RU2059310C1 - Способ обработки жидких радиоактивных отходов - Google Patents
Способ обработки жидких радиоактивных отходов Download PDFInfo
- 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
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.
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.
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.
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)
- 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.
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)
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 |
-
1993
- 1993-05-31 RU RU93029877A patent/RU2059310C1/ru active
Non-Patent Citations (1)
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)
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 |