RU2059311C1 - Монолитный блок для иммобилизации жидких радиоактивных отходов - Google Patents
Монолитный блок для иммобилизации жидких радиоактивных отходов Download PDFInfo
- 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
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.
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.
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.
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)
- 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.
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)
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 |
-
1993
- 1993-05-31 RU RU93029878A patent/RU2059311C1/ru active
Non-Patent Citations (1)
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)
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 |