RU2008733C1 - Method for radioactive waste fixing on inorganic material matrix - Google Patents
Method for radioactive waste fixing on inorganic material matrix Download PDFInfo
- Publication number
- RU2008733C1 RU2008733C1 SU5012791A RU2008733C1 RU 2008733 C1 RU2008733 C1 RU 2008733C1 SU 5012791 A SU5012791 A SU 5012791A RU 2008733 C1 RU2008733 C1 RU 2008733C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- waste
- matrix material
- fraction
- mixture
- volume
- Prior art date
Links
Images
Abstract
Description
Способ относится к области переработки радиоактивных отходов и преимущественно может быть использован для фиксации отходов в различные матричные материалы (стекло, керамику, металл и его сплавы). The method relates to the field of processing of radioactive waste and can mainly be used for fixing waste into various matrix materials (glass, ceramics, metal and its alloys).
Известно, что иммобилизацию радиоактивных отходов проводят путем их включения в стеклоподобные матрицы. Способ состоит в том, что в стеклообразующий материал порошкообразной формы вводят радиоактивные отходы и определенные добавки, смешивают и плавят смесь до образования витрификационной массы, которую сливают в контейнеры и отправляют на захоронение [1] . It is known that the immobilization of radioactive waste is carried out by their inclusion in glassy matrices. The method consists in introducing radioactive waste and certain additives into a glass-forming material in powder form, mixing and melting the mixture until a vitrification mass is formed, which is poured into containers and sent for burial [1].
Недостатком этого способа является возможное фазовое разделение в процессе варки стекла, связанное с несовместимостью некоторых компонентов отходов со стеклом (например, молибдаты, сульфаты и др. ). The disadvantage of this method is the possible phase separation during the glass melting process, associated with the incompatibility of some components of the waste with glass (for example, molybdates, sulfates, etc.).
Известно, что радиоактивные отходы остекловывают путем смешивания в определенном соотношении сухих твердых частиц из сконцентрированных жидких радиоактивных отходов, вспомогательного вещества (например SiO2) и ускорителя реакции, образованного углеродом, и плавления полученной смеси в электропечи. Полученная стекломасса заливается в емкости, где и затвердевает [2] .It is known that radioactive waste is vitrified by mixing in a certain ratio of dry solid particles from concentrated liquid radioactive waste, an auxiliary substance (e.g. SiO 2 ) and a reaction accelerator formed by carbon, and melting the resulting mixture in an electric furnace. The resulting glass melt is poured into containers, where it hardens [2].
Недостатками этого способа являются также возможное фазовое разделение во время стеклообразования, появление неоднородностей, приводящих к ухудшению физико-химичской стойкости конечного продукта, а также низкое предельное заполнение матричного материала отходами. The disadvantages of this method are the possible phase separation during glass formation, the appearance of inhomogeneities, leading to a deterioration in the physicochemical stability of the final product, as well as low marginal filling of the matrix material with waste.
Известен также способ отверждения радиоактивных отходов, по которому отходы в виде сухого порошка смешивают в механическом смесителе с гранулами или порошком стекла или керамики, затем прессуют и спекают под давлением. There is also known a method of solidification of radioactive waste, in which the waste in the form of a dry powder is mixed in a mechanical mixer with granules or powder of glass or ceramics, then pressed and sintered under pressure.
Недостаток этого способа состоит в предельном заполнение матричного материала отходами не более 15 об. % . Это количество устанавливается теорией перколяции, согласно которой существует так называемый инвариант Шера-Заллена для трехмерного пространства vc = 0,15 + +0,01. Если пространство заполнено более чем на vс, то независимо от типа упаковки частиц, в нем неизбежно образуется перколяционный кластер, состоящий из соприкасающихся частиц. При более высоком заполнении матричного материала отходами в ней образовываются макроскопические цепочки соприкасающихся частиц отходов. При заполнении свыше 15 об. % вся матрица пронизывается цепями так называемого перколяционного кластера, состоящего из соприкасающихся частиц отходов. Это приводит к тому, что радионуклиды получают возможность по цепям перколяционного кластера быстро выходить наружу из матричного материала, разрушая этим структуру продукта и способствуя тем самым резкому ухудшению физико-химической стойкости композита и соответственно загрязнению окружающей среды. Поэтому при иммобилизации радиоактивных отходов путем их фиксации в виде дисперсных частиц в матричном материале пределом объемного заполнения его отходами является 15 об. % , а превышение этого предела приводит к резкому ухудшению физико-химической стойкости конечного композиционного продукта.The disadvantage of this method is the maximum filling of the matrix material with waste no more than 15 vol. % This quantity is established by the percolation theory, according to which there is a so-called Shera-Zallen invariant for the three-dimensional space v c = 0.15 + +0.01. If the space is filled by more than v s , then regardless of the type of packing of the particles, a percolation cluster consisting of contacting particles will inevitably form in it. With a higher filling of the matrix material with waste, macroscopic chains of contacting waste particles are formed in it. When filling over 15 vol. % the entire matrix is pierced by the chains of the so-called percolation cluster, consisting of contacting waste particles. This leads to the fact that radionuclides are able to quickly escape from the matrix material through the chains of the percolation cluster, thereby destroying the product structure and thereby contributing to a sharp deterioration in the physicochemical stability of the composite and, accordingly, environmental pollution. Therefore, when immobilizing radioactive waste by fixing it in the form of dispersed particles in a matrix material, the volumetric limit for filling it with waste is 15 vol %, and exceeding this limit leads to a sharp deterioration in the physico-chemical resistance of the final composite product.
Цель изобретения - повышение степени заполнения матричного материала радиоактивными отходами при одновременном сохранении физико-химической стойкости конечного композиционного продукта. The purpose of the invention is to increase the degree of filling of the matrix material with radioactive waste while maintaining the physico-chemical stability of the final composite product.
Поставленная цель достигается тем, что по предлагаемому способу иммобилизации предварительно измельченные радиоактивные отходы разделяют по фракциям с размерами частиц Rn + 1 > 4Rn (где n - порядковый номер фракции), а затем каждую фракцию последовательно, начиная с наименьшего размера частиц (n = 1), в объеме не более 13% отходов вводят в измельченный матричный материал или смесь матричного материала с отходами и равномерно распределяют их диспергированием, после чего полученную гомогенную смесь матричного материала с радиоактивными отходами спекают под давлением.This goal is achieved by the fact that according to the proposed method of immobilization, pre-ground radioactive waste is divided into fractions with particle sizes R n + 1 > 4R n (where n is the serial number of the fraction), and then each fraction is sequentially, starting with the smallest particle size (n = 1), in the amount of not more than 13% of the waste is introduced into the crushed matrix material or a mixture of matrix material with waste and evenly distributed by dispersion, after which the resulting homogeneous mixture of matrix material with radioactive waste sintered under pressure.
Отличие этого способа от известного состоит в том, что по предлагаемому способу иммобилизацию радиоактивных отходов в матричный материал производят путем последовательного введения в измельченный матричный материал и последующего перемешивания последовательно измельченных и рассортированных по функциям отходов, начиная их введение и матричный материал с фракции, состоящей из двух частиц с наименьшими размерами, и кончая фракцией, размеры частиц которой наибольшие, при этом размеры частиц удовлетворяют соотношению Rn + 1 > 4Rn.The difference between this method and the known one is that according to the proposed method, the immobilization of radioactive waste in matrix material is carried out by sequentially introducing into the ground matrix material and then mixing successively ground and sorted according to the functions of the waste, starting their introduction and the matrix material with a fraction consisting of two particles with the smallest sizes, and ending with a fraction whose particle sizes are largest, while the particle sizes satisfy the ratio R n + 1 > 4R n .
Другим отличием способа является то, что радиоактивные отходы вводят в матричный материал и в смесь матричного материала с отходами на каждом этапе в количестве не более 13% отходов одной фракции, при этом каждый раз равномерно перемешивают их с матричным материалом или смесью его с отходами. После такого смешивания отходов с матричным материалом получают гомогенную смесь, готовую для спекания под давлением, включающую до 80 об. % , отходов и более, при этом в конечном продукте после спекания отсутствует перколяционный кластер и физико-химические свойства его сохраняются на необходимом для длительного хранения конечного продукта. Another difference of the method is that radioactive waste is introduced into the matrix material and into the mixture of matrix material with waste at each stage in an amount of not more than 13% of waste from one fraction, while each time they are uniformly mixed with matrix material or a mixture of it with waste. After this mixing of the waste with the matrix material, a homogeneous mixture is obtained, ready for sintering under pressure, including up to 80 vol. %, waste and more, while in the final product after sintering there is no percolation cluster and its physico-chemical properties are stored on the final product necessary for long-term storage.
Осуществляется способ следующим образом. Радиоактивные отходы размельчают (например, с помощью шаровой мельницы) и разделяют по фракциям таким образом, чтобы размеры частиц одной фракции от других отличались не менее чем в 4 раза (Rn + 1 > 4Rn). Компьютерное моделирование процесса показало, что использование более близких по размерам частиц, чем отличающихся в 4 раза, приводит к образованию неоднородностей в структуре конечного продукта и следовательно, к ухудшению физико-химической стойкости конечного продукта. Затем в предварительно размельченный матричный материал (стекло, керамика, металл и его сплавы) сначала вводят фракцию отходов с наименьшими размерами частиц (например, R1 - 1 мкм) в количестве не более 13 об. % от объема матричного материала и тщательно перемешивают до получения гомогенной смеси. Затем в полученную смесь матричного матеpиала с отходами вводят и равномерно распределяют тщательным перемешиванием фракцию отходов с большим размером частиц (R2 > 4R1) также в количестве не более 13 об. % от объема смеси. Далее поэтапно в смесь матричного материала с отходами вводят фракции отходов последующих размеров в том же количестве, т. е. до 13 об. % от объема смеси и так продолжают процесс до введения фракции отходов, размер частиц которых (Rn + 1 > 4Rn) - 1 мм, после чего полученную гомогенную смесь спекают (500-900оС) под давлением 1-100 мРа и конечный композиционный продукт после охлаждения отправляют на захоронение. Введение большего количества отходов на каждом этапе, например 15 об. % и более от объема матричного материала, как уже упоминалось выше, приводит к появлению перколяционного кластера, т. е. возможности выхода радионуклидов по цепям кластера в окружающую среду.The method is as follows. The radioactive waste is crushed (for example, using a ball mill) and divided into fractions so that the particle sizes of one fraction from the others differ by at least 4 times (R n + 1 > 4R n ). Computer simulation of the process showed that the use of particles closer in size than 4 times different leads to the formation of inhomogeneities in the structure of the final product and, consequently, to a deterioration in the physicochemical stability of the final product. Then, a fraction of waste with the smallest particle sizes (for example, R 1 - 1 μm) in an amount of not more than 13 vol.% Is first introduced into the pre-crushed matrix material (glass, ceramics, metal and its alloys). % of the volume of the matrix material and mix thoroughly until a homogeneous mixture. Then, the waste fraction with a large particle size (R 2 > 4R 1 ) is also introduced into the mixture of matrix material with waste and evenly distributed by thorough mixing, in an amount of not more than 13 vol. % of the volume of the mixture. Then, in stages, fractions of waste of subsequent sizes in the same amount, i.e., up to 13 vol., Are introduced into the mixture of matrix material with waste. % Of the mixture, and so the process is continued until the introduction of waste fractions, the particle size of which is (R n + 1> 4R n) - 1 mm, after which the resulting homogeneous mixture is sintered (500-900 ° C) under a pressure of 1-100 MPa and an ultimate after cooling, the composite product is sent for burial. The introduction of more waste at each stage, for example 15 vol. % or more of the volume of the matrix material, as mentioned above, leads to the appearance of a percolation cluster, i.e., the possibility of radionuclide release through the cluster chains into the environment.
Указанное выше заполнение матричного материала радиоактивными отходами обосновывается решением итерационного уравнения
v(n) = v(n-1)-v(1-v(n-1)), где n-1,2,3, . . . , порядковый номер фракций,
v(n) - доля объема радиоактивных отходов в композиционном материале,
v - доля объема отходов очередной фракции в смеси матрица-отходы.The above filling of the matrix material with radioactive waste is justified by the solution of the iterative equation
v (n) = v (n-1) -v (1-v (n-1)), where n-1,2,3,. . . , serial number of fractions,
v (n) is the fraction of the volume of radioactive waste in the composite material,
v is the fraction of the waste volume of the next fraction in the matrix-waste mixture.
В соответствии с теорией перколяции максимальное заполнение монодисперсной системой ограничивается инвариантой Шера-Заллена vc = 0,15 + 0,01. В предлагаемом способе v < vс, поэтому после заполнения матричного материала первой фракцией отходов (v(0) = 0) получаем v (1) = v < vc и уже по этой формуле можно рассчитывать значение максимального заполнения матричного материала отходами для n-фракций. Результаты расчетов для 1 < n < 12 по указанной выше формуле представлены в табл. 1.In accordance with the percolation theory, the maximum filling with a monodisperse system is limited by the Shera-Zallen invariant v c = 0.15 + 0.01. In the proposed method, v <v s , therefore, after filling the matrix material with the first fraction of the waste (v (0) = 0), we obtain v (1) = v <v c and already using this formula we can calculate the value of the maximum filling of the matrix material with waste for n- fractions. The calculation results for 1 <n <12 according to the above formula are presented in table. 1.
П р и м е р 1. Радиоактивные отходы измельчают и разделяют по фракциям, содержащим частицы с размерами соответственно 1, 10, 100 мкм и 1 мм. В матричный материал (измельченное боросиликатное стекло) в количестве 1 кг с размером частиц 2 мкм и вводят отходы с размером частиц 1 мкм и перемешивают в течение 5 мин до получения гомогенной смеси в количестве не более 13% от объема матричного материала. Затем в полученную смесь вводят отходы с размером частиц 10 мкм в количестве не более 13% от объема смеси матрица-отходы и вновь перемешивают до получения гомогенной смеси. Далее вводят последовательно отходы с размерами частиц соответственно 10 мкм и 1 мм в количестве не более 13% от объема смеси для каждой фракции, и каждый раз перемешивая до получения гомогенной смеси. После введения в матричный материал фракции с размером частиц 1 мкм смесь будет содержать 13% отходов от объема матрицы, а после введения фракции с размером частиц 10 мкм смесь будет содержать 24% отходов от объема смеси матрица-отходы, после последовательного введения фракции с размерами частиц 100 мкм и 1 мм смесь будет содержать соответственно 34 и 43% отходов от объема смеси. PRI me R 1. Radioactive waste is crushed and separated into fractions containing particles with sizes of 1, 10, 100 microns and 1 mm, respectively. In a matrix material (crushed borosilicate glass) in an amount of 1 kg with a particle size of 2 μm, waste with a particle size of 1 μm is introduced and mixed for 5 minutes until a homogeneous mixture is obtained in an amount of not more than 13% of the volume of the matrix material. Then, waste with a particle size of 10 μm is introduced into the resulting mixture in an amount of not more than 13% of the volume of the matrix-waste mixture and mixed again until a homogeneous mixture is obtained. Then waste is introduced sequentially with particle sizes of 10 μm and 1 mm, respectively, in an amount of not more than 13% of the volume of the mixture for each fraction, and each time mixing until a homogeneous mixture is obtained. After the introduction of a fraction with a particle size of 1 μm into the matrix material, the mixture will contain 13% of waste from the matrix volume, and after the introduction of a fraction with a particle size of 10 μm, the mixture will contain 24% of waste from the volume of the matrix-waste mixture, after the successive introduction of the fraction with particle sizes 100 μm and 1 mm the mixture will contain 34 and 43% of waste, respectively, of the volume of the mixture.
Полученную таким образом гомогенную смесь матричного материала и отходов помещают в электропечь и спекают под давлением 14 МРа и т = 560оС. Последующий отжиг конечного композиционного продукта осуществляется при Т = 480оС в течение 20-30 мин.The thus obtained homogeneous mixture of matrix material and waste is placed in an electric furnace and sintered under
Испытания на водоустойчивость показали, что скорость выщелачивания по 137Сs на 28 сут не более 2 ˙ 10-5 Г/см2 сут. (см. таблицу 2).Water resistance tests showed that the 137 Cs leach rate for 28 days is no more than 2 ˙ 10 -5 G / cm 2 days. (see table 2).
П р и м е р 2. Предварительно радиоактивные отходы измельчают и разделяют на фракции, которые содержат частицы отходов с размерами: 1, 10, 100 мкм и 1 мм. В матричный материал, представляющий собой металлический порошок с размерами частиц 5 мкм, в количестве 0,5 кг вводят последовательно и тщательно перемещают в течение 5 мин до получения гомогенной смеси фракции отходов с размерами частиц 1, 10, 100 мкм и 1 мм каждый раз в количестве 13 об. % от объема матричного материала и от объема смеси. Полученную гомогенную смесь, содержащую до 43 об. % отходов, помещают в электропечь и спекают под давлением 14 МРа и Т = 700oC. После отверждения конечный продукт охлаждается естественным образом.PRI me R 2. Pre-radioactive waste is crushed and divided into fractions that contain waste particles with sizes: 1, 10, 100 microns and 1 mm. In a matrix material, which is a metal powder with a particle size of 5 μm, in the amount of 0.5 kg is introduced sequentially and carefully transferred for 5 minutes to obtain a homogeneous mixture of the waste fraction with particle sizes of 1, 10, 100 μm and 1 mm each time the amount of 13 vol. % of the volume of the matrix material and the volume of the mixture. The resulting homogeneous mixture containing up to 43 vol. % of the waste is placed in an electric furnace and sintered at a pressure of 14 MPa and T = 700 o C. After curing, the final product is naturally cooled.
Испытания на водоустойчивость показали, что скорость выщелачивания по 137Cs на 28 сут не более 1,08x10-5 Г/см2 сут.Water resistance tests showed that the 137 Cs leach rate for 28 days is not more than 1.08x10 -5 G / cm 2 days.
В табл. 2 и 3 приведены результаты испытаний образцов на водоустойчивость при повышенном содержании отходов и различных размеров частиц отходов. In the table. Figures 2 and 3 show the test results of the samples for water resistance at high levels of waste and various sizes of waste particles.
В табл. 2 и 3 видно, что при введении в неорганический матричный материал отходов более 13% от объема матрицы и соответственно с размерами частиц Rn < 4Rn - 1 в конечном композиционном продукте появляется перколяционный кластер, приводящий к характеристикам конечного продукта, неудовлетворяющим требованиям МАГАТЭ по скорости выщелачивания.In the table. 2 and 3 it is seen that when waste is introduced into the inorganic matrix material more than 13% of the matrix volume and, accordingly, with particle sizes R n <4R n - 1 , a percolation cluster appears in the final composite product, leading to characteristics of the final product that do not satisfy the IAEA speed requirements leaching.
Технико-экономическая эффективность изобретения заключается в том, что при иммобилизации радиоактивных отходов используется меньшее количество матричного материала, чем в известных случаях, и увеличение эффективного использования объема хранилища. (56) 1. Characteristics of Solidific High-Level Waste Produits, Technical Report, Ser. N 187, IAEA, Vienna, p. 112. The technical and economic efficiency of the invention lies in the fact that when immobilizing radioactive waste, less matrix material is used than in known cases, and an increase in the effective use of the storage volume. (56) 1. Characteristics of Solidificative High-Level Waste Produits, Technical Report, Ser. N 187, IAEA, Vienna, p. 112.
2. Заявка Франции N 2550879, кл. G 21 F 9/16, 1985. 2. Application of France N 2550879, cl. G 21 F 9/16, 1985.
3. Заявка ФРГ N 2945006, кл. G 21 F 9/16, 1981. 3. Application of Germany N 2945006, CL G 21
Claims (2)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| SU5012791 RU2008733C1 (en) | 1991-11-25 | 1991-11-25 | Method for radioactive waste fixing on inorganic material matrix |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| SU5012791 RU2008733C1 (en) | 1991-11-25 | 1991-11-25 | Method for radioactive waste fixing on inorganic material matrix |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2008733C1 true RU2008733C1 (en) | 1994-02-28 |
Family
ID=21589639
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| SU5012791 RU2008733C1 (en) | 1991-11-25 | 1991-11-25 | Method for radioactive waste fixing on inorganic material matrix |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2008733C1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2723348C1 (en) * | 2019-08-29 | 2020-06-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ") | Method for solid radioactive wastes immobilization into matrix material |
-
1991
- 1991-11-25 RU SU5012791 patent/RU2008733C1/en active
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2723348C1 (en) * | 2019-08-29 | 2020-06-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ") | Method for solid radioactive wastes immobilization into matrix material |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU1802808C (en) | Method of building article making | |
| JPH0375570B2 (en) | ||
| US3263004A (en) | Process of making a sintered, homogeneous dispersion of nuclear fuel and burnable poison | |
| US3285873A (en) | Moulding ceramic composition | |
| DE3214242A1 (en) | METHOD FOR IMPROVING THE PROPERTIES OF RADIOACTIVE WASTE REINFORCEMENTS REQUIRED FOR LONG TERM STORAGE | |
| US3133887A (en) | Neutron shields and methods of manufacturing them | |
| RU2008733C1 (en) | Method for radioactive waste fixing on inorganic material matrix | |
| US4522769A (en) | Method for the manufacture of nuclear fuel products | |
| DE3023183A1 (en) | Permanent storage of radioactive waste contg. borate(s) - where waste is mixed with lead oxide or silicate(s) and melted to form glass | |
| DE4344994C2 (en) | Process for the production of expanded glass granules | |
| EP0028670B1 (en) | Process for preparing bodies containing highly radioactive wastes | |
| US3376040A (en) | Compacted frangible target of agglomerated particulate material | |
| US4575436A (en) | Production of nuclear fuel products | |
| US3338763A (en) | Granulating process for pyrotechnics containing organic dyes and vinyl resins | |
| DE102016112039B4 (en) | Heat-insulating plate, in particular cover plate for molten metal, and method for producing the plate and its use | |
| JP2525790B2 (en) | Method for solidifying radioactive waste | |
| CA1200374A (en) | Method for the manufacture of nuclear fuel products | |
| US3246999A (en) | Method of producing porous carbon elements | |
| CA1218230A (en) | Production of nuclear fuel products | |
| US4670198A (en) | Binder system for the manufacture of nuclear fuel pellets, and the method and product thereof | |
| JPS5972091A (en) | Manufacture of nuclear fuel product | |
| SU139512A1 (en) | Ceramic filter for cleaning, for example, gasoline | |
| SU992469A1 (en) | Composition for making acid-proof products | |
| JP2000203919A (en) | Plastic-containing cement hardened body and its production | |
| SU1672325A1 (en) | Specimen for carrying x-ray fluorescent analysis of rocks |