RU2059311C1 - Монолитный блок для иммобилизации жидких радиоактивных отходов - Google Patents

Монолитный блок для иммобилизации жидких радиоактивных отходов Download PDF

Info

Publication number
RU2059311C1
RU2059311C1 RU93029878A RU93029878A RU2059311C1 RU 2059311 C1 RU2059311 C1 RU 2059311C1 RU 93029878 A RU93029878 A RU 93029878A RU 93029878 A RU93029878 A RU 93029878A RU 2059311 C1 RU2059311 C1 RU 2059311C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
block
mixture
radioactive waste
monolithic block
immobilization
Prior art date
Application number
RU93029878A
Other languages
English (en)
Other versions
RU93029878A (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 RU93029878A priority Critical patent/RU2059311C1/ru
Publication of RU93029878A publication Critical patent/RU93029878A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2059311C1 publication Critical patent/RU2059311C1/ru

Links

Images

Landscapes

  • Processing Of Solid Wastes (AREA)

Abstract

Область использования: атомная энергетика, а именно обезвреживание жидких радиоактивных отходов. Сущность изобретения: монолитный блок содержит предварительно отвержденные отходы и защитный слой. В качестве защитного слоя блок содержит гидрофобизующую смесь канифоли, парафина и энергетического шлака в соотношении 1-3:1-3:10-14 мас.ч. 1 табл.

Description

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к способам обработки 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 монолитный блок (компаунд) для иммобилизации ЖРО, содержащий концентрированные отходы, отвержденные с помощью цемента [1]
В указанном блоке 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 блок, включающий концентрированные отходы, смешанные 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 блок для иммобилизации ЖРО, содержащий предварительно отвержденные отходы и керамический или металлический защитный слой [3]
Известный блок позволяет фиксировать до 50% радиоактивных солей, а скорость выщелачивания из него составляет ≈10-6 г/см2·сут.
Задача изобретения снижение скорости выщелачивания радионуклидов из блока.
Для приготовления блока ЖРО выпаривают в сосуде до сухих солей, затем их подвергают термообработке при температуре 310-340оС. При этом в сосуде происходит расплавление нитратных 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 канифоли, парафина и энергетического шлака.
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.
Гидрофобизующую смесь готовят следующим образом: расплавляют 1-3 мас.ч. канифоли, добавляют столько же парафина и в расплав при постоянном перемешивании подают 10-14 мас.ч. энергетического шлака гранулометрическим составом менее 0,1 мм. Затем эту смесь заливают во фторопластовую форму с блоком.
Либо в тех же массовых частях приготовленная сухим способом (простым смешением компонентов) смесь засыпают 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; F3(NO3)3 0,6 г/л; Al(NO3)3 0,6 г/л; Na2C2O4 7г/л; органические вещества 0,6 г/л (50%); гидрошламовая пульпа (ГШП) составом, г/л: FeSO4·7H2O 149; CaCl2 42; MgSO4·7H2O 154; NaOH до рН 11,5 (10%); воднохвостовой раствор (ВХР) Fe(NO3)3 x x9H2O 108; Ca(NO3)2 ·4H2O 94; Al(NO3)3 x x9H2O 208; NaCl 2,6; NaF 17,5 (15%), а также перлитовый песок (25%), имитирующий отработанный материал адсорбционных фильтров.
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 канифоли, парафина и энергетического шлака. 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 готовят следующим образом: расплавляют 1 мас.ч. канифоли, добавляют столько же парафина и в расплав при постоянном перемешивании подают 10 мас.ч. энергетического шлака. Затем эту смесь заливают во фторопластовую форму с блоком. Смесь, застывая, образует защитный слой. После остывания 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. Далее горячий блок покрывают гидрофибизующей смесью канифоли, парафина и энергетического шлака. 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 готовят сухим способом (простым смешением 3 мас.ч. канифоли, столько же парафина и 14 мас.ч. энергетического шлака) и 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. МОНОЛИТНЫЙ БЛОК ДЛЯ ИММОБИЛИЗАЦИИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ, содержащий предварительно отвержденные отходы и защитный слой, отличающийся тем, что он содержит в качестве защитного слоя гидрофобизующую смесь канифоли, парафина и энергетического шлака в соотношении 1 3 1 3 10 14 мас.ч.
RU93029878A 1993-05-31 1993-05-31 Монолитный блок для иммобилизации жидких радиоактивных отходов RU2059311C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU93029878A RU2059311C1 (ru) 1993-05-31 1993-05-31 Монолитный блок для иммобилизации жидких радиоактивных отходов

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU93029878A RU2059311C1 (ru) 1993-05-31 1993-05-31 Монолитный блок для иммобилизации жидких радиоактивных отходов

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU93029878A RU93029878A (ru) 1995-06-27
RU2059311C1 true RU2059311C1 (ru) 1996-04-27

Family

ID=20142793

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU93029878A RU2059311C1 (ru) 1993-05-31 1993-05-31 Монолитный блок для иммобилизации жидких радиоактивных отходов

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2059311C1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2690682C1 (ru) * 2018-04-16 2019-06-05 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") Способ переработки жидких органических радиоактивных отходов

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
1. Патент ФРГ 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
RU2690682C1 (ru) * 2018-04-16 2019-06-05 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") Способ переработки жидких органических радиоактивных отходов

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4363757A (en) Method for noncontaminating solidification for final storage of aqueous, radioactive waste liquids
JP2912393B2 (ja) 放射性廃棄物の処理方法
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
RU2059311C1 (ru) Монолитный блок для иммобилизации жидких радиоактивных отходов
GB1564878A (en) Method of improving the leaching resistance of solidified bitumen products containing radioactive substances
Varlakov et al. Innovative and conventional materials and designs of nuclear cementitious systems in radioactive waste management
RU2059310C1 (ru) Способ обработки жидких радиоактивных отходов
JPS6335000B2 (ru)
GB2121593A (en) Method for improving the radio nuclide retention properties of solidified radioactive wastes
Nishioka et al. Solidification of sludge ash by hydrothermal hot-pressing
RU2059309C1 (ru) Способ обработки жидких радиоактивных отходов
RU2046410C1 (ru) Способ обработки жидких радиоактивных отходов
FI129112B (fi) Menetelmä nestemäisten jätteiden käsittelemiseksi ja kiinteyttämiseksi
RU2195727C1 (ru) Способ переработки радиоактивных и токсичных донных отложений
KR20090080713A (ko) 방사성 폐기물 과립화 방법 및 처리장치
JPS61178698A (ja) 放射性廃棄物処理用水ガラスの硬化方法
JPS61176893A (ja) 放射能汚染有機液体廃棄物の固化方法
JPS62267699A (ja) 放射性廃棄物の固化処理方法
JPH0556479B2 (ru)
JPS6042698A (ja) 放射性廃棄物のガラス化方法
Kononenko et al. Gibbsite-and kuzelite-based matrix for the preservation of radioactive aqueous sodium nitrate concentrates
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
JPS63300999A (ja) 硝酸ナトリウムを含有する放射性廃物質の処理方法