RU2139584C1

RU2139584C1 - Method of solidification of filter-perlite pulps

Info

Publication number: RU2139584C1
Application number: RU98111466A
Authority: RU
Inventors: О.Л. Масанов; А.Л. Киселев-Дмитриев
Priority date: 1998-06-10
Filing date: 1998-06-10
Publication date: 1999-10-10

Abstract

FIELD: methods of processing of radioactive wastes; applicable in solidification of filter-perlite pulps by their cementing. SUBSTANCE: invention consists in that in method of solidification of filter-perlite pulps containing radioactive wastes by their inclusion into inorganic binder, filter-perlite pulp, prior to solidification, is subjected to preliminary comminution to bulk weight of perlite of 0.65-0.8 g/cu.cm. EFFECT: increased degree of compound filling up to 50 wt % with perlite and reduced volume of buried wastes. 2 cl, 1 tbl

Description

Изобретение относится к способам переработки радиоактивных отходов и может быть использовано при отверждении фильтроперлитных пульп путем их центрирования. The invention relates to methods for processing radioactive waste and can be used in the curing of filter-perlite pulps by centering them.

Пульпы отработавшего фильтроперлита являются специфической категорией отходов, образующихся на АЭС с реакторами большой мощности кипящими (РБМК) и радиохимических производствах. Pulps of spent filter perlite are a specific category of waste generated at nuclear power plants with high boiling point reactors (RBMK) and radiochemical plants.

Применяемый в качестве фильтрующего материала перлит представляет собой алюмосиликатный порошок с размером частиц около 80 мкм. Насыпная масса перлита не более 0,15 г/см³, а удельная поверхность достигает 2-5 м²/г.Perlite used as a filter material is an aluminosilicate powder with a particle size of about 80 microns. The bulk density of perlite is not more than 0.15 g / cm ³ and the specific surface reaches 2-5 m ² / g.

Основными компонентами перлита являются оксид кремния - 75%, оксид алюминия - 17%, оксиды натрия и калия - 7%, а также оксиды ряда металлов. The main components of perlite are silicon oxide - 75%, alumina - 17%, sodium and potassium oxides - 7%, as well as a number of metal oxides.

Известен способ отверждения пульп отработавшего фильтроперлита, заключающийся в смешении с их неорганическим вяжущим материалом, например портландцементом (Никифоров А. С. и др. "Обезвоживание жидких радиоактивных отходов", М. , 1985, с. 130-134). Недостатком данного способа является ограничение степени наполнения конечного отвержденного продукта - компаунда ~ 10 мас.% по сухому перлиту, вследствие чего образуется значительный объем захораниваемых отходов. A known method of curing the pulps of spent filter perlite, which consists in mixing with their inorganic binders, such as Portland cement (A. Nikiforov and others. "Dehydration of liquid radioactive waste", M., 1985, S. 130-134). The disadvantage of this method is the limitation of the degree of filling of the final cured product - a compound of ~ 10 wt.% On dry perlite, as a result of which a significant amount of waste is generated.

Наиболее близким к предлагаемому способу по технической сущности и достигаемому результату является способ, включающий смешение пульпы фильтроперлита с неорганическим вяжущим - портландцементом (Соболев А. и др. "Практика производственного цементирования радиоактивных отходов на экспериментальной установке". -Сб. докладов научно-технической конференции специалистов стран-членов СЭВ "Исследования в области обработки и захоронения радиоактивных отходов" (ГДР), М., 1968, с. 306-315). Closest to the proposed method in terms of technical nature and the achieved result is a method comprising mixing pulp of filter perlite with an inorganic binder - Portland cement (A. Sobolev et al. "Practice of cementing radioactive waste in an experimental installation." CMEA member countries "Research in the field of processing and disposal of radioactive waste" (GDR), Moscow, 1968, pp. 306-315).

Недостатком данного способа является относительно небольшая степень наполнения конечного продукта по фильтроперлиту (~12 мас.%). Превышение указанной величины степени наполнения по перлиту приводит к образованию слабосвязанной массы с низкой механической прочностью на сжатие (<50 кг/см²), не отвечающей требованиям, предъявляемым к отходам при захоронении.The disadvantage of this method is the relatively small degree of filling of the final product according to filter perlite (~ 12 wt.%). Exceeding the indicated value of the degree of filling in perlite leads to the formation of a loosely bound mass with low mechanical compressive strength (<50 kg / cm ² ) that does not meet the requirements for waste during disposal.

Технической задачей изобретения является разработка способа отверждения фильтроперлитных пульп, позволяющего получить конечный продукт-компаунд со степенью наполнения по фильтроперлиту до 50 мас.%. An object of the invention is to develop a method of curing filter perlite pulps, which allows to obtain the final product compound with a degree of filling in filter perlite up to 50 wt.%.

Поставленную техническую задачу решает предложенный способ, включающий механическую обработку фильтроперлитной пульпы в линейном индукционном вращателе до насыпной массы 0,65-0,80 г/см³ с последующим включением пульпы в неорганическое вяжущее, например портландцемент.The technical problem is solved by the proposed method, which includes machining the filter-perlite pulp in a linear induction rotator to a bulk density of 0.65-0.80 g / cm ³ , followed by the inclusion of the pulp in an inorganic binder, such as Portland cement.

Отверждение предварительно измельченной пульпы фильтроперлита позволяет увеличить степень наполнения компаунда с 10-12 до 40-50 мас.%, сократить расход вяжущего с 4,6 до 0,4 т на 1 т фильтроперлита и в 3,5-4 раза уменьшить объем захораниваемых отходов, что является новым техническим результатом ввиду высокой стоимости хранения, перевозки и захоронения радиоактивных материалов. The curing of pre-ground pulp of filter perlite allows to increase the degree of filling of the compound from 10-12 to 40-50 wt.%, To reduce the consumption of binder from 4.6 to 0.4 tons per 1 ton of filter perlite and to reduce the volume of landfill waste by 3.5-4 times , which is a new technical result due to the high cost of storage, transportation and disposal of radioactive materials.

При отверждении 1 т фильтроперлита по способу-прототипу, объем захораниваемого радиоактивного материала составляет в среднем 5,5 м³, а по предлагаемому способу - 0,94 м³.When curing 1 ton of filter perlite according to the prototype method, the volume of radioactive material stored is on average 5.5 m ³ , and according to the proposed method - 0.94 m ³ .

Пример конкретного выполнения. An example of a specific implementation.

Пример 1. Example 1

Пульпу фильтроперлита (50 г фильтроперлита), содержащую 400 г воды измельчают в линейном индукционном вращателе в течение 1 мин. Из полученной массы удаляют избыток воды 375 г, затем массу смешивают с портландцементом 50 г при водовяжущем отношении 0,5. Полученный компаунд выдерживают для твердения в течение 28 суток. Содержание отхода в компаунде 40 мас.%, прочность на сжатие через 28 суток - 250 кг/см², скорость выщелачивания радионуклидов 10^-4 г/см²•сутки.A pulper of filter perlite (50 g of filter perlite) containing 400 g of water is ground in a linear induction rotator for 1 min. An excess of 375 g of water is removed from the resulting mass, then the mass is mixed with Portland cement 50 g at a water binder ratio of 0.5. The resulting compound was incubated for hardening for 28 days. The waste content in the compound is 40 wt.%, The compressive strength after 28 days is 250 kg / cm ² , the leaching rate of radionuclides is 10 ^-4 g / cm ² • day.

Пример 2. Example 2

Измельченную пульпу фильтроперлита смешивают с портландцементом 25 г при водовяжущем отношении 1,0, содержание отхода - 50 мас.%. The crushed pulp of filter perlite is mixed with Portland cement 25 g at a water-binding ratio of 1.0, the waste content is 50 wt.%.

После твердения в течение 28 суток полученный компаунд имеет прочность 70 кг/см². Скорость выщелачивания радионуклидов 10^-4 г/см²•сутки.After hardening for 28 days, the resulting compound has a strength of 70 kg / cm ² . The rate of leaching of radionuclides 10 ^-4 g / cm ² • day.

Как видно на приведенных в таблице данных, предварительное измельчение пульпы фильтроперлита позволяет получить цементные компаунды со степенью наполнения по перлиту до 50 мас.% с прочностью на сжатие > 50 кг/см² и скоростью выщелачивания радионуклидов 10^-4 г/см²•сутки, что удовлетворяет требованиям, предъявляемым к отходам при захоронении.As can be seen from the data given in the table, preliminary grinding of filter perlite pulp allows to obtain cement compounds with perlite filling up to 50 wt.% With compressive strength> 50 kg / cm ² and radionuclide leaching rate of 10 ^-4 g / cm ² • day, which meets the requirements for waste during disposal.

Claims

1. The method of curing filter perlite pulps containing radioactive waste by incorporating them into an inorganic binder, characterized in that the filter perlite pulps are subjected to preliminary grinding to a bulk density of perlite 0.65 - 0.80 g / cm ³ .

2. The method according to claim 1, characterized in that Portland cement is used as an inorganic binder.