RU2154317C2 - Method for recovering liquid radioactive wastes - Google Patents
Method for recovering liquid radioactive wastes Download PDFInfo
- Publication number
- RU2154317C2 RU2154317C2 RU98111584A RU98111584A RU2154317C2 RU 2154317 C2 RU2154317 C2 RU 2154317C2 RU 98111584 A RU98111584 A RU 98111584A RU 98111584 A RU98111584 A RU 98111584A RU 2154317 C2 RU2154317 C2 RU 2154317C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- sodium silicate
- solution
- sodium
- clay component
- sorbent
- Prior art date
Links
Abstract
Description
Изобретение относится к области ядерной энергетики и технологии, а именно к технологии переработки жидких среднеактивных отходов АЭС, ядерных энергетических установок, радиохимических производств, ядерных научных центров. The invention relates to the field of nuclear energy and technology, in particular to a technology for processing liquid medium-level waste from nuclear power plants, nuclear power plants, radiochemical plants, and nuclear research centers.
Известен способ переработки жидких радиоактивных отходов цементированием концентратов жидких отходов с использованием заменяющего цемент доменного гранулированного шлака и силиката натрия, а также добавок глинистых материалов или цеолитов в вяжущую систему для отверждения жидких радиоактивных отходов [Никифоров А.С., Куличенко В.В., Жихарев М.И. - Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. М.: Энергоатомиздат, 1985, с. 130-132]. Недостатком этого способа является невысокая степень наполнения цемента радионуклидами, увеличение объемов радиоактивных отходов при их отверждении, невысокая водоустойчивость цементного компаунда. A known method of processing liquid radioactive waste by cementing liquid waste concentrates using cement replacing blast furnace granular slag and sodium silicate, as well as additives of clay materials or zeolites in a cementing system for solidification of liquid radioactive waste [AS Nikiforov, VV Kulichenko, Zhikharev M.I. - Disposal of liquid radioactive waste. M .: Energoatomizdat, 1985, p. 130-132]. The disadvantage of this method is the low degree of filling of cement with radionuclides, the increase in the volume of radioactive waste during curing, and the low water resistance of the cement compound.
Наиболее близким техническим решением является способ переработки ЖРО путем очистки на селективных сорбентах после их предварительной обработки различными окислителями и последующего цементирования отработавшего сорбента [Лифанов Ф. А., Савкин А.Е., Сластенников Ю.Т. Очистка высокосолевых жидких радиоактивных отходов методом селективной сорбции. - В сб. "Радиоактивные отходы. Хранение, транспортировка, переработка. Влияние на человека и окружающую среду. Тезисы докладов." Материалы международной конференции 14-18 октября 1996 г. , - С. -Петербург: Администрация С.-Петербурга, ЦНИИ КМ "Прометей", доклад С-21,1996.]. Недостатками этого способа являются необходимость использования дополнительного оборудования, реактивов и материалов для проведения окисления ЖРО и улавливания радионуклидов, выделяющихся с продуктами окисления, применение дорогостоящих синтетических сорбентов, относительно невысокое сокращение объемов получаемых твердых радиоактивных отходов, относительно невысокая водостойкость цементных компаундов. The closest technical solution is a method for processing LRW by purification on selective sorbents after their preliminary treatment with various oxidizing agents and subsequent cementing of the spent sorbent [Lifanov F. A., Savkin A.E., Slastennikov Yu.T. Purification of high salt liquid radioactive waste by selective sorption. - On Sat "Radioactive waste. Storage, transportation, processing. Impact on humans and the environment. Abstracts." Proceedings of the international conference October 14-18, 1996, - St. Petersburg: Administration of St. Petersburg, Central Research Institute of CM "Prometheus", report C-21.1996.]. The disadvantages of this method are the need to use additional equipment, reagents and materials for the oxidation of LRW and the capture of radionuclides released with oxidation products, the use of expensive synthetic sorbents, a relatively low reduction in the volume of solid radioactive waste obtained, and relatively low water resistance of cement compounds.
Перед авторами стояла задача устранить указанные недостатки, повысить водоустойчивость цементного камня за счет разработки вяжущей системы, позволяющей получать новый тип цементного компаунда - шлакощелочной цементный камень; увеличить коэффициент сокращения объема ЖРО, подлежащих долговременному хранению или захоронению после их переработки; упростить и удешевить технологию за счет использования определенных природных материалов в качестве сорбентов; повысить безопасность процесса переработки жидких радиоактивных отходов за счет исключения стадии окисления ЖРО. Для решения этой задачи предлагается способ переработки ЖРО путем сорбции радионуклидов на природных цеолитах в статических или динамических условиях и последующего цементирования отработавшего сорбента с использованием сухих компонентов вяжущей системы, содержащих доменный гранулированный шлак и глинистый материал, и раствора силиката натрия. Такой состав вяжущей системы позволяет получать новый тип цемента - шлакощелочной цемент /геоцемент/. The authors were faced with the task of eliminating these shortcomings, increasing the water resistance of cement stone by developing a cementing system that allows to obtain a new type of cement compound - slag alkali cement stone; increase the coefficient of reduction in the volume of LRW subject to long-term storage or disposal after their processing; to simplify and reduce the cost of technology through the use of certain natural materials as sorbents; to increase the safety of liquid radioactive waste processing by eliminating the stage of oxidation of LRW. To solve this problem, a method for processing LRW by sorption of radionuclides on natural zeolites under static or dynamic conditions and subsequent cementing of the spent sorbent using dry components of the binder system containing blast furnace granulated slag and clay material and a solution of sodium silicate is proposed. This composition of the cementing system allows you to get a new type of cement - slag alkali cement / geocement /.
Выбор природного цеолита в качестве сорбента, например клиноптилолита или морденита, был обусловлен рядом следующих факторов:
- селективной сорбцией радионуклидов цезий-137 и стронций-90 из растворов ЖРО, позволяющей снизить их концентрацию в водносолевом растворе с 105 - 1010 Бк/л до концентрации ниже допустимой в соответствии с нормами радиационной безопасности НРБ - 76/87. Это обеспечивает высокое наполнение геоцемента радионуклидами (до 3,7•1010 Бк/кг) и значительное сокращение объемов среднеактивных ЖРО после фиксации сорбента в геоцементном камне (в 300 - 500 раз для растворов с солесодержанием до 20 г/л и в 30-70 раз для растворов с солесодержанием более 20 г/л). Радионуклиды цезий-137 и стронций-90 вносят основной вклад в радиоактивность ЖРО среднего уровня удельной активности (90% и более от суммарной β,γ- активности ЖРО);
- сходством сорбента и новообразований шлакощелочной вяжущей системы по элементному составу и структурообразующим группам, что обеспечивает высокую механическую и химическую устойчивость геоцемента, получаемого при гидратационном твердении вяжущей системы. Такие свойства геоцемента обусловлены непосредственным участием сорбента в создании структурообразующих элементов в контактных зонах и удержанием радионуклидов в химически связанном состоянии в структуре образовавшегося минералоподобного камня;
- относительно низкой стоимостью природных цеолитов - гидроалюмосиликатов щелочных и щелочноземельных элементов по сравнению с искусственными синтетическими сорбентами.The choice of natural zeolite as a sorbent, for example, clinoptilolite or mordenite, was determined by a number of the following factors:
- selective sorption of cesium-137 and strontium-90 radionuclides from LRW solutions, which makes it possible to reduce their concentration in a water-salt solution from 10 5 - 10 10 Bq / l to a concentration below the permissible level in accordance with radiation safety standards NRB - 76/87. This ensures a high filling of geocement with radionuclides (up to 3.7 • 10 10 Bq / kg) and a significant reduction in the volume of medium-active LRW after fixing the sorbent in a geocement stone (300–500 times for solutions with salinity up to 20 g / l and 30–70 times for solutions with salinity of more than 20 g / l). The radionuclides of cesium-137 and strontium-90 make the main contribution to the radioactivity of LRW of the average level of specific activity (90% or more of the total β, γ-activity of LRW);
- the similarity of the sorbent and neoplasms of the slag-alkali binder system in terms of elemental composition and structure-forming groups, which ensures high mechanical and chemical stability of geocement obtained by hydration hardening of the binder system. Such properties of geocement are due to the direct participation of the sorbent in the creation of structure-forming elements in the contact zones and the retention of radionuclides in a chemically bound state in the structure of the formed mineral-like stone;
- the relatively low cost of natural zeolites - hydroaluminosilicates of alkaline and alkaline earth elements in comparison with artificial synthetic sorbents.
Для цементирования отработавшего сорбента используют сухие компоненты вяжущей системы, содержащие до 40 мас.% природного цеолита (клиноптилолита, морденита) и 51-85 мас.% доменного гранулированного шлака. При этом используют глинистый материал в количестве 3-13 мас.%, а раствор силиката натрия с силикатным модулем 1,5 и плотностью 1,3 - 1,4 г/см3 в количестве, соответствующем содержанию в нем оксида натрия, обеспечивающему молярное отношение оксида натрия к оксиду алюминия в шлаке и глинистом материале, равном 1 -1,5.For cementing the spent sorbent, dry components of the binder system are used, containing up to 40 wt.% Natural zeolite (clinoptilolite, mordenite) and 51-85 wt.% Blast furnace granulated slag. In this case, clay material is used in an amount of 3-13 wt.%, And a sodium silicate solution with a silicate module of 1.5 and a density of 1.3 - 1.4 g / cm 3 in an amount corresponding to the content of sodium oxide in it, providing a molar ratio sodium oxide to aluminum oxide in the slag and clay material, equal to 1 -1.5.
Техническим результатом данного изобретения является то, что предлагаемый способ позволяет одновременно извлекать более 99,99% радионуклидов, в том числе радионуклидов цезия и стронция; обеспечивает перевод среднеактивных ЖРО в категорию нерадиоактивных по содержанию радионуклидов Cs-137, Cs-134, Sr-90, Sr-89 с концентрацией этих радионуклидов ниже допустимой концентрации в воде; облегчает дальнейшее обращение с водно-солевыми растворами после извлечения из них радионуклидов цезия и стронция; позволяет переводить ЖРО в твердые шлакощелочные цементные камни (геоцементы) с высокой механической прочностью (15 - 28 МПа) и водоустойчивостью (~10-6 г/см2сут.), с сокращением их объема более чем на два порядка при относительно небольшом расходе клиноптилолита (2 - 3 кг/м2 ЖРО) для растворов с солесодержанием до 20 г/л и в 30-70 раз с расходом клиноптилолита 15 - 20 кг/м3 ЖРО для растворов с солесодержанием более 20 г/л.The technical result of this invention is that the proposed method allows you to simultaneously extract more than 99.99% of radionuclides, including radionuclides of cesium and strontium; provides for the transfer of medium-active LRW to the category of non-radioactive in terms of radionuclides Cs-137, Cs-134, Sr-90, Sr-89 with a concentration of these radionuclides below the permissible concentration in water; facilitates further handling of water-salt solutions after extraction of cesium and strontium radionuclides from them; LRW can be converted into solid slag-alkali cement stones (geocements) with high mechanical strength (15 - 28 MPa) and water resistance (~ 10 -6 g / cm 2 days), with a reduction in their volume by more than two orders of magnitude with a relatively low consumption of clinoptilolite (2 - 3 kg / m 2 LRW) for solutions with salinity up to 20 g / l and 30-70 times with a clinoptilolite consumption of 15 - 20 kg / m 3 LRW for solutions with salinity more than 20 g / l.
Способ заключается в установлении pH ЖРО в интервале 8 - 12, отборе фракции природного цеолита - с размером частиц не более 3 мм, например, 0,2 -0,5 мм, модифицировании цеолита ионами натрия с помощью раствора гидроксида натрия, заполнении не менее двух адсорбционных колонок сорбентом с получением высоты слоя сорбента не менее 0,2 м, пропускании раствора ЖРО через адсорбционные колонки с линейной скоростью движения жидкой фазы через колонку не более 2,5 м/час таким образом, чтобы конечный раствор имел активность радионуклидов меньше их допустимой концентрации в воде, например, активность радионуклидов цезия меньше 5,6•102 Бк/л согласно нормам НРБ - 76/87. Для этого обеспечивают объемное соотношение очищаемого раствора и сорбента не более 1000: 1 для ЖРО с солесодержанием до 20 г/л и не более 300:1 для ЖРО с солесодержанием больше 20 г/л. При реализации способа в статических условиях сорбент выдерживают в растворе ЖРО в течение не менее трех часов. Затем готовят вяжущую систему смешиванием радиоактивного сорбента (до 40 мас.% от суммы сухих компонентов) с молотым доменным гранулированным шлаком (51-85 мас. %) и глинистым компонентом (3-13 мас.%). Далее сухие компоненты интенсивно перемешивают с раствором силиката натрия с силикатным модулем 1,5 и плотностью 1,3 - 1,4 г/см3 в количестве, соответствующем содержанию в нем оксида натрия, обеспечивающему молярное отношение оксида натрия к оксиду алюминия в доменном гранулированном шлаке и глинистом компоненте, равном 1 -1,5. Цементную массу помещают на 28 суток в емкость для отверждения при комнатной температуре и влажности воздушной среды, соответствующей насыщению воздуха парами воды при этой температуре. По окончании процесса твердения через 28 суток получают твердый продукт с механической прочностью на сжатие 15 - 28 МПа, скоростью выщелачивания в воду радионуклида Cs-137 ~10-6 г/см2/сут и Sr-90 ~10-4 г/см2/сут после 14 -80 суток испытаний и удельной радиоактивностью не более 3,7•1010 Бк/кг.The method consists in setting the pH of LRW in the range of 8 - 12, selecting a fraction of natural zeolite with a particle size of not more than 3 mm, for example, 0.2 -0.5 mm, modifying the zeolite with sodium ions using a solution of sodium hydroxide, filling at least two adsorption columns with a sorbent to obtain a sorbent layer height of at least 0.2 m, passing LRW solution through adsorption columns with a linear velocity of the liquid phase through the column of no more than 2.5 m / h so that the final solution has radionuclide activity less than their permissible concentrations in water, for example, the activity of cesium radionuclides is less than 5.6 • 10 2 Bq / l according to NRB standards - 76/87. For this, the volume ratio of the solution to be purified and the sorbent is not more than 1000: 1 for LRW with salinity up to 20 g / l and not more than 300: 1 for LRW with salinity more than 20 g / l. When implementing the method in static conditions, the sorbent is kept in a LRW solution for at least three hours. Then an astringent system is prepared by mixing a radioactive sorbent (up to 40 wt.% Of the total dry components) with ground blast furnace granulated slag (51-85 wt.%) And a clay component (3-13 wt.%). Next, the dry components are intensively mixed with a solution of sodium silicate with a silicate module of 1.5 and a density of 1.3 - 1.4 g / cm 3 in an amount corresponding to the content of sodium oxide in it, providing a molar ratio of sodium oxide to alumina in blast furnace granulated slag and a clay component equal to 1 -1.5. The cement mass is placed for 28 days in a container for curing at room temperature and air humidity, corresponding to the saturation of air with water vapor at this temperature. At the end of the hardening process, after 28 days a solid product is obtained with a mechanical compressive strength of 15 - 28 MPa, a radionuclide leaching rate of Cs-137 ~ 10 -6 g / cm 2 / day and Sr-90 ~ 10 -4 g / cm 2 into water / day after 14 -80 days of testing and specific radioactivity of not more than 3.7 • 10 10 Bq / kg.
В качестве доказательства практического использования предлагаемого изобретения ниже приводятся примеры его реализации. As evidence of the practical use of the invention, examples of its implementation are given below.
Пример 1. Навеску 50,0 г природного клиноптилолита дробили, рассеивали по фракциям, отбирали фракцию с размером частиц 0,2 - 0,5 мм и модифицировали ионами натрия обработкой порции клиноптилолита массой 40,0 г раствором гидроксида натрия с концентрацией 3,0 моль/л. Заполняли модифицированным клиноптилолитом три адсорбционные колонки с внутренним диаметром 0,8 см таким образом, чтобы слой сорбента в каждой колонке составлял 20,0 см. В модельном растворе ЖРО с содержанием неорганических веществ 13,0 г/л (NaNO3, KNO3, NH4NO3, Ca(NO3)2, Sr(NO3)2 и удельной активностью радионуклида Cs-137 6,5•107 Бк/л устанавливали pH = 8,0 с помощью раствора NaOH и пропускали его через адсорбционные колонки со скоростью 2,5 м/час. После пропускания 1000 колоночных объемов (10 л) через первую колонку получали раствор N 1 с удельной активностью Cs-137 5,8•105 Бк/л. После пропускания 1000 колоночных объемов раствора N 1 через вторую колонку получали раствор N 2 с удельной активностью радионуклида Cs-137 3•103 Бк/л. После пропускания раствора N 2(700 колоночных объемов или 7 л) через третью колонку получали конечный раствор с удельной активностью 5,2•102 Бк/л, т.е. ниже допустимой концентрации радионуклида Cs-137 в воде согласно нормам НРБ-76/87. Суммарный коэффициент очистки составлял 1,25•105, степень сорбции радионуклида Cs-137 составляла 99,999%.Example 1. A sample of 50.0 g of natural clinoptilolite was crushed, dispersed into fractions, a fraction with a particle size of 0.2 - 0.5 mm was taken and modified with sodium ions by treating a portion of clinoptilolite with a mass of 40.0 g with a solution of sodium hydroxide with a concentration of 3.0 mol / l Three adsorption columns with an inner diameter of 0.8 cm were filled with modified clinoptilolite so that the adsorbent layer in each column was 20.0 cm. In a model LRW solution with an inorganic content of 13.0 g / l (NaNO 3 , KNO 3 , NH 4 NO 3 , Ca (NO 3 ) 2 , Sr (NO 3 ) 2 and the specific activity of the radionuclide Cs-137 6.5 • 10 7 Bq / l, pH = 8.0 was established using a NaOH solution and passed through adsorption columns with a speed of 2.5 m / h After passing 1000 column volumes (10 l) through the first column received a solution of N 1 with a specific activity of Cs-137 5.8 • 1 0 5 Bq / L. After passing 1000 column volumes of N 1 solution through the second column, N 2 solution with a specific activity of the radionuclide Cs-137 3 • 10 3 Bq / L was obtained. After passing N 2 solution (700 column volumes or 7 L) through the third column received the final solution with a specific activity of 5.2 • 10 2 Bq / l, that is, below the permissible concentration of Cs-137 radionuclide in water according to the standards NRB-76 / 87. The total purification coefficient was 1.25 • 10 5 , the degree of sorption of the Cs-137 radionuclide was 99.999%.
Сорбент из первых двух колонок массой 16,4 г смешивали с 20,9 г молотого доменного гранулированного шлака по ГОСТ 3476-74 и с 3,7 г каолина. Получали смесь сухих компонентов вяжущей системы, в которой содержание сорбента составляло 40 мас. %, шлака 51 мас.%, а каолин 9 %. К этой смеси добавляли 13,8 см3 раствора силиката натрия с силикатным модулем 1,5 и удельной плотностью 1,4 г/см3 (молярное отношение оксида натрия в силикате натрия к оксиду алюминия в шлаке и каолине составляло 1,5) и интенсивно перемешивали в течение 15 минут. Цементную массу помещали в формы (емкости) для отверждения на 28 суток при нормальных влажностных условиях. Через 28 суток получали твердый продукт с механической прочностью на сжатие 24,6 МПа и скоростью выщелачивания Cs-137 из образца в воду 1,1•10-6 г/см2•сутки после испытаний в течение 35 суток. Удельная активность твердого продукта составляла 1,44•1010Бк/кг, то есть продукт относят к среднеактивным отходам. Общий объем отвержденного продукта, полученного из 16,4 г сорбента, составлял ~24 см3 Коэффициент сокращения объема радиоактивных отходов при очистке ~10 л ЖРО составлял ~417. Сорбент из третьей колонки использовали для очистки новых порций ЖРО.The sorbent from the first two columns weighing 16.4 g was mixed with 20.9 g of ground blast furnace granulated slag according to GOST 3476-74 and with 3.7 g of kaolin. A mixture of dry components of the binder system was obtained, in which the sorbent content was 40 wt. %, slag 51 wt.%, and kaolin 9%. To this mixture was added 13.8 cm 3 of a sodium silicate solution with a silicate module of 1.5 and a specific gravity of 1.4 g / cm 3 (the molar ratio of sodium oxide in sodium silicate to aluminum oxide in slag and kaolin was 1.5) and intensively stirred for 15 minutes. The cement mass was placed in molds (containers) for curing for 28 days under normal humidity conditions. After 28 days, a solid product was obtained with a mechanical compressive strength of 24.6 MPa and a leaching rate of Cs-137 from the sample into water 1.1 • 10 -6 g / cm 2 • day after testing for 35 days. The specific activity of the solid product was 1.44 • 10 10 Bq / kg, that is, the product is classified as moderately active waste. The total volume of the cured product obtained from 16.4 g of sorbent was ~ 24 cm 3. The coefficient of reduction of the volume of radioactive waste during treatment of ~ 10 l LRW was ~ 417. The sorbent from the third column was used to clean new portions of LRW.
Пример 2. Порцией клиноптилолита в натриевой форме массой 9,6 г с размером частиц 0,2-0,5 мм, подготовленного по примеру 1, заполняли три адсорбционные колонки с внутренним диаметром 5 мм, так что высота слоя сорбента в них составляла 20 см. Готовили модельный раствор ЖРО с содержанием неорганических веществ 13,0 г/л (NaNO3, CsNO3) и удельной активностью радионуклида Sr-90 1,47•107 Бк/л, устанавливали pH 8,0 с помощью раствора гидроксида натрия; раствор пропускали через адсорбционные колонки со скоростью 2,5 м/ч. После пропускания 800 колоночных объемов (3,2 л) модельного раствора через первую колонку получали раствор N 1 с удельной активностью Sr-90 2,6•106Бк/л. После пропускания 600 колоночных объемов раствора N 1 через вторую колонку получали раствор N 2 с удельной активностью радионуклида Sr-90 8,2•104 Бк/л. После пропускания 100 колоночных объемов раствора N 2 через третью колонку получали конечный раствор с удельной активностью 13,9 Бк/л, то есть ниже допустимой концентрации радионуклида Sr-90 в воде согласно нормам НРБ-76/87. Суммарный коэффициент очистки составлял 1,05•106, степень сорбции радионуклида Sr-90 составила 99,9999%.Example 2. A portion of clinoptilolite in sodium form weighing 9.6 g with a particle size of 0.2-0.5 mm prepared according to Example 1 was filled with three adsorption columns with an inner diameter of 5 mm, so that the height of the sorbent layer in them was 20 cm A model LRW solution was prepared with an inorganic content of 13.0 g / L (NaNO 3 , CsNO 3 ) and a specific activity of the Sr-90 radionuclide of 1.47 • 10 7 Bq / L, the pH was adjusted to 8.0 using sodium hydroxide solution; the solution was passed through adsorption columns at a speed of 2.5 m / h. After passing 800 column volumes (3.2 L) of the model solution through the first column, N 1 solution with a specific activity of Sr-90 of 2.6 • 10 6 Bq / L was obtained. After passing 600 column volumes of N 1 solution through the second column, N 2 solution with a specific activity of Sr-90 radionuclide of 8.2 • 10 4 Bq / l was obtained. After passing 100 column volumes of N 2 solution through the third column, a final solution was obtained with a specific activity of 13.9 Bq / L, that is, below the permissible concentration of Sr-90 radionuclide in water according to NRB-76/87. The total cleaning coefficient was 1.05 • 10 6 , the degree of sorption of the radionuclide Sr-90 was 99.9999%.
Сорбент из первых двух колонок массой 6,4 г смешивали с 12,8 г молотого доменного гранулированного шлака по ГОСТ 3476-74 и с 2,1 г каолина. Получали смесь сухих компонентов вяжущей системы, в которой содержание сорбента составляло 30 мас. %, шлака - 60 мас.%, а каолина 10%. К этой смеси добавляли 5,5 см3 раствора силиката натрия с силикатным модулем 1,5 и удельной плотностью 1,35 г/см3 (молярное отношение оксида натрия в силикате натрия к оксиду алюминия в шлаке и каолине составляло 1) и интенсивно перемешивали в течение 10 минут. Цементную массу помещали в форму для отверждения на 28 суток при нормальных влажностных условиях. Через 28 суток получали твердый продукт (геоцемент) с механической прочностью на сжатие 20,9 МПа и скоростью выщелачивания радионуклида Sr-90 из образца в воду, установленную по ГОСТ 29114-91, <3•10-4 г/см2•сутки после испытаний в течение 81 суток. Удельная активность твердого продукта составляла ~ 1,8•109 Бк/кг, то есть продукт относят к среднеактивным отходам. Общий объем отвержденного продукта составлял ~ 0,012 л. Коэффициент сокращения объема радиоактивных отходов при очистке 3,2 л модельного раствора ЖРО составлял ~267. Сорбент из третьей колонки использовали для очистки новых порций ЖРО.The sorbent from the first two columns weighing 6.4 g was mixed with 12.8 g of ground blast furnace granulated slag according to GOST 3476-74 and with 2.1 g of kaolin. Received a mixture of dry components of the binder system, in which the sorbent content was 30 wt. %, slag - 60 wt.%, and kaolin 10%. To this mixture was added 5.5 cm 3 of a sodium silicate solution with a silicate module of 1.5 and a specific gravity of 1.35 g / cm 3 (the molar ratio of sodium oxide in sodium silicate to aluminum oxide in slag and kaolin was 1) and intensively mixed in for 10 minutes. The cement mass was placed in the form for curing for 28 days under normal humidity conditions. After 28 days, a solid product (geocement) was obtained with a mechanical compressive strength of 20.9 MPa and a rate of leaching of the Sr-90 radionuclide from the sample into water, established in accordance with GOST 29114-91, <3 • 10 -4 g / cm 2 • day after tests for 81 days. The specific activity of the solid product was ~ 1.8 • 10 9 Bq / kg, that is, the product is classified as moderately active waste. The total volume of the cured product was ~ 0.012 L. The coefficient of reduction in the volume of radioactive waste during the purification of 3.2 L of the LRW model solution was ~ 267. The sorbent from the third column was used to clean new portions of LRW.
Пример 3. Порцией клиноптилолита в натриевой форме массой 64,0 г с размером частиц 0,2-0,5 мм, подготовленного по примеру 1, заполняли две адсорбционные колонки с внутренним диаметром 12,5 мм так, что высота слоя сорбента в них составляла 34 см. Реальный раствор ЖРО ГНЦ РФ-ФЭИ с общим содержанием веществ 46,5 г/л (из них органических веществ, включая поверхностно-активные вещества, 13,2 г/л), удельной активностью радионуклидов Cs-137 2,3•107 Бк/л, U-234+Am-241 6,9•103 Бк/л, Pu-239+240 9,4•102 Бк/л и pH 12,0 пропускали через адсорбционные колонки со скоростью 2,5 м/ч. После пропускания 50 колоночных объемов (~2 л) реального раствора через первую колонку получали раствор N 1 с удельной активностью Cs-137 3,9•104 Бк/л, U-234+Am-241 1,28•102 Бк/л и Pu-239+240 20 Бк/л. После пропускания 140 колоночных объемов (~ 5,7 л) раствора N 1 через вторую колонку получали конечный раствор с удельной активностью радионуклида Cs-137 5,0 •102 Бк/л, то есть ниже допустимой концентрации этого радионуклида в воде согласно нормам НРБ-76/87. Суммарный коэффициент очистки от радионуклида Cs-137 составлял 570, степень сорбции - 99,998%. Коэффициент очистки от радионуклидов U-234+Am-241 и Pu-239+240 после пропускания реального раствора через первую колонку составлял 54 и 47, соответственно.Example 3. A portion of clinoptilolite in sodium form weighing 64.0 g with a particle size of 0.2-0.5 mm prepared according to Example 1 was filled with two adsorption columns with an inner diameter of 12.5 mm so that the height of the sorbent layer in them was 34 cm. Real LRW solution of the SSC RF-IPPE with a total substance content of 46.5 g / l (of which organic substances, including surfactants, 13.2 g / l), specific activity of Cs-137 radionuclides 2.3 • 10 7 Bq / l, U-234 + Am-241 6.9 • 10 3 Bq / l, Pu-239 + 240 9.4 • 10 2 Bq / l and pH 12.0 were passed through adsorption columns at a rate of 2, 5 mph After passing 50 column volumes (~ 2 L) of the real solution through the first column, N 1 solution with a specific activity of Cs-137 of 3.9 • 10 4 Bq / l, U-234 + Am-241 1.28 • 10 2 Bq / was obtained l and Pu-239 + 240 20 Bq / l. After passing 140 column volumes (~ 5.7 L) of solution N 1 through the second column, a final solution with a specific activity of the Cs-137 radionuclide of 5.0 • 10 2 Bq / l was obtained, that is, below the permissible concentration of this radionuclide in water according to the standards of NLR -76/87. The total coefficient of purification from the radionuclide Cs-137 was 570, the degree of sorption is 99.998%. The coefficient of purification from radionuclides U-234 + Am-241 and Pu-239 + 240 after passing the real solution through the first column was 54 and 47, respectively.
Сорбент из первой колонки массой 32 г смешивали с 63,5 г молотого доменного гранулированого шлака по ГОСТ 3476-74 и с 11,4 г каолина. Получали смесь сухих компонентов вяжущей системы, в которой содержание сорбента составляло 30 мас.%, шлака - 59,5 мас.%, а каолина 10,5%. К этой смеси добавляли 35,3 см3 раствора силиката натрия с силикатным модулем 1,5 и удельной плотностью 1,4 г/см3 (молярное отношение оксида натрия в силикате натрия к оксиду алюминия в шлаке и каолине составляло 1,5), интенсивно перемешивают в течение 15 минут. Цементную массу помещали в формы для отверждения на 28 суток при нормальных влажностных условиях. Через 28 суток получали твердый продукт (геоцемент) с механической прочностью на сжатие 17,4 МПа и скоростью выщелачивания радионуклида Cs-137 в воду 0,8•106 г/см2• сутки после испытаний в течение 35 суток. Удельная активность твердого продукта составляла 3,3•108 Бк/кг, то есть продукт относят к среднеактивным отходам. Общий объем отвержденного продукта составил ~0,064 л. Коэффициент сокращения объема радиоактивных отходов при очистке 2,0 л реального раствора ЖРО ГНЦ РФ-ФЭИ составлял ~30. Сорбент из второй колонки использовали для очистки новых порций ЖРО.The sorbent from the first column weighing 32 g was mixed with 63.5 g of ground blast furnace granulated slag according to GOST 3476-74 and with 11.4 g of kaolin. A mixture of dry components of the binder system was obtained, in which the sorbent content was 30 wt.%, Slag - 59.5 wt.%, And kaolin 10.5%. To this mixture was added 35.3 cm 3 of a sodium silicate solution with a silicate module of 1.5 and a specific gravity of 1.4 g / cm 3 (the molar ratio of sodium oxide in sodium silicate to aluminum oxide in slag and kaolin was 1.5), intensively mix for 15 minutes. The cement mass was placed in the mold for curing for 28 days under normal humidity conditions. After 28 days, a solid product (geocement) was obtained with a mechanical compressive strength of 17.4 MPa and a leaching rate of the Cs-137 radionuclide into water of 0.8 • 10 6 g / cm 2 • day after testing for 35 days. The specific activity of the solid product was 3.3 • 10 8 Bq / kg, that is, the product is classified as moderately active waste. The total volume of the cured product was ~ 0.064 L. The coefficient of reduction in the volume of radioactive waste during the purification of 2.0 L of a real LRW solution of the SSC RF-IPPE was ~ 30. The sorbent from the second column was used to clean new batches of LRW.
Пример 4. Порцию 0,5 г клиноптилолита в натриевой форме с размером частиц 0,2 - 0,5 мм помещали в 250 мл модельного раствора с солесодержанием 1,0 г/л, удельной активностью радионуклида Cs-137 3,8•103 Бк/л и pH 8,0. Объемное отношение раствора и сорбента составляло 625:1. Сорбент выдерживали в растворе при его перемешивании в течение трех часов и отделяли фильтрованием. Получали конечный раствор с удельной активностью радионуклида Cs-137 5,0•102 Бк/л, т.е. ниже допустимой концентрации радионуклида Cs-137 в воде согласно нормам НРБ-76/87.Example 4. A portion of 0.5 g clinoptilolite in sodium form with a particle size of 0.2 - 0.5 mm was placed in 250 ml of a model solution with a salinity of 1.0 g / l, specific activity of the radionuclide Cs-137 3.8 • 10 3 Bq / L and pH 8.0. The volume ratio of solution and sorbent was 625: 1. The sorbent was kept in solution with stirring for three hours and was separated by filtration. A final solution was obtained with a specific activity of the radionuclide Cs-137 of 5.0 • 10 2 Bq / l, i.e. below the permissible concentration of radionuclide Cs-137 in water according to the standards NRB-76/87.
Пример 5. Порцию сорбента морденита массой 9,6 г смешивали с 19,0 г молотого гранулированного шлака по ГОСТ 3476-74 и с 3,4 г каолина. Получали смесь сухих компонентов вяжущей системы, в которой содержание сорбента составляло 30 мас.%, шлака - 59,5 мас.%, а каолина 10,5%. К этой смеси добавляли 10,6 мл раствора силиката натрия с силикатным модулем 1,5 и удельной плотностью 1,35 г/см3 (молярное отношение оксида натрия в силикате натрия к оксиду алюминия в шлаке и каолине составляло 1,5). Смесь интенсивно перемешивали в течение 10 минут. Цементную массу помещали в форму для отверждения на 28 суток при нормальных влажностных условиях. Через 28 суток получали твердый продукт (геоцемент) с механической прочностью на сжатие 24,0 МПа, что ~ в 5 раз превышает принятое нормативное значение прочности на сжатие цементного камня, используемого для иммобилизации радиоактивных отходов.Example 5. A portion of the sorbent of mordenite weighing 9.6 g was mixed with 19.0 g of ground granulated slag according to GOST 3476-74 and with 3.4 g of kaolin. A mixture of dry components of the binder system was obtained, in which the sorbent content was 30 wt.%, Slag - 59.5 wt.%, And kaolin 10.5%. To this mixture was added 10.6 ml of a sodium silicate solution with a silicate module of 1.5 and a specific gravity of 1.35 g / cm 3 (the molar ratio of sodium oxide in sodium silicate to aluminum oxide in slag and kaolin was 1.5). The mixture was vigorously stirred for 10 minutes. The cement mass was placed in the form for curing for 28 days under normal humidity conditions. After 28 days, a solid product (geocement) was obtained with a mechanical compressive strength of 24.0 MPa, which is ~ 5 times higher than the accepted standard value of the compressive strength of cement stone used to immobilize radioactive waste.
Использование изобретения позволяет сократить объемы ЖРО при их переработке; использовать технологию цементирования для иммобилизации отработанного сорбента в механически прочный и водоустойчивый геоцемент; повысить водоустойчивость получаемых цементных компаундов; повысить безопасность и понизить стоимость переработки ЖРО и последующего хранения радиоактивных геоцементов; не требует перехода к высокоэнергоемкой технологии переработки высокоактивных сорбентов. Using the invention allows to reduce the volume of LRW during their processing; use cementing technology to immobilize spent sorbent into a mechanically strong and waterproof geocement; to increase the water resistance of the resulting cement compounds; increase safety and lower the cost of LRW processing and subsequent storage of radioactive geocements; It does not require a transition to a highly energy-intensive technology for processing highly active sorbents.
Claims (4)
Природный цеолит - Не более 40
Доменный гранулированный шлак - 51 - 85
Глинистый компонент - 3 - 13
а раствор силиката натрия используют в количестве, обеспечивающем молярное отношение оксида натрия, содержащегося в силикате натрия, к оксиду алюминия, содержащемуся в доменном гранулированном шлаке и глинистом компоненте, от 1 до 1,5.1. A method of processing liquid radioactive waste, including sorption of radionuclides on natural zeolites and cementing the resulting radioactive natural zeolites using an astringent system containing granulated blast furnace slag and a clay component mixed with sodium silicate solution, characterized in that the dry components of the astringent system are used for the following ratio, wt.%:
Natural zeolite - Not more than 40
Granulated blast furnace slag - 51 - 85
Clay component - 3 - 13
and a sodium silicate solution is used in an amount providing a molar ratio of sodium oxide contained in sodium silicate to aluminum oxide contained in blast furnace granulated slag and clay component, from 1 to 1.5.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU98111584A RU2154317C2 (en) | 1998-06-17 | 1998-06-17 | Method for recovering liquid radioactive wastes |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU98111584A RU2154317C2 (en) | 1998-06-17 | 1998-06-17 | Method for recovering liquid radioactive wastes |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU98111584A RU98111584A (en) | 2000-04-10 |
| RU2154317C2 true RU2154317C2 (en) | 2000-08-10 |
Family
ID=20207405
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU98111584A RU2154317C2 (en) | 1998-06-17 | 1998-06-17 | Method for recovering liquid radioactive wastes |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2154317C2 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2484833C1 (en) * | 2012-05-12 | 2013-06-20 | Федеральное государственное казенное военное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Военная академия войск радиационной, химической и биологической защиты и инженерных войск имени Маршала Советского Союза С.К. Тимошенко" | Method and agent for elimination of deposited iodine, cesium, strontium radionuclides |
| RU2664893C1 (en) * | 2017-08-22 | 2018-08-23 | Общество с ограниченной ответственностью "СТАЛКЕР" | Method for obtaining sorbent matrix material based on natural zeolite for immobilizing radionuclides |
-
1998
- 1998-06-17 RU RU98111584A patent/RU2154317C2/en not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| НИКИФОРОВ А.С. и др. обезвреживание жидких радиоактивных отходов. - М.: Энергоатомиздат, 1985, с. 130 - 132. * |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2484833C1 (en) * | 2012-05-12 | 2013-06-20 | Федеральное государственное казенное военное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Военная академия войск радиационной, химической и биологической защиты и инженерных войск имени Маршала Советского Союза С.К. Тимошенко" | Method and agent for elimination of deposited iodine, cesium, strontium radionuclides |
| RU2664893C1 (en) * | 2017-08-22 | 2018-08-23 | Общество с ограниченной ответственностью "СТАЛКЕР" | Method for obtaining sorbent matrix material based on natural zeolite for immobilizing radionuclides |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Koťátková et al. | Concrete and cement composites used for radioactive waste deposition | |
| Osmanlioglu | Treatment of radioactive liquid waste by sorption on natural zeolite in Turkey | |
| JP2912393B2 (en) | Radioactive waste treatment method | |
| JP5734807B2 (en) | Method for treating radioactive cesium and radioactive strontium-containing substances | |
| Kononenko et al. | Immobilization of NPP evaporator bottom high salt-bearing liquid radioactive waste into struvite-based phosphate matrices | |
| RU2381580C1 (en) | Method of stabilising highly saline high-activity wastes | |
| US4537710A (en) | Method of storing radioactive wastes using modified tobermorite | |
| RU2154317C2 (en) | Method for recovering liquid radioactive wastes | |
| CN114746956A (en) | Method for treating tritium-containing radioactive waste liquid | |
| Plecas et al. | Leaching of 60 Co and 137 Cs from spent ion exchange resins in cement-bentonite clay matrix | |
| JPH0140320B2 (en) | ||
| Trevorrow et al. | Compatibility of technologies with regulations in the waste management of H-3, I-129, C-14, and Kr-85. Part I. Initial information base | |
| JP3015593B2 (en) | Radioactive waste treatment method | |
| FI129112B (en) | Method for treating and solidifying liquid waste | |
| Sebesta et al. | Development of composite ion exchangers and their use in treatment of liquid radioactive wastes | |
| Dyer | Applications of natural zeolites in the treatment of nuclear wastes and fall-out | |
| RU2122754C1 (en) | Composition based on natural and artificial aluminosilicate materials for hardening liquid low- and medium-activity wastes with high concentration of sodium salts, among which is radioactive cesium | |
| Ichikawa et al. | Super Volume Reduction of ¹³⁷Cs-contaminated Solid Waste by Ion Chromatographic Elimination of Cs from ¹³⁷Cs-enriched Dust Generated by Pyroprocessing Decontamination | |
| Zamin et al. | Use of amorphous zirconium phosphate for the treatment of radioactive waste: II. Leaching studies of Cs and Sr isotopes from amorphous zirconium phosphate/cement composites | |
| JPH07256091A (en) | Material and method for fixing radioactive iodine | |
| Amaya et al. | Study of BiPbO 2 NO 3 for I-129 fixation under reducing conditions | |
| Singh et al. | Treatment options of low level liquid waste of ETP origin by synthetic zeolites | |
| RU2229180C2 (en) | Method for decontaminating radioactive liquid wastes | |
| Arnek et al. | Conditioning of nuclear power wastes for final disposal: use of zeolites in reactor waste treatment | |
| Rashid et al. | Sorption of radiocesium from liquid radioactive waste on clay and immobilization by baking the clay at elevated temperature |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20090618 |