RU2122754C1 - Композиция на основе природных и искусственных алюмосиликатных материалов для отверждения жидких низко- и среднеактивных отходов с высокой концентрацией солей натрия, содержащих радиоцезий - Google Patents
Композиция на основе природных и искусственных алюмосиликатных материалов для отверждения жидких низко- и среднеактивных отходов с высокой концентрацией солей натрия, содержащих радиоцезий Download PDFInfo
- Publication number
- RU2122754C1 RU2122754C1 RU97117484A RU97117484A RU2122754C1 RU 2122754 C1 RU2122754 C1 RU 2122754C1 RU 97117484 A RU97117484 A RU 97117484A RU 97117484 A RU97117484 A RU 97117484A RU 2122754 C1 RU2122754 C1 RU 2122754C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- medium
- artificial
- natural
- aluminosilicate materials
- high concentration
- Prior art date
Links
Images
Landscapes
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Abstract
Изобретение относится к переработке жидких радиоактивных отходов низкого и среднего уровня активности, в частности к отверждению отходов путем их включения в искусственные минералоподобные формы, пригодные для последующего безопасного хранения. Сущность изобретения состоит в композиции на основе искусственных и природных алюмосиликатных материалов следующего состава, мас.%: доменного шлака - от 80 до 82%, бентонита - от 12 до 16%, каолина - от 2 до 6%. Технология получения и использования композиции в процессе отверждения ЖРО заключается в следующем: размол сухих компонентов композиции, перемешивание сухих компонентов композиции, затворение композиции среднеактивными отходами (содержание NaOH в отходах необходимо довести до концентрации 80 - 100 г/л), заливка смеси в бочки, контейнеры, отсеки и т.п. , твердение и набор прочности в течение 28 суток. Заявленная композиция обеспечивает возможность получения твердой монолитной матрицы с низкой скоростью выщелачивания цезия не выше 4,0•10-4 г/см2•сут и высокой механической прочностью сжатия. 1 табл.
Description
Изобретение относится к переработке жидких радиоактивных отходов низкого и среднего уровня активности, в частности, к отверждению отходов путем из включения в искусственные минералоподобные формы, пригодные для последующего безопасного хранения.
На предприятиях атомной промышленности образуются среднеактивные отходы, характеризующиеся высокой концентрацией нитрата и других солей натрия (после упарки) и экологической опасностью, обусловленной, в частности, присутствием в отходах радиоизотопа Cs-137. Поэтому существует необходимость в разработке твердой матрицы для локализации отходов, удовлетворяющей требованиям по выщелачиванию радиоактивных компонентов, механической прочностью, пожаробезопасности, простоте и надежности технологии.
Известны алюмосиликатные глины (каолин, бентонит), используемые в процессе переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), содержащих нитрат натрия, карбонат натрия, гидроксид натрия и радиоцезий. Отходы смешиваются с одной из указанных глин в заданном соотношении и подвергаются термообработке в интервалах от 30 до 100oC и далее до 600oC и выше в течение 4 часов и более. При этом синтезируется порошок, содержащий искусственные минералы типа канкринита и нефелина, ответственные за фиксацию радиоцезия. Скорость выщелачивания радиоцезия после 32 дней твердения изменяется от 3,3 • 10-2 до 7,8 • 10-6 г/см2•сут. Для формирования монолитного блока требуется дополнительная обработка.
К причинам, препятствующим достижению указанного ниже технического результата относят то, что в известной композиции после затворения ее отходами требуется термообработка с последующими стадиями для формирования из порошка монолитного компаунда. Наиболее близкой к заявляемому изобретению композицией того же назначения является композиция на основе природных и искусственных алюмосиликатных материалов для отверждения ЖРО, содержащих NaNO3 в концентрации до 450 г/л и радиоцезий, состоящая из 90% портландцемента и 10% глины (каолин или бентонит). После затворения этой композиции отходами, полученная смесь подвергается термообработке при температуре от 150 до 1280oC в течение времени от 5 до 30 часов. При этом достигается скорость выщелачивания радиоактивного продукта 1 • 10-6 г/см2 • сут (FR 2394155A, G 21 F 9/16, 1979).
К причинам, препятствующим достижению указанного ниже технического результата, относят то, что при использовании композиции, принятой за прототип, после ее затворения, полученная смесь подвергается термообработке при температуре 150 до 1280oC.
Существующие способы отверждения указанного типа отходов с помощью неорганических вяжущих имеют существенные недостатки. При отверждении с помощью портландцемента, шлакопортландцемента и металлургического шлама полученный компаунд характеризуется высокой скоростью выщелачивания радионуклидов, таких как цезий и стронций и относительно невысокой степенью наполнения по солям, содержащихся в отходах.
При отверждении отходов с использованием таких веществ, как алюмосиликатные глины (бентонит, каолин), природные цеолиты, необходимыми стадиями являются термообработка с предварительным формованием (прессованием).
Задачей настоящего изобретения является создание композиции для осуществления процесса отверждения жидких низко- и среднеактивных отходов с высокой концентрацией нитрата натрия, содержащих радиоцезий, по технологии тривиального цементирования при соблюдении высоких требований к выщелачиванию радиоцезия и механической прочности компаунда.
Для решения поставленной задачи для достижения следующего технического результата - простота технологии, высокая механическая прочность сформированного монолита - предложена композиция на основе искусственных и природных алюмосиликатных материалов следующего состава, мас.%:
Доменный шлак - 80 - 82
Бентонит - 12 - 16
Каолин - 2 - 6
Технология получения и использования композиции в процессе отверждения ЖРО заключается в следующем:
- размол сухих компонентов композиции;
- перемешивание сухих компонентов композиции;
- затворение композиции среднеактивными отходами (содержание NaOH в отходах необходимо довести до концентрации 80-100 г/л);
- заливка смеси в бочки, контейнеры, отсеки и т.п.;
- твердение и набор прочности в течение 28 суток.
Доменный шлак - 80 - 82
Бентонит - 12 - 16
Каолин - 2 - 6
Технология получения и использования композиции в процессе отверждения ЖРО заключается в следующем:
- размол сухих компонентов композиции;
- перемешивание сухих компонентов композиции;
- затворение композиции среднеактивными отходами (содержание NaOH в отходах необходимо довести до концентрации 80-100 г/л);
- заливка смеси в бочки, контейнеры, отсеки и т.п.;
- твердение и набор прочности в течение 28 суток.
Стадии формования, прессования, термообработки исключены.
Заявляемое решение соответствует критерию существенного отличия, поскольку композиции, обеспечивающие возможность получения твердых монолитных алюмосиликатных матриц, изготовленных без применения нагрева и прессования, обладающих достаточно низкой скоростью выщелачивания радиоактивного цезия на первые сутки - не выше 4 • 10-4 г/см2•сут и прочностью сжатия выше 100 кгс/см2 в научно-технической и патентной литературе неизвестны.
Примеры: Сухие компоненты композиции перемешивали до получения однородного порошка, а затем при заданном соотношении смешивали с имитатором САО, содержащим нитрат натрия концентрацией 360 г/л и гидроксид натрия концентрацией 100 г/л, а также раствор нитрата цезия-137. Раствороцементное отношение равнялось 0,4. Гамма-активность раствора 2.0•106 Бк/л. После 28 суток твердения полученных образцов в воздушно-влажной среде проводились испытания по определению скорости выщелачивания цезия.
В таблице приведены примеры характерных составов композиции и результаты испытаний методом длительного выщелачивания.
В таблице также приведены составы (1-4), выходящие за рамки формулы изобретения, но объясняющие выбранные пределы концентраций компонентов.
Таким образом, заявляемая композиция, как видно из таблицы, обеспечивает возможность получения твердой монолитной матрицы с низкой скоростью выщелачивания цезия и высокой механической прочностью сжатия, что удовлетворяет требованиям соответствующих стандартов.
Claims (1)
- Композиция на основе природных и искусственных алюмосиликатных материалов для отверждения жидких низко- и среднеактивных отходов с высокой концентрацией нитрата натрия, содержащих радиоцезий, отличающаяся тем, что она дополнительно содержит доменный шлак, а в качестве алюмосиликатных материалов используют бентонит и каолин при следующем соотношении компонентов, мас. %:
Доменный шлак - 80 - 82
Бентонит - 12 - 16
Каолин - 2 - 6о
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU97117484A RU2122754C1 (ru) | 1997-10-21 | 1997-10-21 | Композиция на основе природных и искусственных алюмосиликатных материалов для отверждения жидких низко- и среднеактивных отходов с высокой концентрацией солей натрия, содержащих радиоцезий |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU97117484A RU2122754C1 (ru) | 1997-10-21 | 1997-10-21 | Композиция на основе природных и искусственных алюмосиликатных материалов для отверждения жидких низко- и среднеактивных отходов с высокой концентрацией солей натрия, содержащих радиоцезий |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2122754C1 true RU2122754C1 (ru) | 1998-11-27 |
RU97117484A RU97117484A (ru) | 1999-03-20 |
Family
ID=20198277
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU97117484A RU2122754C1 (ru) | 1997-10-21 | 1997-10-21 | Композиция на основе природных и искусственных алюмосиликатных материалов для отверждения жидких низко- и среднеактивных отходов с высокой концентрацией солей натрия, содержащих радиоцезий |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2122754C1 (ru) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
MD3064G2 (ru) * | 2005-10-05 | 2006-12-31 | Виктор БОЦАН | Способ дезактивации техники и вооружения |
-
1997
- 1997-10-21 RU RU97117484A patent/RU2122754C1/ru active
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
MD3064G2 (ru) * | 2005-10-05 | 2006-12-31 | Виктор БОЦАН | Способ дезактивации техники и вооружения |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US4530723A (en) | Encapsulation of ion exchange resins | |
US4859367A (en) | Waste solidification and disposal method | |
JP2513690B2 (ja) | 放射性廃棄物の固化剤 | |
US4173546A (en) | Method of treating waste material containing radioactive cesium isotopes | |
US4537710A (en) | Method of storing radioactive wastes using modified tobermorite | |
RU2122754C1 (ru) | Композиция на основе природных и искусственных алюмосиликатных материалов для отверждения жидких низко- и среднеактивных отходов с высокой концентрацией солей натрия, содержащих радиоцезий | |
US4594186A (en) | Method for improving the radionuclide retention properties of solidified radioactive wastes | |
FI129112B (fi) | Menetelmä nestemäisten jätteiden käsittelemiseksi ja kiinteyttämiseksi | |
JP3809045B2 (ja) | 沸騰水型原子力発電所から生じた低レベル放射性湿潤廃棄物の共固化方法 | |
GB2101797A (en) | Treating radioactively contaminated ion-exchange resins | |
RU2154317C2 (ru) | Способ переработки жидких радиоактивных отходов | |
JPH06300893A (ja) | 放射性廃棄物の固型化材料 | |
RU2225049C1 (ru) | Способ кондиционирования жидких радиоактивных отходов с высоким солесодержанием | |
USH625H (en) | Grout formulation for disposal of low-level and hazardous waste streams containing fluoride | |
RU2206933C2 (ru) | Способ включения радиоактивных ионообменных смол в быстротвердеющие цементы | |
RU2087043C1 (ru) | Способ отверждения радиоактивных отходов | |
JPS62267699A (ja) | 放射性廃棄物の固化処理方法 | |
JPH0232600B2 (ja) | Ionkokanjushisuiseiekikongobutsuosementochunifunyusuruhoho | |
RU2217825C2 (ru) | Способ включения радиоактивных ионообменных смол в портландцементное связующее | |
NL8401345A (nl) | Werkwijze voor het inkapselen resp. omhullen van radioactieve afvalmaterialen. | |
RU2116682C1 (ru) | Способ переработки жидких радиоактивных отходов | |
Guzii et al. | Application of alkali-activated cements for immobilization of dry low-level radioactive waste containing copper ferrocyanide | |
Solutions | Dual Solidification Process of BN-350 Liquid Radioactive Waste Using High Technology Polymers and Newly Designed Encapsulation Techniques | |
RU2201630C2 (ru) | Способ переработки кислотных жидких радиоактивных отходов | |
Merz et al. | Characterization ofRadioactive Wastes Incorporated in a Cement Matrix |