RU2059310C1 - Способ обработки жидких радиоактивных отходов - Google Patents

Способ обработки жидких радиоактивных отходов Download PDF

Info

Publication number
RU2059310C1
RU2059310C1 RU93029877A RU93029877A RU2059310C1 RU 2059310 C1 RU2059310 C1 RU 2059310C1 RU 93029877 A RU93029877 A RU 93029877A RU 93029877 A RU93029877 A RU 93029877A RU 2059310 C1 RU2059310 C1 RU 2059310C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
radioactive waste
mixture
block
waste
processing
Prior art date
Application number
RU93029877A
Other languages
English (en)
Other versions
RU93029877A (ru
Inventor
В.А. Сытый
Л.М. Свистова
Б.Н. Щеткин
Original Assignee
Акционерное общество "Холдэкс"
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 Акционерное общество "Холдэкс" filed Critical Акционерное общество "Холдэкс"
Priority to RU93029877A priority Critical patent/RU2059310C1/ru
Publication of RU93029877A publication Critical patent/RU93029877A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2059310C1 publication Critical patent/RU2059310C1/ru

Links

Images

Landscapes

  • Processing Of Solid Wastes (AREA)

Abstract

Область использования: атомная энергетика, а именно способы обработки жидких радиоактивных отходов, преимущественно низкого и среднего уровней активности. Сущность изобретения: отходы выпаривают , подвергают их термообработке при 310-340 oС, отверждают их до образования монолитного блока. Последний капсулируют гидрофобизующей смесью состава, мас.%: энергетический шлак 72-84; парафин 8-14; канифоль 8-14 в количестве 12-20% от радиоактивных отходов. 1 табл.

Description

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к способам жидких радиоактивных отходов (ЖРО), преимущественно низкого и среднего уровней активности, которые образуются на атомных электростанциях (АЭС) и предприятиях, связанных с переработкой делящихся материалов.
При эксплуатации АЭС одной из главных задач является значительное уменьшение объемов (концентрирование) радиоактивных отходов, а также перевод их в форму, удобную для надежного длительного хранения (500-1000 лет). Для этого их концентрируют путем выпаривания, сушки и включают в различные связующие (цемент, термопластичные органические связующие, стекло). Радиоактивные отходы в твердой форме занимают меньший объем и их значительно проще, дешевле и безопаснее хранить.
Известен способ обработки ЖРО, включающий концентрирование отходов и отверждение их с помощью цемента [1]
При этом способе обработки ЖРО объем концентратов за счет цемента увеличивается в 1,5-2 раза. Цементные блоки необходимо хранить в специальных могильниках, не допускающих контакта с водой, так как скорость выщелачивания радионуклидов из цементных блоков достаточно высока ≈10-2-10-3 г/см2·сут. Кроме того, прочность на сжатие цементных блоков составляет 2-8 МПа.
Известен также способ обработки ЖРО на АЭС, включающий концентрирование отходов и смешение их с термопластичным органическим связующим, например битумом [2]
Битумные монолитные блоки включают до 40% радиоактивных солей, надежнее фиксируют в себе радионуклиды и могут храниться длительное время в любых хранилищах твердых отходов. Скорость выщелачивания радионуклидов из битумных блоков составляет 10-4-10-5 г/см2·сут.
Наиболее близким к изобретению является способ обработки ЖРО, включающий выпаривание отходов, их термообработку при температуре 150-400оС, отверждение до образования монолитного блока и его капсулирование защитным слоем [3]
Известный способ позволяет фиксировать в отвержденном блоке до 50% радиоактивный солей, при этом скорость выщелачивания из такого блока составляет ≈10-6 г/см2·сут.
Задача изобретения увеличение степени наполнения блока и повышение его водоустойчивости.
Для решения задачи ЖРО выпариваются в сосуде до сухих солей, затем их подвергают термообработке при 310-340оС. При этом в сосуде происходит расплавление нитритных и некоторых сульфатных составляющих солей в исходной смеси ЖРО. Полученный расплав заливают в алюминиевую цилиндрическую матрицу, так как алюминий обладает необходимыми теплопроводными свойствами.
После некоторого остывания расплава и отверждения монолитного блока последний без труда извлекается из матрицы.
Далее на горячий блок наносится защитный слой, в качестве которого используется гидрофобизующая смесь состава, мас. Энергетический шлак 72-84 Парафин 8-14 Канифоль 8-14 в количестве 12-20% от радиоактивных отходов.
Для этого используют цилиндрическую фторопластовую форму, диаметр которой превышает диаметр блока на 0,5-2 см. Предварительно дно формы покрывают гидрофобизующей смесью на величину 0,25-1 см. Горячий отвержденный блок помещают во фторопластовую форму.
Гидрофобизующая смесь приготавливается следующим образом: расплавляют канифоль, добавляют столько же парафина и в расплав при постоянном перемешивании подают энергетический шлак гранулометрическим составом менее 0,1 мм. Затем эта смесь заливается во фторопластовую форму с блоком.
Либо в том же составе приготовленная сухим способом (простым смешиванием компонентов) смесь засыпается в форму между ее стенкой и горячим блоком, от которого гидрофобизующая смесь расплавляется непосредственно на его поверхности и, застывая, образует защитный слой. После остывания блок извлекают из формы.
П р и м е р 1. В качестве ЖРО используют смесь растворов-имитаторов: NaNO3 концентрацией 40 г/л: Na2CO3 6,8 г/л; NaF 4,5 г/л; Fe(NO3)3 0,6 г/л; Al(NO3)3 0,6 г/л; Na2C2O4 7 г/л; органические вещества 0,6 г/л (44%); гидрошламовая пульпа (ГШП) составом, г/л: Fe2SO4·7H2O 149; CaCl2 42; MgSO4·7H2O 154; NaOH до рН 11,5 (22%); воднохвостовой раствор (ВХР) составом, г/л: Fe(NO3)3 ·9H2O 108; Ca(NO3)2 ·4H2O 94; Al(NO3)3·9H2O 208; NaCl 2,6; NaF 17,5 (34%).
Смесь растворов выпаривают в сосуде до сухих солей, затем их подвергают термообработке при 310оС. При этом происходит расплавление нитратных и некоторых сульфатных составляющих солей в исходной смеси. Полученный расплав заливают в алюминиевую цилиндрическую матрицу. После остывания расплава до 120оС и отверждения монолитного блока последний извлекают из матрицы. Далее горячий блок покрывают гидрофобизующей смесью состава, мас. энергетический шлак 72; парафин 14; канифоль 14 в количестве 12% от солей. Для этого используют цилиндрическую фотопластовую форму, диаметр которой превышает диаметр блока на 1 см. Предварительно дно формы покрывают гидрофобизующей смесью на величину 0,5 см. Горячий блок помещают во фторопластовую форму. Гидрофобизующую смесь готовят следующим образом: расплавляют канифоль, добавляют парафин и в расплав при постоянном перемешивании подают энергетический шлак, затем эту смесь заливают во фторопластовую форму с блоком. Смесь, застывая, образует защитный слой. После застывания блок извлекают из формы.
П р и м е р 2. В роли ЖРО используют ту же смесь растворов-имитаторов (см. пример 1). Смесь растворов выпаривают до сухих солей, затем их подвергают термообработке при температуре 340оС, при которой нитратные и некоторые сульфатные составляющие солей в исходной смеси расплавляются. Расплав заливают в алюминиевую цилиндрическую матрицу. После остывания расплава до 150оС и отверждения монолитного блока последний извлекают из матрицы, и капсулируют гидрофобизующей смесью состава, мас. энергетический шлак 84; парафин 8; канифоль 8 в количестве 20% от солей. Для этого используют цилиндрическую фторопластовую форму, диаметр которой превышает диаметр блока на 1 см. Предварительно дно формы покрывают гидрофобизующей смесью на величину 0,5 см, горячий блок помещают во фторопластовую форму. Гидрофобизующую смесь, приготовленную сухим способом (простым смешением компонентов), засыпают в форму между ее стенкой и горячим блоком, от которого смесь расплавляется на его поверхности и, застывая, образует защитный слой. После остывания блок извлекают из формы. Опыты с другими соотношениями проводились аналогично. Результаты приведены в таблице.

Claims (1)

  1. СПОСОБ ОБРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ, включающий выпаривание отходов, их термообработку при 310 340oС, охлаждение до образования монолитного блока и его капсулирование защитным слоем, отличающийся тем, что в качестве защитного слоя используют гидрофобизующую смесь состава, мас.
    Энергетический шлак 72 84
    Парафин 8 14
    Канифоль 8 14
    в количестве 12 20% от радиоактивных отходов.
RU93029877A 1993-05-31 1993-05-31 Способ обработки жидких радиоактивных отходов RU2059310C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU93029877A RU2059310C1 (ru) 1993-05-31 1993-05-31 Способ обработки жидких радиоактивных отходов

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU93029877A RU2059310C1 (ru) 1993-05-31 1993-05-31 Способ обработки жидких радиоактивных отходов

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU93029877A RU93029877A (ru) 1995-06-27
RU2059310C1 true RU2059310C1 (ru) 1996-04-27

Family

ID=20142792

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU93029877A RU2059310C1 (ru) 1993-05-31 1993-05-31 Способ обработки жидких радиоактивных отходов

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2059310C1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2457560C1 (ru) * 2011-06-07 2012-07-27 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Московский государственный технологический университет "СТАНКИН" Способ химической дезактивации радиоактивных материалов

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
1. Патент ДЕ N 2648263, кл. G 21F 9/16, 1976. 2. Патент СССР N 479306, кл. G 21F 9/16, 1972. 3. Заявка Франции N 2394155, кл. G 21F 9/16, 1979. *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2457560C1 (ru) * 2011-06-07 2012-07-27 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Московский государственный технологический университет "СТАНКИН" Способ химической дезактивации радиоактивных материалов

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5256338A (en) Solidifying materials for radioactive waste disposal, structures made of said materials for radioactive waste disposal and process for solidifying of radioactive wastes
US5457262A (en) Preparation of inorganic hardenable slurry and method for solidifying wastes with the same
US3723338A (en) Method of reducing the release of mobile contaminants from granular solids
RU2059310C1 (ru) Способ обработки жидких радиоактивных отходов
CN1119820C (zh) 一种处理放射性废物的类玻璃体固化材料及固化方法
JPS6335000B2 (ru)
RU2059311C1 (ru) Монолитный блок для иммобилизации жидких радиоактивных отходов
US4594186A (en) Method for improving the radionuclide retention properties of solidified radioactive wastes
RU2059309C1 (ru) Способ обработки жидких радиоактивных отходов
RU2046410C1 (ru) Способ обработки жидких радиоактивных отходов
KR20170089042A (ko) 첨가제-함유 알루미노보로실리케이트 및 그 제조방법
JP3757004B2 (ja) 放射性廃液の固化処理方法および濃縮混練装置
FI129112B (fi) Menetelmä nestemäisten jätteiden käsittelemiseksi ja kiinteyttämiseksi
JPS61176893A (ja) 放射能汚染有機液体廃棄物の固化方法
Franz et al. Immobilization of sodium nitrate waste with polymers: Topical report
KR20090080713A (ko) 방사성 폐기물 과립화 방법 및 처리장치
JP2993486B2 (ja) 放射性廃棄物充填容器及び放射性廃棄物の固化体
JPS61178698A (ja) 放射性廃棄物処理用水ガラスの硬化方法
JPS58131597A (ja) クラツドの固化処理法
JPS623698A (ja) 放射性廃棄物の固化処理方法
JPH10153689A (ja) 放射性廃棄物の固化材及び放射性廃棄物の固化方法
JPS62267699A (ja) 放射性廃棄物の固化処理方法
Kononenko et al. Gibbsite-and kuzelite-based matrix for the preservation of radioactive aqueous sodium nitrate concentrates
JPH0556479B2 (ru)
JPS6179200A (ja) 放射性廃棄物の固化処理方法