Es ist herausgefunden worden, daß, wenn die Teilchengröße des Teilchenmaterials erhöht wird, im allgemeinen ein höherer Gehalt an Feststoffen erzielt werden kann. Die Teilchengrößenverteilung kann durch geeignete Auswahl der Temperatur des Verdampfers 2 kontrolliert werden, wobei höhere Temperaturen im allgemeinen kleinere Teilchen und niedrigere Temperaturen im allgemeinen größere Teilchen ergeben. Ein weiterer Faktor, der die Teilchengröße beeinflußt, ist die durchschnittliche Verweilzeit von Kristallen in dem Verdampfer 2. Bei längeren Verweilzeiten berühren die umgewälzten Teilchen frische Lösungströpfchen und können wachsen. Die Verweilzeit eines Kristalls ist umgekehrt proportional zu der Strömungsgeschwindigkeit in dem Seitenstrom 3.
Nach dieser allgemeinen Beschreibung der Vorrich-
tung gibt das folgende besondere Beispiel eine bevorzugte Ausführungsform der Vorrichtung an, die benutzt wird, um aus einer wäßrigen Natriumsulfatlösung gießbare wasserfreie Teilchen zu machen, die mit einem Epoxidharz umhüllt sind, wobei ein Silikonöl als inerte TrägerNüssigkcit benutzt wird.
Beispiel 1
Die mit einer inerten Trägerflüssigkeit arbeitende Tirocknungs- und Umhüllungsvorrichtung wurde für eine Verarbeitung von 3,79 Liter pro Minute 20%iger wäßriger Natriumsulfat-Kernreaktorabfall-Lösung unter Verwendung eines Dimethylsilikonöls als inertem Träger und einem Glycidyläther. als Bindemittel ausgelegt. Hexahydrophthalsäureanhydrid wird als Härtemittel benutzt. Das Produkt härtet in 3 Sunden bei 149°C aus. Die Vorrichtung wurde für eine Nennbetriebstemperatur von 149°C in dem Verdampfer 2 ausgelegt. Die inerte Trägerflüssigkeit wird mit einer hohen Geschwindigkeit von ungefähr 473 Liter pro Minute im Kreislauf durch die Wärmetauscher 10 gepumpt, und die Temperatur wird durch 10,5 kg/cm2 Dampf, der durch die Wärmetauscher strömt, auf 166°C erhöht. Bei der Verarbeitung der 20%igen Natriumsulfat-Lösung mit einer Geschwindigkeit von 15.9 Liter pro Stunde (54,4 kg/h Na>SO4 und 213 kg/h H2O) wird Bindemittel in die inerte Trägerflüssigkeit über den Strahlmischer 8 mit einer Geschwindigkeit von 15,5 kg/h geleitet, und die umhüllten Teilchen werden in dem Abscheider 9 entfernt. Das verwpndete Epoxidharz ist bei Umgebungstemperaturen fest und bei der Betriebstemperatur der Vorrichtung von 149°C flüssig. Es bildet eine thermoplastische feste Masse von in Epoxidharz eingekapseltem Natriumsulfat nach dem Entfernen aus dem Abscheider 9 und Abkühlen. Aus demselben Harzsystem kann ein dauerhafter Feststoff durch einen Zusatz von 2,63 kg/h Härtemittel und durch Halten des entfernten Produkts für 3 Stunden auf einer Temperatur von 14Q0C gebildet werden. Das ergibt ungefähr 0,033 mVh an gehärtetem, getrocknetem, umhülltem 75%igem Na2SO4. Dieses ausgehärtete Produkt ist bei Temperaturen stabil, die weit höher als 149°C sind, und verbessert die von Natur aus niedrige Auslaugrate des fertigen Produkts beträchtlich. Ein Vergleich des umhüllten Produkts mit einem herkömmlichen Natriumsulfat-Zement-Gemisch zeigt eine Auslaugrate von 3% der Zementauslaugrate.
Es kann ein Zusatz von feuerfestmachenden Mitteln oder Netzmitteln oder Weichmachern benutzt werden, um den Materialien jede gewünschte chemische oder physikalische Eigenschaft zu geben.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
eo

Claims (1)

1 Patentansprüche
1. Verfahren zum Trocknen und Umhüllen eines festen, radioaktiven Materials in folgenden Schritten:
a) kontinuierliches Umwälzen einer organischen, weitgehend inerten Trägerflüssigkeit zwischen einem Verdampfer (2) und eini. &igr; Abscheider (9),
b) Einleiten einer Flüssigkeit, die das feste Material enthält, in den Verdampfer (2), Verdampfen der Flüssigkeit bei einer Temperatur, die höher ist als die Siedetemperatur dieser Flüssigkeit, wodurch die Flüssigkeit zusammen mit der Trägerflüssigkeit verdampft wird und das feste Material in Form von beinahe trockenen Teilchen zurückbleibt, die in der Trägerflücsigkeit dispergiert sind,
c) Eiöbiten eines Bindemittels in die Trägerflüssig.Keit und das getrocknete teilchenförrnige feste Material, wobei das Bindemittel bei der Temperatur der Trägerflüssigkeit flüssig und nach dem Entfernen daraus verfestigbar ist,
DE2811762A 1977-03-28 1978-03-17 Verfahren zum Trocknen und Umhüllen eines festen, radioaktiven Materials und Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens Expired DE2811762C2 (de)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US05/781,893 US4119560A (en) 1977-03-28 1977-03-28 Method of treating radioactive waste

Publications (2)

Publication Number Publication Date
DE2811762A1 DE2811762A1 (de) 1978-10-05
DE2811762C2 true DE2811762C2 (de) 1987-01-15

Family

ID=25124293

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE2811762A Expired DE2811762C2 (de) 1977-03-28 1978-03-17 Verfahren zum Trocknen und Umhüllen eines festen, radioaktiven Materials und Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens

Country Status (12)

Country Link
US (1) US4119560A (de)
JP (1) JPS53140500A (de)
BR (1) BR7801763A (de)
CA (1) CA1096713A (de)
CH (1) CH634945A5 (de)
DE (1) DE2811762C2 (de)
ES (1) ES468263A1 (de)
FR (1) FR2386106B1 (de)
GB (1) GB1580611A (de)
IT (1) IT1096152B (de)
SE (1) SE431693B (de)
ZA (1) ZA781418B (de)

Families Citing this family (25)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2361725A1 (fr) * 1976-08-13 1978-03-10 Commissariat Energie Atomique Procede de stockage de dechets radioactifs solides de grandes dimensions
US4246233A (en) * 1978-08-23 1981-01-20 United Technologies Corporation Inert carrier drying and coating apparatus
DE2904627C2 (de) * 1979-02-07 1984-04-12 Alkem Gmbh, 6450 Hanau Verfahren zum Aufbereiten von Abfällen
DE2944302C2 (de) * 1979-11-02 1985-10-03 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Verfahren und Einrichtung zum Trocknen von radioaktiven Abwasserkonzentraten mit Borsalzen aus Verdampferanlagen von Kernreaktoren
US4582638A (en) * 1981-03-27 1986-04-15 General Signal Corporation Method and means for disposal of radioactive waste
US4434074A (en) * 1981-04-02 1984-02-28 General Electric Company Volume reduction and encapsulation process for water containing low level radioactive waste
DE3429981A1 (de) * 1984-08-16 1986-03-06 GNS Gesellschaft für Nuklear-Service mbH, 4300 Essen Verfahren fuer die vorbereitung von radioaktiven und/oder radioaktiv verseuchten abfallfeststoffen und verdampferkonzentraten fuer die endlagerung in endlagerbehaeltern
DE3432103A1 (de) * 1984-08-31 1986-03-13 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Verfahren zum volumenreduzierung von radioaktiv beladenen fluessigkeiten und rippenkoerper zur verwendung dabei
US4952339A (en) * 1985-03-22 1990-08-28 Nuclear Packaging, Inc. Dewatering nuclear wastes
US4748051A (en) * 1985-04-01 1988-05-31 Polysar Financial Services S.A. Reducing exposure to hazardous particles
US4917807A (en) * 1986-02-21 1990-04-17 Westinghouse Electric Corp. Method for recovering solvent
JPS63145997A (ja) * 1986-07-04 1988-06-18 株式会社荏原製作所 放射性廃棄物の固化方法
US4892684A (en) * 1986-11-12 1990-01-09 Harp Richard J Method and apparatus for separating radionuclides from non-radionuclides
FR2607957A1 (fr) * 1986-12-05 1988-06-10 Commissariat Energie Atomique Bloc contenant des dechets en vue de leur stockage et procede de realisation d'un tel bloc
JPS63195598A (ja) * 1987-02-07 1988-08-12 日本碍子株式会社 放射性廃棄物の固化処理装置
DE3802755A1 (de) * 1988-01-30 1989-08-10 Kernforschungsanlage Juelich Verfahren zur einlagerung von radioaktiven abfallstoffen
US4955403A (en) * 1988-11-30 1990-09-11 Westinghouse Electric Corp. Closed loop system and method for cleaning articles with a volatile cleaning solvent
US5122268A (en) * 1989-08-11 1992-06-16 Westinghouse Electric Corp. Apparatus for waste disposal of radioactive hazardous waste
US5434334A (en) * 1992-11-27 1995-07-18 Monolith Technology Incorporated Process for treating an aqueous waste solution
US6030549A (en) * 1997-08-04 2000-02-29 Brookhaven Science Associates Dupoly process for treatment of depleted uranium and production of beneficial end products
US5916122A (en) * 1997-08-26 1999-06-29 Na Industries, Inc. Solidification of aqueous waste
KR100934026B1 (ko) 2007-12-24 2009-12-28 한국원자력연구원 방사성폐기물 포장물 내 유리수 측정 및 제거방법 및 그장치
FR2933099B1 (fr) * 2008-06-30 2011-11-25 Spado Sa Composition d'enrobage pour le stockage de dechets toxiques pour la sante et/ou l'environnement depourvue d'agent durcisseur aromatique
CN110180199A (zh) * 2019-06-10 2019-08-30 浙江恒达仪器仪表股份有限公司 一种用于环境监测的氚自动提取装置及方法
KR102286810B1 (ko) * 2019-12-20 2021-08-06 주식회사 새빛이엔이 방사성폐기물드럼의 내부에 대한 저온건조장치

Family Cites Families (17)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US1997980A (en) * 1931-09-05 1935-04-16 Atlantic Refining Co Sludge treatment
US2182428A (en) * 1935-11-11 1939-12-05 Fladmark Erling Method of recovering the solids from pulp mill waste liquors
US2417131A (en) * 1944-12-05 1947-03-11 Seagram & Sons Inc Distillation of polyhydric concentrate with cooling of solid residue
US3022149A (en) * 1957-11-29 1962-02-20 North American Aviation Inc Process for dispersing solids in polymeric propellent fuel binders
US3236747A (en) * 1962-02-21 1966-02-22 Halcon International Inc Process for separating volatile material from a liquid mixture by a series of vaporization stages
US3544360A (en) * 1968-04-18 1970-12-01 Nat Defence Canada Process for desensitizing solid explosive particles by coating with wax
US3463738A (en) * 1968-05-01 1969-08-26 Atomic Energy Commission Conversion and containment of radioactive organic liquids into solid form
US3734160A (en) * 1970-05-15 1973-05-22 Hydro Chem & Mineral Corp Flash evaporation using surface active agent and immiscible liquid
US3822251A (en) * 1970-12-28 1974-07-02 Rockwell International Corp Nitration
US3954526A (en) * 1971-02-22 1976-05-04 Thiokol Corporation Method for making coated ultra-fine ammonium perchlorate particles and product produced thereby
US4043875A (en) * 1972-02-02 1977-08-23 Vereinigte Delstahlwerke Ag. (Vew) Two-step flash technique for vaporizing radioactive liquids
US3891496A (en) * 1972-11-14 1975-06-24 Austral Erwin Engineering Co Method of heat exchange and evaporation
US3935339A (en) * 1973-07-16 1976-01-27 Exxon Production Research Company Method for coating particulate material thereof
DE2363474C3 (de) * 1973-12-20 1986-02-13 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Verfahren zur Verfestigung von im wesentlichen organischen, radioative oder toxische Stoffe enthaltenden Abfallflüssigkeiten
BE819818A (nl) * 1974-09-12 1974-12-31 Werkwijze voor het behandelen van organische afvalstoffen
US4021363A (en) * 1975-07-22 1977-05-03 Aerojet-General Corporation Material for immobilization of toxic particulates
FR2346818A1 (fr) * 1976-04-02 1977-10-28 Bofors Ab Procede de transformation des constituants solides de dechets radio-actifs aqueux en blocs solides destines a un stockage de longue duree

Also Published As

Publication number Publication date
SE7803449L (sv) 1978-09-29
US4119560A (en) 1978-10-10
FR2386106A1 (fr) 1978-10-27
IT7821298A0 (it) 1978-03-17
CA1096713A (en) 1981-03-03
DE2811762A1 (de) 1978-10-05
ES468263A1 (es) 1978-12-16
FR2386106B1 (fr) 1985-08-16
IT1096152B (it) 1985-08-17
ZA781418B (en) 1979-03-28
GB1580611A (en) 1980-12-03
SE431693B (sv) 1984-02-20
JPS53140500A (en) 1978-12-07
BR7801763A (pt) 1979-03-13
CH634945A5 (de) 1983-02-28

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE2811762C2 (de) Verfahren zum Trocknen und Umhüllen eines festen, radioaktiven Materials und Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens
US4246233A (en) Inert carrier drying and coating apparatus
DE2644472A1 (de) Verfahren zum einkapseln von radioaktiven abfaellen
DE2442838A1 (de) Ausflockungsmittel
DE2440431C2 (de) Verfahren zur Trocknung einer Dispersion von radioaktiv kontaminiertem Ionenaustauscherharz in Wasser
DE2515795A1 (de) Verfahren zur behandlung radioaktiver konzentrate
DE1464476A1 (de) Verfahren zur Herstellung von radioaktiven Abfall enthaltenden festen Produkten
DE2851231C2 (de) Verfahren zur Behandlung eines wäßrigen radioaktiven Abfalls
DE2907984C2 (de) Verfahren zur Herstellung eines Pulvers durch Dünnfilmverdampfen und Dünnfilmtrocknen einer radioaktiven Aufschlämmung
DE2728469C2 (de) Verfahren und Einrichtung zur Behandlung von radioaktive Abfallstoffe enthaltenden Flüssigkeiten
DE2929100A1 (de) Verfahren zur behandlung radioaktiver abfaelle
DE3780436T2 (de) Block mit abfaellen zur endlagerung derselben und verfahren zur herstellung eines solchen blocks.
DE3048543C2 (de) Verfahren zur Verfestigung radioaktiver Abfallkonzentrate in Bitumen
DE3043294A1 (de) Vorrichtung zur herstellung von verfestigtem radioaktiven abfall
DE3110192A1 (de) Verfahren zur umhuellung von radioaktiv kontaminierten oder radioaktive stoffe enthaltenden feststoffen aus kerntechnischen anlagen mit einer endlagerfaehigen matrix
DE3827897C2 (de)
DE2557417A1 (de) Verfahren zur rueckgewinnung und wiederverwendung der rueckspuelfluessigkeit von anschwemmfiltern
DE2915034C2 (de)
DE2738120A1 (de) Einrichtung und verfahren zum thermischen regenerieren von massen in wasseraufbereitungs-anlagen
DE2422240C2 (de) Verfahren zum Verfestigen von radioaktiven Abfällen
DE2655957A1 (de) Vorrichtung und verfahren zum einbinden toxischer oder radioaktiver abfallstoffe in kunststoff
KR820001250B1 (ko) 비활성 캐리어의 건조와 피복장치
KR810001480B1 (ko) 비활성 캐리어의 갖조와 피복방법
DE2748098C2 (de)
DE1589839C (de) Verfahren zum Behandeln radioaktiver oder giftiger Ruckstande

Legal Events

Date Code Title Description
8181 Inventor (new situation)

Free format text: SHEELINE, RANDALL D., SAN JOSE, CALIF., US

8110 Request for examination paragraph 44
D2 Grant after examination
8364 No opposition during term of opposition
8339 Ceased/non-payment of the annual fee