RO123365B1 - Process for embedding mixtures of tritium-contaminated radioactive spent solvents into quick-setting mixed binder systems and matrix for conditioning such mixtures of radioactive solvents - Google Patents
Process for embedding mixtures of tritium-contaminated radioactive spent solvents into quick-setting mixed binder systems and matrix for conditioning such mixtures of radioactive solvents Download PDFInfo
- Publication number
- RO123365B1 RO123365B1 ROA200700189A RO200700189A RO123365B1 RO 123365 B1 RO123365 B1 RO 123365B1 RO A200700189 A ROA200700189 A RO A200700189A RO 200700189 A RO200700189 A RO 200700189A RO 123365 B1 RO123365 B1 RO 123365B1
- Authority
- RO
- Romania
- Prior art keywords
- radioactive
- cement
- solvents
- mixture
- conditioning
- Prior art date
Links
Landscapes
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Abstract
Description
Invenția se referă la un procedeu pentru înglobarea în sisteme liante mixte cu întărire rapidă a amestecurilor de solvenți radioactivi uzați contaminați cu tritiu, cum ar fi acetonă, toluen, cloroform, etilenglicol, white-spirit, hidranal, solvenți proveniți din operațiile de decontaminare aplicate în centralele nucleare, precum și la o matrice de condiționare a unor astfel de amestecuri de solvenți radioactivi.The invention relates to a process for the incorporation into mixed binder systems with rapid curing of mixtures of spent radioactive solvents contaminated with tritium, such as acetone, toluene, chloroform, ethylene glycol, white spirit, hydranal, solvents from decontamination operations applied in nuclear power plants, as well as to a conditioning matrix of such mixtures of radioactive solvents.
Procedeul este cunoscut prin înglobarea deșeurilor radioactive lichide organice (ulei uzat contaminat cu tritiu) în diferite sisteme liante (ciment portland, ciment cu polimeri sau ciment de anhidrit) cu aditivi specifici de emulsionare a uleiului și aditivi de accelerare a prizei (N. Deneanu, M. Dulama, E. Baboescu, I. Teoreanu, Condiționarea în ciment portland a deșeurilor radioactive uleioase. Revista de chimie 55 (12) pp. 966-970, 2004), precum și prin înglobarea solventului uzat și a scintilatorilor lichizi uzați în ciment Portland cu aditiv de emulsionare stearat de aluminiu (Dianu, M, Deneanu, N, Podina, C, “Studies on the processing of organic liquid wastes of the type organic solvents and liquid scintillation mixtures generated atthe Cernavoda Nuclear-Electric Station. Revista de chimie, 56 (11), pp. 1135-1139, 2005).The process is known by incorporating organic liquid radioactive waste (waste oil contaminated with tritium) into various binder systems (portland cement, polymer cement or anhydrite cement) with specific oil emulsifying additives and setting accelerating additives (N. Deneanu, M. Dulama, E. Baboescu, I. Teoreanu, Portland cement conditioning of oily radioactive waste (Chemistry Journal 55 (12) pp. 966-970, 2004), as well as by incorporating the used solvent and liquid scintillators used in cement Portland with aluminum stearate emulsion additive (Dianu, M, Deneanu, N, Podina, C, “Studies on the processing of organic liquid wastes of the type organic solvents and liquid scintillation mixtures generated atthe Cernavoda Nuclear-Electric Station. Chemistry Journal , 56 (11), pp. 1135-1139, 2005).
Scopul condiționării este obținerea unei combinații deșeu/matrice a căror formă să prezinte stabilitate atât din punct de vedere fizic cât și chimic, stabilitate determinată prin măsurarea variațiilor proprietăților fizico-chimice ale deșeurilor condiționate în condițiile impuse la transport și depozitare, reglementate în fiecare țară în parte.The purpose of conditioning is to obtain a waste / matrix combination whose shape has stability both physically and chemically, stability determined by measuring variations in the physico-chemical properties of conditioned waste under the conditions imposed for transport and storage, regulated in each country in part.
Brevetul US 5269975 revendică condiționarea deșeurilor radioactive organice de tip ulei uzat, solvenți halogenați și nehalogenați, pesticide, ierbicide, cu conținut de metale grele, prin realizarea unor sisteme disperse cu surfactanți cationici, stabilizatori de tip alcooli inferiori C^-C4, etilenglicol și înglobarea emulsiei rezultate în ciment compozit de tip II cu conținut de cenușa de termocentrală, urmată de depozitarea formei deșeu solidificată.U.S. Patent No. 5,696,997 claims the conditioning of organic radioactive waste of waste oil type, halogenated and non-halogenated solvents, pesticides, herbicides, with heavy metal content, by making dispersed systems with cationic surfactants, lower alcohol stabilizers C ^ -C 4 and ethyl incorporation of the resulting emulsion in type II composite cement containing power plant ash, followed by storage of the solidified waste form.
Brevetul US 4416810 recomandă condiționarea deșeurilor radioactive cu structură aromatică, care cuprind soluțiile în toluen ale scintilatorilor lichizi, prin emulsionarea fazei nepolare în apă cu ajutorul emulgatorilor de tip octilfenol etoxilat urmată de înglobarea în ciment portland și cărbune activ.US Pat. No. 4,416,810 recommends the conditioning of aromatic radioactive waste, which includes toluene solutions of liquid scintillators, by emulsifying the non-polar phase in water using ethoxylated octylphenol emulsifiers followed by incorporation into portland cement and activated carbon.
Față de brevetele prezentate, pentru condiționarea deșeurilor organice radioactive este necesară găsirea unui sistem liant mixt cu întărire rapidă care să permită creșterea raportului de înglobare prin utilizarea unor emulgatori cu capacitate ridicată de emulsionare.Compared to the patents presented, for the conditioning of radioactive organic waste it is necessary to find a mixed binder system with fast curing that would allow to increase the incorporation ratio by using emulsifiers with high emulsification capacity.
Problema pe care o rezolvă invenția constă în:The problem solved by the invention consists in:
- stabilirea unei matrice de condiționare pentru înglobarea deșeurilor radioactive lichide organice (amestecurilor de solvenți contaminați cu tritiu) și a cantităților relative pentru materialele componente (ciment portland compozit/ciment aluminos, liant/agregat);- establishment of a conditioning matrix for the incorporation of organic liquid radioactive waste (mixtures of tritium-contaminated solvents) and relative quantities for component materials (composite portland cement / aluminum cement, binder / aggregate);
- obținerea unei forme finale de deșeu condiționat care să permită un procent de înglobare volumetrică ridicat (27,5...29,5% voi), funcție de compoziția acestuia, și care să îndeplinească cerințele pentru manipulare, transport și depozitare (timp de priză, rezistență mecanică la compresiune, viteză de lixiviere a tritiului). Factorii de bază pentru proiectarea amestecurilor de condiționare pentru un butoi de 218 I sunt prezentați în fig. 1.- obtaining a final form of conditioned waste which allows a high percentage of volumetric incorporation (27,5 ... 29,5% vol), depending on its composition, and which meets the requirements for handling, transport and storage grip, mechanical compressive strength, tritium leaching speed). The basic factors for the design of conditioning mixtures for a 218 I barrel are shown in fig. 1.
Un obiect al prezentei invenții îl reprezintă un procedeu pentru înglobarea în sisteme liante mixte cu întărire rapidă a amestecurilor de solvenți radioactivi uzați contaminați cu tritiu care constă în amestecarea și agitarea amestecului de solvent radioactiv uzat cu apă, nonilfenol etoxilat cu grad de etoxilare 4 și nonilfenol etoxilat cu grad de etoxilare 9 până la obținerea unei emulsii, urmată de omogenizarea într-un container de condiționare a emulsiei cu un amestec uscat care constă din ciment portland compozit, ciment aluminos și nisip cuarțos și de stocarea amestecului rezultat până la definitivarea structurii de rezistență.It is an object of the present invention to provide for the incorporation into mixed binder systems with rapid curing of mixtures of spent radioactive solvents contaminated with tritium which consists in mixing and stirring the mixture of used radioactive solvent with water, ethoxylated grade 4 ethoxylated nonylphenol and nonylphenyl ethoxylated with ethoxylation grade 9 until an emulsion is obtained, followed by homogenization in an emulsion conditioning container with a dry mixture consisting of composite portland cement, aluminous cement and quartz sand and storage of the resulting mixture until the strength structure is finalized .
RO 123365 Β1RO 123365 Β1
Un alt obiect al prezentei invenții îl reprezintă o matrice de condiționare a unui 1 amestec de solvent radioactiv contaminat cu tritiu care cuprinde un liant format din ciment portland compozit și ciment aluminos și dintr-un agregat reprezentat de nisip cuarțos, într-un 3 raport gravimetric ciment portland compozit/ciment aluminos/nisip cuarțos=6/(1.. .2)/(1... 1,4).Another object of the present invention is a conditioning matrix of a mixture of 1 radioactive solvent contaminated with tritium comprising a binder consisting of composite portland cement and aluminous cement and of an aggregate represented by quartz sand in a gravimetric ratio of 3 composite portland cement / aluminum cement / quartz sand = 6 / (1 .. .2) / (1 ... 1,4).
Astfel, problema este rezolvată cu un procedeu prin care solventul radioactiv uzat 5 este înglobat într-o matrice de condiționare în care se utilizează ca liant cimentul portland compozit cu clasă de rezistență mică și anumite proporții de ciment aluminos, ca agregat se 7 folosește nisipul cuarțos și ca adititiv perechea de agenți de emulsionare nonil fenol etoxilat cu grad de etoxilare 4 și 9. 9Thus, the problem is solved by a process by which the used radioactive solvent 5 is incorporated in a conditioning matrix in which composite portland cement with low strength class and certain proportions of aluminous cement are used as binder, quartz sand is used as aggregate. and as an additive the pair of ethoxylated nonyl phenol emulsifying agents with ethoxylation grade 4 and 9. 9
Valoarea de utilizare a procedeului de condiționare selectat este dată de gradul în care matricea aleasă răspunde, în urma utilizării, obiectivelor procesului de condiționare a 11 deșeurilor radioactive organice, pe baza comparării rezultatelor înregistrate pentru forma deșeu (rezistența la compresiune, viteza de lixiviere a radionuclizilor conținuți) cu cele pre- 13 văzute în documentațiile în vigoare, la nivel național - standardul de firmă SF-ICN 012/1994, actualizare 3/2002. 15The use value of the selected conditioning process is given by the degree to which the chosen matrix meets, after use, the objectives of the process of conditioning 11 organic radioactive wastes, based on the comparison of the results recorded for the waste form (compressive strength, radionuclide leaching rate contained) with those provided in the documentation in force, at national level - the company standard SF-ICN 012/1994, update 3/2002. 15
Determinările rezistenței la compresiune s-au realizat conform SR EN 196-1:2006,Compressive strength determinations were performed according to SR EN 196-1: 2006,
Metode de încercare ale cimenturilor - Partea 1: Determinarea rezistențelor mecanice. 17 încercarea de lixiviere pe termen lung a formelor de deșeuri radioactive solidificate, conform ISO-6961:1998, permite măsurarea rezistenței la lixiviere a radionuclizilor din 19 formele de deșeu radioactiv solidificate 28 zile.Test methods for cements - Part 1: Determination of mechanical strength. 17 the long-term leaching test of solidified radioactive waste forms, according to ISO-6961: 1998, allows the measurement of the leaching resistance of radionuclides from 19 solidified radioactive waste forms 28 days.
Pentru determinarea densității amestecului de condiționare proaspăt, s-a utilizat 21 standardul SR EN 12350-6:2005.To determine the density of the fresh conditioning mixture, 21 standard SR EN 12350-6: 2005 was used.
Procedeul, conform invenției, prezintă următoarele avantaje:23The process according to the invention has the following advantages: 23
- este simplu și ușor de condus;- it is simple and easy to drive;
- asigură expunerea minimă la radiații a personalului operator;25- ensure minimum radiation exposure of operating personnel, 25
- necesită materiale relativ ieftine și accesibile;- requires relatively cheap and affordable materials;
- necesită un conținut scăzut de emulgator;27- requires a low emulsifier content;
- permite înglobarea volumetrică a solventului radioactiv uzat de până la 29,5%;- allows the volumetric incorporation of the used radioactive solvent of up to 29.5%;
- matricea liantă (ciment portland compozit și ciment aluminos) asigură timp de priză 29 rapid (60 min), controlabil, fără segregare în perioada de întărire;- the binder matrix (composite portland cement and aluminous cement) ensures fast setting time 29 (60 min), controllable, without segregation during the curing period;
- nu se generează deșeuri radioactive secundare;31- no secondary radioactive waste is generated, 31
- permite realizarea operațiilor de emulsionare a solventului radioactiv uzat cu apa și emulgatori, omogenizarea emulsiei cu matricea de condiționare (ciment portland compozit, 33 ciment aluminos și nisip cuarțos), stocarea, transportul și depozitarea în containerul de 2181, recomandat prin normele naționale de depozitare a deșeurilor radioactive; 35- allows the emulsification of the radioactive solvent used with water and emulsifiers, homogenization of the emulsion with the conditioning matrix (composite portland cement, 33 aluminum cement and quartz sand), storage, transport and storage in the container of 2181, recommended by national storage rules of radioactive waste; 35
- asigură protecția mediului prin obținerea unei viteze de lixiviere a tritiului cuprinsă între 1,08E-04 și 3.82E-06 cm/zi, funcție de activitatea inițială și volumul de înglobare a 37 solventului radioactiv uzat;- ensures the protection of the environment by obtaining a leaching rate of tritium between 1,08E-04 and 3.82E-06 cm / day, depending on the initial activity and the volume of incorporation of 37 spent radioactive solvent;
- asigură integritatea containerului de transport și depozitare prin obținerea unei 39 rezistențe la compresiune a matricei de condiționare de minim 10 N/mm2.- ensures the integrity of the transport and storage container by obtaining a 39 compressive strength of the conditioning matrix of at least 10 N / mm 2 .
Invenția va fi prezentată în continuare în mod detaliat. 41The invention will be presented in detail below. 41
Asocierea cimentului portland compozit cu anumite proporții de ciment aluminos și nisip cuarțos constituie o modalitate de utilizare a unor lianți micști cu întărire rapidă în 43 matricea de condiționare, care permit creșterea eficienței de înglobare volumetrică a deșeului organic radioactiv, o viteză mare de întărire, realizarea unor rezistențe mecanice mari și 45 viteze de lixiviere a tritiului scăzute.The combination of portland cement composite with certain proportions of aluminum cement and quartz sand is a way to use mixed binders with fast curing in the conditioning matrix, which allow to increase the volumetric embedding efficiency of radioactive organic waste, a high curing speed, the achievement high mechanical strength and 45 low tritium leaching speeds.
Schema de preparare a amestecurilor liante de condiționare a solventului radioactiv 47 uzat este prezentată în fig. 2.The scheme of preparation of the binders for conditioning the used radioactive solvent 47 is shown in fig. 2.
RO 123365 Β1RO 123365 Β1
Procedeul conform invenției se realizează în mai multe etape, astfel:The process according to the invention is carried out in several steps, as follows:
- dozarea componentelor matriciale. Se realizează dozarea gravimetrică a cimentului portland compozit, nisipului cuarțos și cimentului aluminos și dozarea volumetrică a solventului uzat, a apei și a emulgatorilor;- dosing of matrix components. Gravimetric dosing of composite portland cement, quartz sand and aluminous cement and volumetric dosing of spent solvent, water and emulsifiers are performed;
- omogenizarea amestecului liant cu agregatul. Se amestecă pe cale uscată, până la omogenizare, cimentul portland compozit cu nisipul și cimentul aluminos în proporțiile ciment portland compozit/ciment aluminos/nisip cuarțos = 6/(1...2)/(1... 1,4);- homogenization of the binder mixture with the aggregate. Mix dryly, until homogeneous, the portland cement composite with the sand and the aluminous cement in the proportions composite portland cement / aluminous cement / quartz sand = 6 / (1 ... 2) / (1 ... 1,4);
- emulsionarea solventului radioactiv uzat. Obținerea emulsiei constă în amestecarea solventului cu apa și emulgatorii, timp de aproximativ 10 min, într-un raport gravimetric: solvent radioactiv/nonil fenol etoxilat cu grad de etoxilare 4/nonil fenol etoxilat cu grad de etoxilare 9/apă = (4,415...4,868)/(0,03...0,033)/(0,03...0,033)/ (5,071...5,519). Emulsia obținută are o stabilitate mai mare de 6 h;- emulsification of the used radioactive solvent. Obtaining the emulsion consists in mixing the solvent with water and emulsifiers, for about 10 minutes, in a gravimetric ratio: radioactive solvent / ethoxylated nonyl phenol with ethoxylation degree 4 / ethoxylated nonyl phenol with ethoxylation degree 9 / water = (4,415 .. .4,868) / (0.03 ... 0.033) / (0.03 ... 0.033) / (5.071 ... 5.519). The emulsion obtained has a stability of more than 6 h;
- omogenizarea în containerul de depozitare. Amestecul solid obținut în etapa de omogenizare a amestecului liant cu agregatul se adaugă, sub agitare, în emulsia dozată în prealabil în containerul de depozitare. Amestecul se agită până la omogenizare. Amestecul se întărește în maxim 2 h, fără pericol de segregare a fazelor sau fisurare;- homogenization in the storage container. The solid mixture obtained in the homogenization step of the binder mixture with the aggregate is added, with stirring, to the pre-dosed emulsion in the storage container. Stir the mixture until smooth. The mixture hardens in a maximum of 2 hours, without danger of phase segregation or cracking;
- stocarea până la definitivarea structurii de rezistență. Formele deșeu obținute sunt manipulabile după 14 zile și pot fi transportate după 28 zile.- storage until the resistance structure is completed. The waste forms obtained can be handled after 14 days and can be transported after 28 days.
Se dau în continuare trei exemple de realizare a invenției. Solventul uzat contaminat radioactiv utilizat în experimente conține tritiu cu o concentrație de activitate de 2,41 E+06 Bq/kg și are densitatea de 0,88 g/cm3.The following are three examples of embodiments of the invention. The radioactively contaminated used solvent used in the experiments contains tritium with an activity concentration of 2,41 E + 06 Bq / kg and a density of 0,88 g / cm 3 .
Exemplul 1. într-un container de 218 I, se introduc sub agitare 0,33 kg emulgator nonil fenol etoxilat cu grad de etoxilare 4 (NOFOX4), împreună cu 0,33 kg emulgator nonil fenol etoxilat cu grad de etoxilare 9 (NOFOX9) și 551 apă. Emulsia se obține prin adăugarea treptată a componentei hidrofobe (60 I solvent radioactiv uzat), în amestecul de emulgatori și apă. Emulsia se menține sub agitare la 1800 rot/min, timp de 10 min.Example 1. In a 218 L container, 0.33 kg of ethoxylated grade 4 ethoxylated nonyl phenol emulsifier 4 (NOFOX4) are placed with stirring together with 0.33 kg of ethoxylated grade 4 ethoxylated nonyl phenol emulsifier (NOFOX9). and 551 water. The emulsion is obtained by gradually adding the hydrophobic component (60 L of radioactive solvent used) to the mixture of emulsifiers and water. The emulsion is stirred at 1800 rpm for 10 minutes.
Emulsia obținută se amestecă mecanic cu amestecul uscat de lianți (190 kg ciment portland compozit CEM II A-M 32,5R și 65 kg ciment aluminos GORKAL 70) și 35 kg nisip cuarțos de Aghireș, dozat în prealabil, timp de 15 min.The obtained emulsion is mixed mechanically with the dry mixture of binders (190 kg portland cement composite CEM II A-M 32.5R and 65 kg aluminous cement GORKAL 70) and 35 kg quartz sand from Aghireș, previously dosed for 15 min.
Rezultatele obținute pentru formele de deșeu condiționat sunt cuprinse în tabelul 1.The results obtained for the forms of conditioned waste are summarized in Table 1.
Tabelul 1Table 1
Exemplul 2. într-un container de 218 I, se introduc sub agitare 0,33 kg emulgator nonil fenol etoxilat cu grad de etoxilare 4 (NOFOX4), împreună cu 0,33 kg emulgator nonil fenol etoxilat cu grad de etoxilare 9 (NOFOX9) și 551 apă. Emulsia se obține prin adăugarea treptată a componentei hidrofobe (50 I solvent radioactiv uzat), în amestecul de emulgatori și apă. Emulsia se menține sub agitare la 1800 rot/min, timp de 10 min.Example 2. In a 218 l container, 0.33 kg of ethoxylated grade 4 ethoxylated nonyl phenol emulsifier 4 (NOFOX4) is added with stirring, together with ethoxylated grade 9 ethoxylated nonyl phenol emulsifier 9 (NOFOX9). and 551 water. The emulsion is obtained by gradually adding the hydrophobic component (50 I used radioactive solvent) to the mixture of emulsifiers and water. The emulsion is stirred at 1800 rpm for 10 minutes.
RO 123365 Β1RO 123365 Β1
Emulsia obținută se amestecă mecanic cu amestecul uscat de lianți (215 kg ciment portland compozit CEM II A-M 32,5R și 35 kg ciment aluminos GORKAL 70) și 50 kg nisip cuarțos de Aghireș, dozat în prealabil, timp de 15 min.The obtained emulsion is mixed mechanically with the dry mixture of binders (215 kg portland cement composite CEM II A-M 32.5R and 35 kg aluminum cement GORKAL 70) and 50 kg quartz sand from Aghireș, previously dosed for 15 min.
Rezultatele obținute pentru formele de deșeu condiționat sunt cuprinse în tabelul 2.The results obtained for the forms of conditioned waste are summarized in Table 2.
Tabelul 2Table 2
Exemplul 3. într-un container de 218 I, se introduc sub agitare 0,33 kg emulgator nonil fenol etoxilat cu grad de etoxilare 4 (NOFOX4), împreună cu 0,33 kg emulgator nonil fenol etoxilat cu grad de etoxilare 9 (NOFOX9) și 551 apă. Emulsia se obține prin adăugarea treptată a componentei hidrofobe (60 I solvent radioactiv uzat), în amestecul de emulgatori și apă. Emulsia se menține sub agitare la 1800 rot/min, timp de 10 min.Example 3. In a 218 L container, 0.33 kg of ethoxylated grade 4 ethoxylated nonyl phenol emulsifier 4 (NOFOX4) is placed with stirring together with 0.33 kg of ethoxylated grade 4 ethoxylated nonyl phenol emulsifier (NOFOX9). and 551 water. The emulsion is obtained by gradually adding the hydrophobic component (60 L of radioactive solvent used) to the mixture of emulsifiers and water. The emulsion is stirred at 1800 rpm for 10 minutes.
Emulsia obținută se amestecă mecanic cu amestecul uscat de lianți (215 kg ciment portland compozit CEM II A-M 32,5R și 35 kg ciment aluminos GORKAL 70) și 45 kg nisip cuarțos de Aghireș, dozat în prealabil, timp de 15 min.The obtained emulsion is mixed mechanically with the dry mixture of binders (215 kg portland cement composite CEM II A-M 32.5R and 35 kg aluminum cement GORKAL 70) and 45 kg quartz sand from Aghireș, previously dosed for 15 min.
Rezultatele obținute pentru formele de deșeu condiționat sunt cuprinse în tabelul 3.The results obtained for the forms of conditioned waste are summarized in Table 3.
Tabelul 3Table 3
S-a constatat că toate amestecurile de condiționare răspund cerințelor de depozitare, conform standardului de firma SF-ICN 012/1994, actualizare 3/2002.It was found that all conditioning mixtures meet the storage requirements, according to the standard of the company SF-ICN 012/1994, update 3/2002.
Procedeul conform invenției permite lărgirea domeniului de aplicabilitate și pentru alte tipuri de deșeuri lichide organice și anume scintilatori uzați proveniți din activitatea de măsurare a tritiului sau C-14, precum și pentru uleiuri uzate contaminate cu tritiu, provenite din centrale nucleare.The process according to the invention allows the scope to be extended to other types of organic liquid waste, namely spent scintillators from the tritium or C-14 measurement activity, as well as to tritium-contaminated waste oils from nuclear power plants.
Prin aplicarea procedeului se obțin în condiții tehnice și economice avantajoase produse cu caracteristici ale formelor finale favorabile transportului și depozitării, conform normelor și reglementărilor din domeniul nuclear.By applying the process, products with characteristics of the final forms favorable to transport and storage are obtained under advantageous technical and economic conditions, according to the norms and regulations in the nuclear field.
Claims (8)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| ROA200700189A RO123365B1 (en) | 2007-03-14 | 2007-03-14 | Process for embedding mixtures of tritium-contaminated radioactive spent solvents into quick-setting mixed binder systems and matrix for conditioning such mixtures of radioactive solvents |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| ROA200700189A RO123365B1 (en) | 2007-03-14 | 2007-03-14 | Process for embedding mixtures of tritium-contaminated radioactive spent solvents into quick-setting mixed binder systems and matrix for conditioning such mixtures of radioactive solvents |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RO123365B1 true RO123365B1 (en) | 2011-10-28 |
Family
ID=44837998
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| ROA200700189A RO123365B1 (en) | 2007-03-14 | 2007-03-14 | Process for embedding mixtures of tritium-contaminated radioactive spent solvents into quick-setting mixed binder systems and matrix for conditioning such mixtures of radioactive solvents |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RO (1) | RO123365B1 (en) |
-
2007
- 2007-03-14 RO ROA200700189A patent/RO123365B1/en unknown
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5678234A (en) | Process for the encapsulation and stabilization of radioactive, hazardous and mixed wastes | |
| Lin et al. | Performance study of ion exchange resins solidification using metakaolin-based geopolymer binder | |
| JP6941514B2 (en) | Method for immobilizing cesium in cesium-containing waste | |
| US4764305A (en) | Process for the conditioning of radioactive or toxic waste in epoxy resins and polymerizable mixture with two liquid constituents usable in this process | |
| RO123365B1 (en) | Process for embedding mixtures of tritium-contaminated radioactive spent solvents into quick-setting mixed binder systems and matrix for conditioning such mixtures of radioactive solvents | |
| FI129112B (en) | Method for treating and solidifying liquid waste | |
| Faiz et al. | Improvement of conditions for the radioactive ion exchange resin immobilization in the cement Portland | |
| JPS58195200A (en) | Method of improving reservation of radioactive nuclide at solidifying radioactive waste | |
| JP2014141384A (en) | Neutron shielding concrete | |
| Nielson Jr et al. | Solidification of EPICOR-11 Resin Waste Forms | |
| RU2589040C1 (en) | Method of solidifying tritium-containing petroleum oil | |
| KR100966863B1 (en) | Solidification agent for solidifying fluidable waste contaminated by radioactivity and solidifying method for fluidable waste using the same | |
| Laili et al. | Influence of Water-to-Cement Ratio on the Compressive Strength of Cement-Biochar-Spent Ion Exchange Resins Matrix | |
| El-Sayed et al. | Incorporation of spent ion exchange resin simulate into cement composites | |
| El-Dessouky et al. | Leaching and Mechanical Properties of Cement-Polyacrylamide Composite Developed as Matrices for Immobilization of 137Cs and 60Co Radionuclides. | |
| KR102368220B1 (en) | Solidifying agent for radioactive waste using fine powder of waste concrete and Prussian blue, and solidification method of radioactive waste using the same | |
| Bayoumi | Cementation of radioactive liquid scintillator waste simulate | |
| McConnell | Prepared for the US Department of Energy | |
| KR102536109B1 (en) | Organic-inorganic hybrid solidifying agent composition and solidification method for radioactive waste using the same | |
| CA1205097A (en) | Process for preparing wastes for non-pollutant disposal | |
| RO127407B1 (en) | Emulsifier and emulsion for conditioning radioactively-contaminated spent oils and solvents | |
| RU2206933C2 (en) | Method for introducing radioactive ion-exchange resins into fast-hardening cement | |
| JP6811256B2 (en) | Radioactive waste solidifying agent composition containing alumina cement and method for solidifying radioactive waste using this | |
| Nichols et al. | Stabilization of Spherical Rescorcinol Resin in Grout-Maintenance of the Hanford Integrated Disposal Performance Assessment FY 2018 | |
| Zakharova et al. | Development of the process regime for cementing salt concentrates from the Volgodonsk nuclear power plant |