RU2086019C1 - Method for embedding sodium nitrate containing liquid radioactive wastes in ceramic matrix - Google Patents
Method for embedding sodium nitrate containing liquid radioactive wastes in ceramic matrix Download PDFInfo
- Publication number
- RU2086019C1 RU2086019C1 RU95108144A RU95108144A RU2086019C1 RU 2086019 C1 RU2086019 C1 RU 2086019C1 RU 95108144 A RU95108144 A RU 95108144A RU 95108144 A RU95108144 A RU 95108144A RU 2086019 C1 RU2086019 C1 RU 2086019C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- mixture
- sodium nitrate
- ceramic
- liquid radioactive
- temperature
- Prior art date
Links
Landscapes
- Fertilizers (AREA)
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
- Water Treatment By Sorption (AREA)
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
- Compositions Of Oxide Ceramics (AREA)
Abstract
Description
Заявляемый способ относится к области охраны окружающей среды, а точнее к области переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих нитрат натрия. Наиболее эффективно заявляемый способ может быть использован при переработке жидких радиоактивных отходов атомных электростанций и радиохимических комбинатов, присутствие в составе которых нитрата натрия наиболее характерно. The inventive method relates to the field of environmental protection, and more specifically to the field of processing liquid radioactive waste containing sodium nitrate. The most effectively claimed method can be used in the processing of liquid radioactive waste from nuclear power plants and radiochemical plants, the presence of sodium nitrate in their composition is most characteristic.
Известно [1] что в состав жидких радиоактивных отходов отечественных АЭС входят следующие основные компоненты: нитрат натрия хорошо растворимая соль, представляющая собой основной солевой компонент отходов, оксалат натрия, карбонат натрия, фосфат натрия, хлорид натрия, сульфат натрия, соли жесткости, а также различные детергенты (сульфонол, ОП-7, ОП-10, мыла и т.п.). It is known [1] that the composition of liquid radioactive waste from domestic nuclear power plants includes the following main components: sodium nitrate is a highly soluble salt, which is the main salt component of the waste, sodium oxalate, sodium carbonate, sodium phosphate, sodium chloride, sodium sulfate, hardness salts, and various detergents (sulfonol, OP-7, OP-10, soap, etc.).
Каждый из присутствующих в составе жидких радиоактивных отходов солевых или органических компонентов в зависимости от метода их переработки может создавать определенные проблемы, но наибольшие сложности возникают из-за присутствия в составе отходов нитрат-аниона (обычно в форме нитрата натрия). Например, при битумировании нитрат натрия, являющийся по своей природе окислителем, может при определенных концентрациях образовывать пожаро- и даже взрывоопасные смеси с битумом. При цементировании весьма значительно снижается прочность цементного камня, а при высокотемпературных методах (остекловывание) происходит образование токсичных газообразных продуктов разложения нитрата натрия (в первую очередь токсичной двуокиси азота). В этой связи к настоящему моменту стала весьма целесообразной разработка метода переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих нитрат натрия, обеспечивающего разложение нитрата натрия в ходе переработки с одновременным предотвращением образованием токсичных газообразных продуктов. Each of the salt or organic components present in the liquid radioactive waste, depending on the method of their processing, can create certain problems, but the greatest difficulties arise due to the presence of nitrate anion (usually in the form of sodium nitrate) in the waste. For example, when bituminized, sodium nitrate, which is inherently an oxidizing agent, can form fire and even explosive mixtures with bitumen at certain concentrations. When cementing, the strength of the cement stone is very significantly reduced, and with high-temperature methods (vitrification), toxic gaseous decomposition products of sodium nitrate (primarily toxic nitrogen dioxide) are formed. In this regard, to date, it has become very appropriate to develop a method for processing liquid radioactive waste containing sodium nitrate, which ensures the decomposition of sodium nitrate during processing while preventing the formation of toxic gaseous products.
Известен способ перевода жидких нитратсодержащих радиоактивных отходов в твердое состояние путем их высушивания и последующего разложения высушенных солей до образования смеси окислов [2]
Основными недостатками известного технического решения являются отсутствие монолитности конечного продукта, значительное газовыделение токсичных газов, а также опасность теплового взрыва из-за наличия в составе отходов органических компонентов (экстрагентов, детергентов), могущих вступать в окислительно-восстановительные реакции со значительным выделением тепла в первую очередь с нитратом натрия.A known method of converting liquid nitrate-containing radioactive waste into a solid state by drying and subsequent decomposition of dried salts to form a mixture of oxides [2]
The main disadvantages of the known technical solution are the lack of solidity of the final product, significant gas evolution of toxic gases, as well as the risk of thermal explosion due to the presence of organic components (extractants, detergents) in the waste composition that can enter into redox reactions with significant heat production with sodium nitrate.
Известен другой способ отверждения жидких радиоактивных отходов с природными ионообменными материалами такими, как глины, с последующей термической обработкой глинистых материалов при температурах порядка 900-1000oC [3]
Недостатками данного способа являются ограничение поглотительной способности глин их ионообменной емкостью, способность глин поглощать наряду с активными также и стабильные катионы, что заметно снижает поглощение радионуклидов, а также выделение токсичных газообразных продуктов разложения нитрата натрия в процессе термической обработки.There is another method of solidification of liquid radioactive waste with natural ion-exchange materials such as clay, followed by heat treatment of clay materials at temperatures of about 900-1000 o C [3]
The disadvantages of this method are the limited absorption capacity of clays by their ion-exchange capacity, the ability of clays to absorb stable cations along with active cations, which significantly reduces the absorption of radionuclides, as well as the release of toxic gaseous decomposition products of sodium nitrate during heat treatment.
Наиболее близким по технической сущности к заявляемому способу является один из вариантов способа отверждения жидких радиоактивных отходов [4] включающий смещение жидких радиоактивных отходов, содержащих нитратанион, с глиной (каолин, бентонит, диккит, галлуазит, пирофиллит) и натриевой щелочью, помещение полученной смеси в запаиваемую полипропиленовую емкость и выдержку указанной емкости при температуре 30-100oC в течение 6 20 сут (для обеспечения создания гидротермальных условий). После выдержки смесь отмывают от избытка щелочи и обжигают при температуре 600 1000oC до получения твердого монолитного керамикообразного продукта типа нефелина или альбита в зависимости от вида применяемой глины.Closest to the technical nature of the claimed method is one of the variants of the method of solidification of liquid radioactive waste [4] including the displacement of liquid radioactive waste containing nitratanion with clay (kaolin, bentonite, dickite, halloysite, pyrophyllite) and sodium alkali, placing the mixture in a sealed polypropylene container and holding said container at a temperature of 30-100 o C for 6 to 20 days (to ensure the creation of hydrothermal conditions). After exposure, the mixture is washed from excess alkali and calcined at a temperature of 600-1000 o C to obtain a solid monolithic ceramic product like nepheline or albite, depending on the type of clay used.
Стадия выдержки смеси при 30-100oC в гидротермальных условиях необходима для обеспечения начала процесса керамикообразования, который завершается при температурах от 600 до 1000oC, а отмывка излишков натриевой щелочи улучшает водостойкостные характеристики конечного продукта.The stage of exposure of the mixture at 30-100 o C in hydrothermal conditions is necessary to ensure the beginning of the process of ceramic formation, which ends at temperatures from 600 to 1000 o C, and the washing of excess sodium alkali improves the water-resistance characteristics of the final product.
Недостатками известного технического решения являются:
невысокая водоустойчивость конечного продукта (скорость вымываемости радионуклидов составляет 10-3 10-5 г/см2 сут), обусловленная слабой фиксацией в получаемой керамике как радионуклидов, так и водорастворимых солей;
необходимость введения натриевой щелочи для обеспечения проведения процесса керамикообразования с последующей отмывкой ее излишком;
необходимость создания гидротермальных условий, которые к тому же не обеспечивают надежной фиксации радионуклидов и водорастворимых солей в структурном каркасе керамики;
выделение токсичных нитрозных газов в процессе реализации способа.The disadvantages of the known technical solutions are:
low water resistance of the final product (radionuclide leaching rate is 10 -3 10 -5 g / cm 2 days) due to poor fixation of both radionuclides and water-soluble salts in the resulting ceramics;
the need for the introduction of sodium alkali to ensure the process of ceramic formation with subsequent washing of its excess;
the need to create hydrothermal conditions, which also do not provide reliable fixation of radionuclides and water-soluble salts in the structural framework of ceramics;
the release of toxic nitrous gases during the implementation of the method.
Преимуществами заявляемого способа являются
повышение качества получаемого продукта за счет улучшения его водойстойкости;
повышение безопасности проведения процесса за счет предотвращения выделения нитрозных газов и исключения стадии, обеспечивающей создание гидротермальных условий, т. к. на данной стадии избыточное давление в полипропиленовой емкости достигает 5-10 атмосфер, в то время, как одним из основных требований безопасного проведения любых процессов переработки радиоактивных отходов является проведение этих процессов в условиях небольших разряжений для предотвращения попадания радионуклидов в окружающую среду;
упрощение способа за счет исключения операций введения натриевой щелочи и отмывки ее излишков.The advantages of the proposed method are
improving the quality of the resulting product by improving its water resistance;
increasing the safety of the process by preventing the release of nitrous gases and eliminating the stage that ensures the creation of hydrothermal conditions, since at this stage the excess pressure in the polypropylene tank reaches 5-10 atmospheres, while one of the main requirements for the safe conduct of any processes processing of radioactive waste is the conduct of these processes in conditions of small discharges to prevent the release of radionuclides into the environment;
simplification of the method by eliminating the operations of introducing sodium alkali and washing its excess.
Указанные преимущества достигаются за счет того, что жидкие нитратсодержащие радиоактивные отходы смешивают с керамикообразователем, минерализатором и восстановителем нитрат-аниона, после чего смесь частично обезвоживают при температуре не свыше 100oC, частично обезвоженную смесь подвергают нагреву до температуры 180oC, затем температуру поднимают до величины не менее 900oC и выдерживают при этой температуре до образования керамикоподобной матрицы. После этого матрицу охлаждают и направляют на захоронение.These advantages are achieved due to the fact that liquid nitrate-containing radioactive waste is mixed with a ceramic-forming agent, a mineralizer, and a nitrate anion reducing agent, after which the mixture is partially dehydrated at a temperature not exceeding 100 o C, the partially dehydrated mixture is heated to a temperature of 180 o C, then the temperature is raised to a value of not less than 900 o C and maintained at this temperature until a ceramic-like matrix is formed. After this, the matrix is cooled and sent for burial.
В качестве керамикообразующих веществ используют либо глинистые породы (бентонит, суглинок), либо смесь кремнеземсодержащей породы (трепел) с гидроокисью алюминия. Известно, что керамикообразующие вещества должны содержать достаточное количество окиси алюминия [5] так как в противном случае значительно снижается прочность обожженных изделий и повышается их пористость, что ухудшает качество получаемого продукта. Бентонит и суглинок представляют собой природные алюмосиликаты со средним содержанием двуокиси кремния порядка 50-80% и окиси алюминия 12-25% Трепел является кремнеземсодержащей породой, состоящей из опалового кремнезема (SiO2•H2O) и в чистом виде не пригоден для керамикообразования, поэтому для реализации заявляемого способа используют его смесь с гидроокисью алюминия.As ceramic-forming substances, either clay rocks (bentonite, loam) or a mixture of siliceous rock (tripoli) with aluminum hydroxide are used. It is known that ceramic-forming substances must contain a sufficient amount of alumina [5] since otherwise the strength of the calcined products is significantly reduced and their porosity increases, which affects the quality of the resulting product. Bentonite and loam are natural aluminosilicates with an average silica content of about 50-80% and alumina 12-25%. Tripoli is a silica-containing rock consisting of opal silica (SiO 2 • H 2 O) and in its pure form is not suitable for ceramic formation, therefore, to implement the proposed method, use its mixture with aluminum hydroxide.
В качестве восстановителя нитрат-аниона используют карбамид, разлагающий нитрат-анион по следующей схеме:
NaNO3 + 3CO(NH2)2 + O2 NaOH + 2N2 + 3CO2 + 3NH3 + H2O,
а в качестве минерализатора кремнефторид аммония (NH4)2SiF6.As a nitrate anion reducing agent, carbamide is used that decomposes the nitrate anion according to the following scheme:
NaNO 3 + 3CO (NH 2 ) 2 + O 2 NaOH + 2N 2 + 3CO 2 + 3NH 3 + H 2 O,
and as a mineralizer, ammonium silicofluoride (NH 4 ) 2 SiF 6 .
По своему функциональному назначению карбамид не только восстанавливает нитрат-анион до неточных газообразных продуктов, но также и обеспечивает получение необходимого для керамикообразования количества натриевой щелочи из нитрата натрия, входящего в состав радиоактивных отходов, ликвидируя тем самым необходимость введения щелочи извне и отмывку ее излишков, так как практически вся выделяющаяся щелочь участвует в процессе керамикообразования. Кроме того, выделение натриевой щелочи в ходе восстановления нитрата натрия способствует ее более раннему (по сравнению с прототипом) взаимодействию с керамикообразующим веществом, содействуя тем самым полноте процесса керамикообразования. According to its functional purpose, urea not only reduces the nitrate anion to inaccurate gaseous products, but also provides the necessary amount of sodium alkali for ceramic formation from sodium nitrate, which is part of radioactive waste, thereby eliminating the need to introduce alkali from the outside and washing its excess, so as almost all the alkali released is involved in the process of ceramic formation. In addition, the allocation of sodium alkali during the reduction of sodium nitrate contributes to its earlier (compared with the prototype) interaction with a ceramic-forming substance, thereby contributing to the completeness of the process of ceramic formation.
Вводимый вместе с керамикообразующим веществом и восстановителем минерализатор (кремнефторид аммония) активизирует процесс получения натриевой щелочи и способствует разложению нитрат-аниона. A mineralizer (ammonium silicofluoride) introduced together with a ceramic-forming substance and a reducing agent activates the process of producing sodium alkali and promotes the decomposition of the nitrate anion.
Кроме того, наличие минерализатора в составе смеси обеспечивает снижение пористости получаемого керамикообразного продукта, уменьшая тем самым его поверхность контакта с окружающей средой, что повышает водостойкость конечного продукта при его возможном контакте в процессе хранения с грунтовыми водами. Если конечный продукт, полученный по способу согласно прототипу, имеет скорость вымываемости по радионуклиду цезия 137, находящуюся в интервале значений 10-3 10-5 г/см2 сут, то продукт, полученный согласно заявляемому способу уже на 60-е сутки характеризуется скоростью вымываемости в 10-6 10-8 г/см2 сут, т. е. его водоустойчивость находится на уровне водоустойчивости остеклованных радиоактивных отходов, характеризующихся наилучшими показателями в этой области [6] (как показали экспериментальные данные, 60 суток это тот минимальный срок, при котором величина скорости вымываемости становится практически постоянной и в дальнейшем не зависит от времени экспозиции исследуемого образца в воде).In addition, the presence of a mineralizer in the composition of the mixture provides a decrease in the porosity of the resulting ceramic-like product, thereby reducing its contact surface with the environment, which increases the water resistance of the final product during its possible contact during storage with groundwater. If the final product obtained by the method according to the prototype has a cesium 137 radionuclide wash-off rate in the range of 10 -3 10 -5 g / cm 2 days, then the product obtained according to the claimed method already has a wash-out speed on the 60th day 10 -6 10 -8 g / cm 2 days, that is, its water resistance is at the level of water resistance of vitrified radioactive waste, characterized by the best indicators in this area [6] (as shown by experimental data, 60 days is that minimum period, at which value elution rate becomes substantially constant and will not depend on the exposure time of the test sample in water).
Термическую обработку смеси жидких радиоактивных отходов с керамикообразователями, карбамидом и кремнеторидом аммония, как уже говорилось осуществляют постадийно. The thermal treatment of a mixture of liquid radioactive waste with ceramic-forming agents, urea and ammonium silicotoride, as already mentioned, is carried out in stages.
На первой стадии смесь нагревают до температуры не выше 100oC и выдерживают до обеспечения остаточной влажности не более, чем 10% по весу. Указанный температурный предел объясняется тем, что при более высоких температурах присутствующие в составе отходов пенообразующие детергенты (даже их небольшие количества) создают опасность выброса нагреваемой смеси из емкости за счет интенсивного пеновыделения, т.е. создают опасность возникновения аварийной ситуации.In the first stage, the mixture is heated to a temperature not exceeding 100 o C and maintained until a residual moisture content of not more than 10% by weight. The indicated temperature limit is explained by the fact that at higher temperatures the foaming detergents present in the waste composition (even their small amounts) create the danger of the heated mixture escaping from the tank due to intensive foam release, i.e. create an emergency.
Величина остаточной влажности не более, чем 10% лимитируется аналогичными причинами, так как при остаточной влажности в более чем 10% при температурах свыше 100oC, во-первых; будет иметь место сильное парообразование, а во-вторых довольно значительное пеновыделение, так как пенообразующие детергенты (во всяком случае, хотя бы часть их) будут находится в растворенном в воде состоянии. Все это будет создавать опасность возникновения аварийной ситуации.The value of residual humidity of not more than 10% is limited by similar reasons, since with a residual humidity of more than 10% at temperatures above 100 o C, firstly; strong vaporization will take place, and secondly, a fairly significant foaming, as the foaming detergents (in any case, at least part of them) will be in a state dissolved in water. All this will create a danger of an emergency.
На второй стадии подсушенную до остаточной влажности в не более чем 10% смесь нагревают от температуры в 100oC до температуры не выше 180oC в течение не менее 6 ч, но не более 8 ч. В этом температурном интервале начинается восстановление карбамидом нитрата натрия по реакции, приведенной выше, а также выделение натриевой щелочи, причем максимальная степень восстановления нитрата натрия достигается в интервале температур 170-175oC. Одновременно с восстановлением нитрата натрия при температурах свыше 140oC начинается разложение карбамида, которое принимает бурный характер при температурах свыше 180oC, поэтому при более высоких скоростях нагрева на данной стадии будет иметь место значительно более низкая степень восстановления нитрат аниона за счет более быстрого перехода нагреваемой смеси в область температур свыше 180oC. Помимо этого разложение карбамида при температурах свыше 180oC будет сопровождаться бурным выделением газообразных продуктов (аммиак, углекислый газ), что может быть причиной значительного пылеуноса (вместе с радионуклидами), а также возникновения аварийной ситуации. Увеличение длительности нагрева свыше 8 ч потребует введения избытка карбамида (в 4 5-кратном количестве), вследствие его пиролиза при длительном нагреве в области температур свыше 140oC без сколько-нибудь значительного увеличения степени восстановления нитрат - аниона. Кроме неэкономичности избыток вводимого карбамида приведет к бурному газовыделению при температурах свыше 180oC.In the second stage, the mixture dried to a residual moisture content of not more than 10% is heated from a temperature of 100 ° C to a temperature of not higher than 180 ° C for at least 6 hours, but not more than 8 hours. In this temperature range, the recovery of sodium nitrate with urea begins according to the reaction above, as well as the allocation of sodium alkali, and the maximum degree of reduction of sodium nitrate is achieved in the temperature range 170-175 o C. Simultaneously with the reduction of sodium nitrate at temperatures above 140 o C decomposition of urea begins, which is it is violent at temperatures above 180 o C, therefore, at higher heating rates at this stage there will be a significantly lower degree of reduction of the anion nitrate due to a faster transition of the heated mixture to a temperature range above 180 o C. In addition, the decomposition of urea at temperatures above 180 o C will be accompanied by the rapid release of gaseous products (ammonia, carbon dioxide), which can cause significant pyleunosa (along with radionuclides), as well as the emergence of an emergency ui. An increase in the heating time over 8 hours will require the introduction of an excess of urea (in a 4–5-fold amount), due to its pyrolysis during prolonged heating in the temperature range above 140 o C without any significant increase in the degree of reduction of the nitrate anion. In addition to inefficiency, an excess of introduced urea will lead to violent gas evolution at temperatures above 180 o C.
На третьей стадии процесса смесь нагревают от 180oC до температуры 900oC в течение не менее 4 ч. При этом на данном этапе нагрева происходит восстановление остаточных нитратов, не разложившихся на предыдущей стадии нагрева и начинается процесс керамикообразования, который завершается при достижении конечной температуры и выдержке при этой температуре в течение не менее 1 ч. Если нагрев от 180 до 900oC осуществлять более быстро, то керамикообразования не произойдет за счет неполного взаимодействия натриевой щелочи, кремнезема и алюмосиликата между собой и кроме того будет иметь место неполное восстановление остаточных нитратов, (не восстановившихся на предыдущей стадии нагрева) за счет преимущественного разложения карбамида, что в свою очередь приведет к образованию нитрозных газов.In the third stage of the process, the mixture is heated from 180 o C to a temperature of 900 o C for at least 4 hours. At this stage of heating, the recovery of residual nitrates that have not decomposed in the previous stage of heating occurs and the process of ceramic formation begins, which ends when the final temperature is reached and exposure at this temperature for at least 1 hour. If heating from 180 to 900 o C is carried out more quickly, then ceramic formation will not occur due to incomplete interaction of sodium alkali, silica and aluminosilicate m Among themselves, and in addition, there will be an incomplete reduction of residual nitrates (not restored at the previous heating stage) due to the predominant decomposition of urea, which in turn will lead to the formation of nitrous gases.
Выдержка при конечной температуре в 900oC в течение времени не менее, чем 1 ч необходима для спекания конечного продукта в монолит, а повышать температуру свыше 900oC нет смысла из-за того, что при этой температуре процесс керамикообразования данных смесей завершается.Exposure at a final temperature of 900 o C for a period of not less than 1 h is necessary for sintering the final product into a monolith, and there is no point in raising the temperature above 900 o C due to the fact that at this temperature the process of ceramic formation of these mixtures ends.
При соблюдении вышеуказанных требований для достижения полного восстановления нитрата натрия количество вводимого в смесь карбамида может быть ниже стехиометрического за счет присутствия в составе смеси кремнефторида аммония, однако при этом общее весовое содержание карбамида не должно быть ниже 80% от стехиометрического. Subject to the above requirements, in order to achieve complete reduction of sodium nitrate, the amount of urea introduced into the mixture can be lower than the stoichiometric due to the presence of ammonium silicofluoride in the mixture, however, the total weight content of urea should not be lower than 80% of the stoichiometric.
Следует также отметить, что присутствующие в составе отходов водорастворимые и не разлагающиеся под действием температурного режима заявляемого способа хлориды и сульфаты натрия включаются в кристаллическую решетку минералов, образующейся керамики, что положительно сказывается на водостойкости конечного продукта. It should also be noted that the water-soluble and not decomposed by the temperature of the proposed method chlorides and sodium sulfates included in the waste are included in the crystal lattice of the minerals that form ceramics, which positively affects the water resistance of the final product.
Заявляемый способ реализуется следующим образом. The inventive method is implemented as follows.
Пример 1. Жидкие радиоактивные отходы, содержащие нитрат натрия, сульфат натрия, хлорид натрия, тетраборат натрия, карбонат кальция, сульфонол, а также ОП-10 при общем содержании нитрата натрия 270 г/л помещают в керамический стакан, куда добавляют бентонит в соотношении к нитрату натрия, как 4,8: 1, кремнефторид аммония в соотношении к нитрату натрия, как 2,4:1 и карбамид в соотношении к нитрату натрия, как 1,8:1. Полученную смесь перемешивают до получения однородной массы и подвергают постадийному нагреву на бане ВУДа. Сначала смесь нагревают до температуры 95oC и выдерживают при этой температуре до достижения смесью остаточной влажности 10% затем температуру повышают до 100oC, далее смесь нагревают от 100 до 180oC в течение 7 ч и от 180 до 900oC в течение 5 ч. По достижении температуры в 900oC смесь выдерживают при этой температуре в течение 2 ч. Полученный твердый монолитный керамикообразный продукт подвергают охлаждению за счет естественного падения температуры до температуры окружающей среды и исследуют его водостойкостные характеристики. Скорость вымываемости по радионуклиду цезия 137 (один из самых плохозакрепляющихся при отверждении радиоактивных отходов радионуклид) составляет на 60-е сутки 7,7•10-8 г/см2 сут. Выделения токсичных нитрозных газов не наблюдалось.Example 1. Liquid radioactive waste containing sodium nitrate, sodium sulfate, sodium chloride, sodium tetraborate, calcium carbonate, sulfonol, and also OP-10 with a total sodium nitrate content of 270 g / l are placed in a ceramic glass, to which bentonite is added in the ratio of sodium nitrate, as 4.8: 1, ammonium silicofluoride in the ratio to sodium nitrate, as 2.4: 1 and urea in the ratio to sodium nitrate, as 1.8: 1. The resulting mixture is stirred until a homogeneous mass and is subjected to stepwise heating in a wood-wood bath. First, the mixture is heated to a temperature of 95 o C and kept at this temperature until the mixture reaches a residual moisture content of 10%, then the temperature is increased to 100 o C, then the mixture is heated from 100 to 180 o C for 7 hours and from 180 to 900 o C for 5 hours. Upon reaching a temperature of 900 ° C., the mixture was kept at this temperature for 2 hours. The obtained solid monolithic ceramic-like product was cooled due to a natural drop in temperature to ambient temperature and its water-resistant characteristics were examined. The radionuclide leachability rate for cesium 137 (one of the most poorly fixed radionuclides during solidification of radioactive waste) is 7.7 • 10 -8 g / cm 2 days on the 60th day. No toxic nitrous gas was observed.
Пример 2. Жидкие радиоактивные отходы аналогичного состава, что и в примере 1 помещают в керамический стакан, куда добавляют смесь трепела с гидроокисью алюминия (при соотношении между ними 1:1) в соотношении к нитрату натрия, как 2,5:1. После этого в смесь вводят кремнефторид аммония в соотношении к нитрату натрия, как 1,1:1 и карбамид в соотношении к нитрату натрия, как 1,8:1. Полученную смесь перемешивают до получения однородной массы и подвергают постадийному нагреву на бане ВУДа в том же режиме, что и в примере 1. Далее охлажденный керамикообразный продукт исследуют на водоустойчивость. Скорость вымываемости по радионуклиду цезия 137 составляет при этом 3•10-6 г/см2 сут на 60-е сутки. Выделения токсичных нитрозных газов не наблюдалось.Example 2. Liquid radioactive waste of a similar composition as in example 1 is placed in a ceramic glass, where a mixture of tripoli with aluminum hydroxide (with a ratio between them of 1: 1) in the ratio to sodium nitrate is added, as 2.5: 1. After that, ammonium silicofluoride in the ratio to sodium nitrate, as 1.1: 1, and urea in the ratio to sodium nitrate, as 1.8: 1, are introduced into the mixture. The resulting mixture is stirred until a homogeneous mass and is subjected to stepwise heating in a wood bath in the same mode as in example 1. Next, the cooled ceramic-like product is examined for water resistance. The leachability rate for the cesium 137 radionuclide is 3 · 10 -6 g / cm 2 days on the 60th day. No toxic nitrous gas was observed.
Пример 3. Жидкие радиоактивные отходы аналогичного состава, что и в примере 1 помещают в керамический стакан, куда добавляют суглинок в соотношении к нитрату натрия, как 4,8:1, кремнефторид аммония в соотношении к нитрату натрия, как 1,1: 1 и карбамид в соотношении к нитрату натрия, как 1,8: 1. Полученную смесь перемешивают до получения однородной массы и подвергают постадийному нагреву на бане ВУДа в том же режиме, что и в примере 1. Далее охлажденный керамикообразный продукт исследуют на водоустойчивость. Скорость вымываемости по радионуклиду цезия 137 составляет 4•10-7 г/см2 сут на 60-е сутки. Выделения токсичных нитрозных газов не наблюдалось.Example 3. Liquid radioactive waste of a similar composition as in example 1 is placed in a ceramic glass, to which loam is added in the ratio to sodium nitrate, as 4.8: 1, ammonium fluoride in the ratio to sodium nitrate, as 1.1: 1 and carbamide in the ratio to sodium nitrate, as 1.8: 1. The resulting mixture is stirred until a homogeneous mass is obtained and subjected to stepwise heating in a wood bath in the same mode as in example 1. Next, the cooled ceramic-like product is examined for water resistance. The cesium 137 radionuclide leaching rate is 4 • 10 -7 g / cm 2 days on the 60th day. No toxic nitrous gas was observed.
Все соотношения компонентов в вышеприведенных примерах даны по весу. В весовом содержании снижение количества приведенного в примерах конкретного кремнефторида аммония имеет следствием плохое спекание конечного продукта, повышенную пористость и ухудшение водоустойчивости (скорость вымываемости по радионуклиду цезия 137 увеличивается в среднем на 2 2,5 порядка). При увеличении содержания кремнефторида аммония сверх указанного последний начинает образовывать самостоятельный минерал формулы Na5Al3F14, который не обладает способностью связывать радионуклиды, не ухудшает свойств готового продукта и по сути дела является балласстным, что с точки зрения принципов переработки жидких радиоактивных отходов является негативным явлением.All component ratios in the above examples are by weight. In the weight content, a decrease in the amount of the specific ammonium silicofluoride given in the examples results in poor sintering of the final product, increased porosity, and poor water resistance (the leaching rate of cesium 137 increases by an average of 2.5 2.5 orders of magnitude). With an increase in the content of ammonium silicofluoride in excess of this, the latter begins to form an independent mineral of the formula Na 5 Al 3 F 14 , which does not have the ability to bind radionuclides, does not impair the properties of the finished product and, in fact, is ballast, which is negative from the point of view of the principles of processing liquid radioactive waste phenomenon.
Снижение количества вводимого керамикообразователя (во всех трех примерах) не обеспечивает получения керамической массы, а его увеличение снижает возможность включения в структуру керамической матрицы окислов радионуклидов, уменьшая тем самым степень надежности их фиксации, что подтверждается увеличением скорости вымываемости по радионуклиду цезия 137 в среднем на 1,5 порядка. A decrease in the amount of ceramic-forming agent introduced (in all three examples) does not provide ceramic mass, and its increase reduces the possibility of incorporating radionuclide oxides into the structure of the ceramic matrix, thereby decreasing the degree of their fixation reliability, which is confirmed by an average increase in the cesium 137 radionuclide washout rate by 1 , 5 orders.
Отступление от соотношения между трепелом и гидроокисью алюминия (пример 2) в ту или иную стороны снижает водоустойчивость готовых образцов, как минимум, на 1 порядок. Deviation from the ratio between tripoli and aluminum hydroxide (example 2) in one direction or another reduces the water resistance of the finished samples by at least 1 order.
Таким образом, заявляемый способ позволяет улучшить водостойкость готового продукта, повысить безопасность проведения процесса и обеспечить его упрощение. Thus, the claimed method can improve the water resistance of the finished product, increase the safety of the process and ensure its simplification.
Claims (4)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU95108144A RU2086019C1 (en) | 1995-05-19 | 1995-05-19 | Method for embedding sodium nitrate containing liquid radioactive wastes in ceramic matrix |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU95108144A RU2086019C1 (en) | 1995-05-19 | 1995-05-19 | Method for embedding sodium nitrate containing liquid radioactive wastes in ceramic matrix |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU95108144A RU95108144A (en) | 1997-05-10 |
| RU2086019C1 true RU2086019C1 (en) | 1997-07-27 |
Family
ID=20167944
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU95108144A RU2086019C1 (en) | 1995-05-19 | 1995-05-19 | Method for embedding sodium nitrate containing liquid radioactive wastes in ceramic matrix |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2086019C1 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2552845C2 (en) * | 2013-05-30 | 2015-06-10 | Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт физической химии и электрохимии им. А.Н. Фрумкина Российской академии наук (ИФХЭ РАН) | Method for nitrate-containing liquid radioactive waste processing |
| RU2633817C1 (en) * | 2016-08-04 | 2017-10-19 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский Томский государственный университет" (ТГУ, НИ ТГУ) | Method of synthesizing mineral-like matrices for isolation of radioactive substances |
-
1995
- 1995-05-19 RU RU95108144A patent/RU2086019C1/en not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| 1. FR, заявка, 2307343, кл. G 21 F 9/14, 1976. 2. Никифоров А.С. и др. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. - М.: Энергоатомиздат, 1985, с. 143 - 148. 3. US, патент, N 3943062, кл. G 21 F 9/16, 1979. * |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2552845C2 (en) * | 2013-05-30 | 2015-06-10 | Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт физической химии и электрохимии им. А.Н. Фрумкина Российской академии наук (ИФХЭ РАН) | Method for nitrate-containing liquid radioactive waste processing |
| RU2633817C1 (en) * | 2016-08-04 | 2017-10-19 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский Томский государственный университет" (ТГУ, НИ ТГУ) | Method of synthesizing mineral-like matrices for isolation of radioactive substances |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU95108144A (en) | 1997-05-10 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4028265A (en) | Process for converting sodium nitrate-containing, caustic liquid radioactive wastes to solid insoluble products | |
| US3093593A (en) | Method for disposing of radioactive waste and resultant product | |
| US4297304A (en) | Method for solidifying aqueous radioactive wastes for non-contaminating storage | |
| US4859367A (en) | Waste solidification and disposal method | |
| US5439318A (en) | Cementitious encapsulation of waste materials and/or contaminated soils containing heavy metals to render them immobile | |
| US7855313B2 (en) | Low-temperature solidification of radioactive and hazardous wastes | |
| Feigenbaum et al. | Dissolution of illite—a possible mechanism of potassium release | |
| Shrivastava et al. | Mg2+ uptake by synthetic tobermorite and xonotlite | |
| US4017417A (en) | Immobilization of iodine in concrete | |
| JPH0452917B2 (en) | ||
| RU2086019C1 (en) | Method for embedding sodium nitrate containing liquid radioactive wastes in ceramic matrix | |
| Bao et al. | Binders for radioactive waste forms made from pretreated calcined sodium bearing waste | |
| CN1119820C (en) | Glass-like body solidifying material for treating radioactive wastes and solidifying method | |
| van Aardt et al. | Formation of hydrogarnets: Calcium hydroxide attack on clays and feldspars | |
| Wang et al. | Immobilization of simulated low and intermediate level waste in alkali-activated slag-fly ash-metakaolin hydroceramics | |
| JPS6120839B2 (en) | ||
| Xiaodong et al. | Immobilization of stimulated high level wastes into AASC waste form | |
| Sakr et al. | Comparison studies between cement and cement-kaolinite properties for incorporation of low-level radioactive wastes | |
| Bao et al. | Solidification of Sodium Bearing Waste Using Hydroceramic and Portland Cement Binders. | |
| Komarneni et al. | Hydrothermal reactions of strontium and transuranic simulator elements with clay minerals, zeolites, and shales | |
| Wang et al. | Properties of alkali-activated slag-fly ash-metakaolin hydroceramics for immobilizing of simulated sodium-bearing waste | |
| RU2483375C2 (en) | Composite material for immobilisation of liquid radioactive wastes, and its application method | |
| RU2214011C2 (en) | Method for immobilizing liquid radioactive wastes | |
| Bayoumi | Cementation of radioactive liquid scintillator waste simulate | |
| Puzyrnaya et al. | Matrices for toxic slime utilization after the polluted water treatment |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20140520 |