RU2160937C1 - Monolithic block for immobilizing liquid radioactive wastes - Google Patents
Monolithic block for immobilizing liquid radioactive wastes Download PDFInfo
- Publication number
- RU2160937C1 RU2160937C1 RU99123974A RU99123974A RU2160937C1 RU 2160937 C1 RU2160937 C1 RU 2160937C1 RU 99123974 A RU99123974 A RU 99123974A RU 99123974 A RU99123974 A RU 99123974A RU 2160937 C1 RU2160937 C1 RU 2160937C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- mineral
- components
- monolithic block
- radioactive wastes
- radioactive waste
- Prior art date
Links
Images
Abstract
Description
Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к обезвреживанию жидких радиоактивных отходов (ЖРО), преимущественно среднего и высокого уровня активности. Наиболее эффективно заявляемое изобретение может быть реализовано при отверждении ЖРО, образующихся при регенерации отработавшего ядерного топлива, а также в радиохимических и металлургических производствах. The invention relates to nuclear energy, namely to the disposal of liquid radioactive waste (LRW), mainly of medium and high level of activity. The most effectively claimed invention can be implemented in the curing of LRW generated during the regeneration of spent nuclear fuel, as well as in radiochemical and metallurgical industries.
При эксплуатации АЭС и регенерации отработанного ядерного топлива на радиохимических производствах одной из главных задач является уменьшение объемов (концентрирование) радиоактивных отходов, а также перевод их в форму, удобную для надежного длительного хранения (500-1000 лет). Для этого их концентрируют путем выпаривания, сушки и включают в различные связующие (цемент, термопластичные органические связующие, стекло). Радиоактивные отходы в твердой форме занимают меньший объем и их значительно проще, дешевле и безопасней транспортировать и хранить. When operating a nuclear power plant and regenerating spent nuclear fuel at radiochemical plants, one of the main tasks is to reduce (concentrate) the amount of radioactive waste, as well as transfer it into a form convenient for reliable long-term storage (500-1000 years). To do this, they are concentrated by evaporation, drying and included in various binders (cement, thermoplastic organic binders, glass). Solid-state radioactive waste is smaller and much simpler, cheaper and safer to transport and store.
Известен монолитный блок (компаунд) для иммобилизации ЖРО, содержащий концентрированные отходы, отвержденные с помощью цемента (Патент ФРГ N 2648263, кл. G 21 F 9/16, 1972 г.). Недостатком такого блока является увеличение в 1,5-2 раза объема отходов. Кроме того, цементные блоки необходимо хранить в специальных могильниках, не допускающих контакта с водой, так как скорость выщелачивания радионуклидов из цементных блоков весьма высокая. Кроме того, прочность на сжатие цементных блоков не превышает 2 - 8 МПа. Known monolithic block (compound) for the immobilization of LRW containing concentrated waste, solidified using cement (German Patent N 2648263, CL G 21 F 9/16, 1972). The disadvantage of this unit is an increase of 1.5-2 times the volume of waste. In addition, cement blocks must be stored in special repositories that do not allow contact with water, since the rate of leaching of radionuclides from cement blocks is very high. In addition, the compressive strength of cement blocks does not exceed 2 - 8 MPa.
Известен монолитный блок для иммобилизации жидких радиоактивных отходов, содержащий предварительно отвержденные отходы и защитный слой (Патент Российской Федерации N 2059311, кл. G 21 F 9/16, 1993 г.). Known monolithic block for immobilization of liquid radioactive waste containing pre-solidified waste and a protective layer (Patent of the Russian Federation N 2059311, CL G 21 F 9/16, 1993).
Однако такие материалы мало пригодны для иммобилизации высокоактивных отходов, так как блоки, изготовленные из таких материалов, достаточно быстро подвергаются разрушению из-за высокой интенсивности и длительности радиоактивного облучения. However, such materials are not very suitable for the immobilization of high-level waste, since blocks made from such materials undergo destruction quite quickly due to the high intensity and duration of radiation exposure.
Наиболее близким к изобретению является блок, изготовленный из минералоподобного материала SYNROC, содержащий нуклиды радиоактивных отходов. Материал SYNROC обладает весьма высокой устойчивостью к воздействию окружающей среды и перспективен для иммобилизации высокоактивных отходов (Ringwood А.Е. , Kesson S.E., Ware B.C., Hibberson W.O., Major A. The SINROC Process: A Geochemical Approach to Nuclear Waste Immobilization // Geochem. J. 1979. V. 13. P. 141-165). Closest to the invention is a block made of mineral-like material SYNROC containing nuclides of radioactive waste. SYNROC material has a very high environmental resistance and is promising for the immobilization of highly active waste (Ringwood A.E., Kesson SE, Ware BC, Hibberson WO, Major A. The SINROC Process: A Geochemical Approach to Nuclear Waste Immobilization // Geochem. J. 1979. V. 13. P. 141-165).
Для получения блоков из этого материала применяют метод горячего прессования при 1000 - 1100oC в восстановительной атмосфере. Способ горячего прессования, применяемый для получения SYNROC'а, предусматривает циклический технологический процесс синтеза, что значительно снижает общую производительность этого метода отверждения.To obtain blocks from this material, the hot pressing method is used at 1000 - 1100 o C in a reducing atmosphere. The hot pressing method used to obtain SYNROC provides a cyclic synthesis process, which significantly reduces the overall performance of this curing method.
Метод горячего прессования не может обеспечить полное превращение исходной смеси химических компонентов в поликристаллический материал в виде смеси минералов с различными структурами. Na, К, Cs, как правило, не включаются в кристаллическую структуру, а совместно с другими компонентами матрицы формируют свою стеклоподобную аморфную фазу. Для синтеза SYNROC'a необходимо в качестве флюса добавлять значительные количества ценных материалов, титана, циркония (до 70%), кальция и др. Кроме того, SYNROC пригоден практически только для иммобилизации фракции редкоземельных и трансурановых элементов (РЗЭ и ТПЭ) и не может быть использован для отверждения других типов отходов. Также недостатком SYNROC является аморфизация некоторых кристаллических фаз с течением времени, с последующими трансформацией и разрушением макроструктуры SYNROC. The hot pressing method cannot ensure the complete conversion of the initial mixture of chemical components into polycrystalline material in the form of a mixture of minerals with various structures. Na, K, Cs, as a rule, are not included in the crystalline structure, and together with other components of the matrix form their glass-like amorphous phase. For SYNROC synthesis, it is necessary to add significant quantities of valuable materials, titanium, zirconium (up to 70%), calcium, etc. as a flux. In addition, SYNROC is suitable only for immobilization of the fraction of rare-earth and transuranic elements (REE and TPE) and cannot be used to cure other types of waste. Also, a drawback of SYNROC is the amorphization of certain crystalline phases over time, with subsequent transformation and destruction of the macrostructure of SYNROC.
Технической задачей изобретения является повышение радиационной и химической стойкости блоков и расширение номенклатуры перерабатываемых ВАО, удешевление процесса отверждения за счет использования более дешевых флюсующих добавок. An object of the invention is to increase the radiation and chemical resistance of blocks and expand the range of recyclable HLW, reduce the cost of the curing process by using cheaper fluxing agents.
Указанная задача решается выбором минералоподобного материала отвердителя для изготовления монолитного блока для иммобилизации жидких радиоактивных отходов, который представляет собой минералоподобный материал, состоящий по меньшей мере из одного соединения, выбранного из группы: пироксен, пиросиликат, гранат, титаносиликат, имеющих поликристаллическую, стеклокристаллическую или аморфную структуру. This problem is solved by the choice of mineral-like hardener material for the manufacture of a monolithic block for immobilizing liquid radioactive waste, which is a mineral-like material consisting of at least one compound selected from the group: pyroxene, pyrosilicate, garnet, titanosilicate having a polycrystalline, glass crystalline or amorphous structure .
В качестве пироксена и пиросиликата используют по меньшей мере один материал типа минерала, выбранного из группы: Эгирин, Жадеит, Эгирин-авгит, Арфведсонит, Ортит, Шерлит. В качестве граната используют материал типа минерала Андрадит. В качестве титаносиликата используют материал типа минерала Ловчоррит. В этих минералах компоненты радиоактивных отходов замещают катионы стабильных элементов в структуре природных минералов. At least one material of the type of a mineral selected from the group: Aegirin, Jadeite, Aegirin-augite, Arfvedsonite, Ortit, Sherlit is used as pyroxene and pyrosilicate. As pomegranate use a material such as the mineral Andradit. As titanosilicate, a material such as Lovchorrit mineral is used. In these minerals, the components of radioactive waste replace the cations of stable elements in the structure of natural minerals.
Монолитный блок, изготовленный из минералоподобного материала типа минерала Эгирин, Жадеит, Эгирин-авгит, Шерлит, Арфведсонит, имеет аморфную структуру. Блок, изготовленный из материала типа минерала Андрадит, Ловчоррит, имеет поликристаллическую структуру. Блок, изготовленный из материала типа минерала Ортит, имеет стеклокристаллическую структуру. A monolithic block made of a mineral-like material such as the mineral Egirin, Jadeite, Egirin-augit, Sherlit, Arfvedsonit, has an amorphous structure. A block made of a material such as the mineral Andradit, Lovchorrit, has a polycrystalline structure. A block made of a material such as the mineral Ortit has a glass crystal structure.
Монолитный блок содержит компоненты в следующем соотношении: окислы компонентов радиоактивных отходов от 3 до 60 мас.% и минералоподобный материал - остальное. A monolithic block contains components in the following ratio: oxides of components of radioactive waste from 3 to 60 wt.% And mineral-like material - the rest.
Монолитный блок, изготовленный по крайней мере из одного из указанных выше материалов, представляет собой комплекс совместимых нерастворимых в воде кристаллических, стеклокристаллических или аморфных стеклоподобных фаз, селективно фиксирующих радионуклиды, каждая из фаз включает в свою решетку и прочно фиксирует элементы радиоактивных отходов. Все указанные выше минералоподобные материалы являются аналогами природных минералов, выбранных на основе их геохимической стабильности и способности включать в кристаллическую решетку, в виде устойчивых твердых растворов, катионы наиболее опасных долгоживущих радионуклидов, содержащихся в ЖРО, что обеспечивает высокую степень иммобилизации высокоактивных отходов, высокие прочностные и коррозионные характеристики блоков. A monolithic block made of at least one of the above materials is a complex of compatible water-insoluble crystalline, glass crystalline or amorphous glass-like phases that selectively fix radionuclides, each of the phases includes in its lattice and firmly fixes elements of radioactive waste. All of the above mineral-like materials are analogues of natural minerals selected on the basis of their geochemical stability and ability to include in the crystal lattice, in the form of stable solid solutions, cations of the most dangerous long-lived radionuclides contained in LRW, which provides a high degree of immobilization of highly active waste, high strength and corrosion characteristics of blocks.
В качестве радиоактивных отходов, подлежащих утилизации, могут быть использованы практически все типы накопленных и вновь образующихся при переработке ядерного топлива жидких и твердых отходов, в том числе воднохвостовые растворы, образующиеся при регенерации отработавшего ядерного топлива энергетических реакторов и транспортных энергетических установок после выделения ценных компонентов (урана, плутония и др.). Practically all types of liquid and solid wastes accumulated and newly generated during the processing of nuclear fuel can be used as radioactive wastes to be disposed of, including water-tail solutions formed during the regeneration of spent nuclear fuel from power reactors and transport power plants after the separation of valuable components ( uranium, plutonium, etc.).
Основной принцип подбора состава матричной минералоподобной композиции для включения радионуклидов основан на максимальном использовании макрокомпонентов ЖРО для синтеза будущей матрицы методом плавки. The basic principle of selecting the composition of a matrix mineral-like composition to include radionuclides is based on the maximum use of macro components of LRW for the synthesis of a future matrix by melting.
Для иммобилизации ЖРО, в которых соли щелочных, щелочноземельных радионуклидов и алюминия в сумме составляют основную массу компонентов отходов, согласно изобретению используют минералы группы пироксена и пиросиликата для получения конечного минералоподобного материала типа Эгирин, Жадеит, Эгирин-авгит, Арфведсонит, Ортит, Шерлит. Их кристаллическая решетка построена из простых одинаковых цепочек кремнекислородных тетраэдров, между которыми располагаются катионы одно- и многовалентных металлов, причем возможно замещение не только одних катионов на другие, но и замещение части кремния в кремнекислородных цепочках, например, на алюминий. В этом случае появляется возможность включения в кристаллическую решетку минерала более высоковалентного катиона. Эти минералы входят в состав магматических и самых глубинных метаморфических горных пород, которые формируются при высоких температурах. Они характеризуются высокой твердостью, плотностью и высокой спайностью по призме. To immobilize LRW, in which the salts of alkaline, alkaline earth radionuclides and aluminum together make up the bulk of the waste components, the minerals of the pyroxene and pyrosilicate groups are used according to the invention to obtain the final mineral-like material such as Aegirin, Jadeite, Egirin-Augit, Arfvedsonit, Ortit, Sherlit. Their crystal lattice is constructed of simple identical chains of silicon-oxygen tetrahedra, between which cations of monovalent and multivalent metals are located, and it is possible to replace not only some cations with others, but also replace some of the silicon in silicon-oxygen chains, for example, with aluminum. In this case, it becomes possible to include a higher valent cation in the crystal lattice of the mineral. These minerals are part of the igneous and deepest metamorphic rocks that form at high temperatures. They are characterized by high hardness, density and high cleavage along the prism.
Для иммобилизации ЖРО, в которых основная доля солей приходится на радионуклиды продуктов деления ядерного топлива и продуктов коррозии аппаратуры, согласно изобретению используют минералы группы граната и титаносиликата для получения конечного минералоподобного материала типа минерала Андрадит и Ловчоррит. В кристаллической решетке этих материалов присутствуют разобщенные "островки" - кремнекислородные тетраэдры одиночного типа. Эти минералы изоморфно включают в свою структуру большинство химических элементов и обладают высоким сродством к нуклидам, компонентам ЖРО. Для этих материалов характерны высокая твердость, часто изомерические формы кристаллов, сравнительно большая плотность. To immobilize LRW, in which the majority of the salts are from radionuclides of fission products of nuclear fuel and products of corrosion of equipment, according to the invention, minerals of the garnet and titanosilicate groups are used to obtain the final mineral-like material such as the mineral Andradit and Lovchorrit. In the crystal lattice of these materials there are disparate "islands" - single-type silicon-oxygen tetrahedra. These minerals incorporate most of the chemical elements isomorphically into their structure and have a high affinity for nuclides, components of LRW. These materials are characterized by high hardness, often isomeric forms of crystals, and relatively high density.
Аморфная структура типа стекла, которой обладают материалы типа минерала Эгирин, Жадеит, Эгирин-авгит, Арфведсонит, Шерлит, имеет высокую коррозионную стойкость в воде, высокую прочность. Поликристаллическая и стеклокристаллическая структуры, которой обладают материалы типа минерала Андрадит, Ловчеррит, Ортит, имеют высокое сопротивление радиационному разогреву, что позволяет фиксировать в этих материалах наиболее токсически опасные продукты деления. An amorphous structure such as glass, which is possessed by materials such as the mineral Egirin, Jadeite, Egirin-augit, Arfvedsonit, Sherlit, has high corrosion resistance in water, high strength. The polycrystalline and glass crystalline structures, which are possessed by materials such as the minerals Andradit, Lovcherrit, Ortit, have high resistance to radiation heating, which allows fixing the most toxic fission products in these materials.
Выбор количественного содержания компонентов радиоактивных отходов в монолитном блоке обуславливается макросоставом ЖРО, радиационной стойкостью и стойкостью к тепловым нагрузкам, возникающим за счет удерживаемой радиации. Так при 3 мас. % оксидов компонентов радиоактивных отходов в блоке в нем фиксируются или наиболее долгоживущие и наиболее токсически опасные продукты деления, или короткоживущие радионуклиды, вызывающие значительное тепловыделение. В случае отверждения менее токсичных компонентов, генерирующих невысокое тепловыделение, содержание их оксидов может быть доведено в блоке до 60 мас.%. The choice of the quantitative content of the components of radioactive waste in the monolithic block is determined by the macro composition of LRW, radiation resistance and resistance to thermal loads arising from the retained radiation. So at 3 wt. % of the oxides of the components of the radioactive waste in the block in it are fixed either the most long-lived and most toxic hazardous fission products, or short-lived radionuclides that cause significant heat release. In the case of curing less toxic components that generate low heat, the content of their oxides can be brought up to 60 wt.% In the block.
Для приготовления монолитного блока ЖРО подвергали концентрированию путем сушки и кальцинации или упаривания, смешиванию полученных материалов с флюсующими добавками, в качестве которых использовали минералообразующие соединения в количествах, которые позволяют получить конечный продукт в виде минералоподобных материалов. Синтез минералоподобных композиций осуществлялся путем нагрева смеси концентрированных отходов с флюсующими добавками и плавлением при температуре 1250-1800oC в индукционном плавителе с водоохлаждаемым тиглем, сливом готового расплава в емкости, охлаждения расплава и формирования монолитного блока.To prepare a monolithic block, LRW was subjected to concentration by drying and calcination or evaporation, mixing the obtained materials with fluxing additives, which were used as mineral-forming compounds in quantities that allow to obtain the final product in the form of mineral-like materials. The synthesis of mineral-like compositions was carried out by heating a mixture of concentrated waste with fluxing additives and melting at a temperature of 1250-1800 o C in an induction melter with a water-cooled crucible, draining the finished melt in a tank, cooling the melt and forming a monolithic block.
В табл. 1 приведены химические составы имитаторов ЖРО. In the table. 1 shows the chemical compositions of LRW simulators.
В табл. 2 приведены технологические режимы процессов концентрирования ЖРО и характеристики полученного продукта, готового к дальнейшей переработке. In the table. 2 shows the technological modes of LRW concentration processes and the characteristics of the resulting product, ready for further processing.
В табл. 3 приведены расчетные составы флюсующих добавок для получения конечного состава минералоподобных композиций. In the table. Figure 3 shows the calculated compositions of fluxing additives to obtain the final composition of mineral-like compositions.
В табл. 4 приведены составы синтезированных минералоподобных композиций, количество компонентов радиоактивных отходов в мас.% и фазовый состав полученных блоков. In the table. 4 shows the compositions of the synthesized mineral-like compositions, the number of components of radioactive waste in wt.% And the phase composition of the obtained blocks.
В табл. 5 приведены свойства минералоподобных композиций, из которых изготовлены монолитные блоки. In the table. 5 shows the properties of mineral-like compositions of which monolithic blocks are made.
Синтезированные минералоподобные образцы были подвергнуты термообработке при температуре 650oC в течение 250 часов для имитации отжига в результате саморазогрева и воздействию гамма-облучения до доз 1010 рад для определения радиационной стойкости материала. В табл. 5 представлены результаты по химической устойчивости, оцененной экспресс-методом по скорости выщелачивания некоторых элементов при контакте с дистиллированной водой фракции 0,16-0,25 мм при температуре 60oC. В табл. 5 приведены для сравнения свойства прототипа (SYNROC), который был получен методом горячего прессования с последующим спеканием и отжигом.The synthesized mineral-like samples were heat treated at a temperature of 650 o C for 250 hours to simulate annealing as a result of self-heating and exposure to gamma radiation up to doses of 10 10 rad to determine the radiation resistance of the material. In the table. 5 presents the results of chemical stability, estimated by the express method for the leaching rate of some elements upon contact with distilled water fraction 0.16-0.25 mm at a temperature of 60 o C. In table. 5 are given to compare the properties of the prototype (SYNROC), which was obtained by hot pressing with subsequent sintering and annealing.
Как видно из приведенных примеров, переработке были подвергнуты различные жидкие радиоактивные отходы (табл. 1), при этом тип минералоподобных матриц строился с максимальным использованием компонентов ЖРО (табл. 2 и 3). На изготовление монолитных блоков с отвержденными в них отходами были затрачены меньшие количества и более дешевые флюсующие добавки, чем на блок-прототип (табл. 3). Были получены блоки с широким диапазоном содержания оксидов - компонентов ЖРО (табл. 4). В монолитных блоках Эгирина, Эгирин-авгита, Шерлита и Андрадита с содержанием оксидов ЖРО от 46 до 60 мас.% иммобилизованы наименее токсичные нуклиды с незначительным тепловыделением. Монолитные блоки Жадеита и Ловчоррита с иммобилизацией 17 и 53 мас.% оксидов нуклидов локализуют относительно долгоживущие и малотоксичные радионуклиды Cs и Sr. Аналогичный блок Арфведсонита с содержанием оксидов нуклидов ЖРО 51 мас.% предназначен для иммобилизации фракции, содержащей редкоземельные элементы. Для отверждения отходов, содержащих трансурановые элементы - наиболее токсичные и долгоживущие компоненты отходов, предназначены монолитные блоки Ортита и Андрадита-1. В этих блоках наименьшее содержание оксидов ЖРО (3 и 6.2 мас.% соответственно). As can be seen from the above examples, various liquid radioactive wastes were processed (Table 1), while the type of mineral-like matrices was built with the maximum use of LRW components (Tables 2 and 3). Smaller quantities and cheaper fluxing additives were spent on the manufacture of monolithic blocks with solidified waste in them than on the prototype block (Table 3). Blocks with a wide range of oxide content — components of LRW — were obtained (Table 4). In the monolithic blocks of Egirin, Egirin-augit, Sherlit and Andradit with the content of LRW oxides from 46 to 60 wt.%, The least toxic nuclides with little heat are immobilized. Monolithic blocks of Jadeite and Lovchorrit with immobilization of 17 and 53 wt.% Of nuclide oxides localize relatively long-lived and low-toxic radionuclides Cs and Sr. A similar block of Arfvedsonite with the content of LRW nuclide oxides of 51 wt.% Is intended for immobilization of a fraction containing rare earth elements. Monolithic blocks of Ortita and Andradita-1 are intended for the curing of wastes containing transuranic elements - the most toxic and long-lived components of wastes. In these blocks, the lowest content of LRW oxides (3 and 6.2 wt.%, Respectively).
В табл. 4 представлены минералогические формулы полученных соединений, соответствующие природным материалам, и фазовый состав блоков, который позволяет получить высокие свойства блоков для их длительного и безопасного хранения в геологических пластах. Для сравнения в таблице приведена структура блока-прототипа, содержащего фазы цирконолита и пирохлора, аморфизующиеся со временем под действием радиационных нагрузок, что заметно снижает его химическую и радиационную стойкость (табл. 5). In the table. 4 shows the mineralogical formulas of the obtained compounds, corresponding to natural materials, and the phase composition of the blocks, which allows to obtain high properties of the blocks for their long and safe storage in geological formations. For comparison, the table shows the structure of the prototype block containing phases of zirconolite and pyrochlore, which amorphize with time under the influence of radiation loads, which significantly reduces its chemical and radiation resistance (Table 5).
Скорости выщелачивания полученных монолитных блоков в исходном состоянии находятся на уровне блока из SYNROC'a (прототипа), при этом обладая более высокими характеристиками по радиационной стойкости (табл. 5). Кроме того, используя композицию типа SYNROC невозможно отверждать ЖРО, содержащие значительные количества Na, Fe и т.п. - SYNROC предназначен исключительно для иммобилизации редкоземельных и трансурановых элементов. Широкое разнообразие компонентов в различных типах ЖРО, различия в токсичности и схемах радиоактивного распада их отдельных компонентов и различные уровни их удельной радиоактивности не позволяют использовать SYNROC или какой-либо другой состав как основную матрицу, а используя предлагаемые композиции, можно отверждать практически всю существующую номенклатуру ЖРО. The leaching rates of the obtained monolithic blocks in the initial state are at the level of the block from SYNROC (prototype), while possessing higher radiation resistance characteristics (Table 5). In addition, using a composition of the SYNROC type it is impossible to cure LRW containing significant amounts of Na, Fe, etc. - SYNROC is intended exclusively for the immobilization of rare earth and transuranic elements. A wide variety of components in different types of LRW, differences in toxicity and patterns of radioactive decay of their individual components, and different levels of their specific radioactivity do not allow using SYNROC or any other composition as the main matrix, and using the proposed compositions, one can cure almost the entire existing list of LRW .
При переработке облученного ядерного топлива с целью извлечения ценных компонентов накоплены и образуются жидкие высокорадиоактивные отходы (ВАО), содержащие значительные количества радиотоксичных и долгоживущих радионуклидов - осколков деления и неизвлеченных трансурановых компонентов ядерного топлива. В настоящее время данный тип отходов частично остекловывается в керамических плавителях, но в основном накапливается и хранится в специальных емкостях-хранилищах жидких ВАО. When reprocessing irradiated nuclear fuel in order to extract valuable components, liquid highly radioactive wastes (HLW) are accumulated and formed, containing significant amounts of radiotoxic and long-lived radionuclides - fission fragments and unrecovered transuranic components of nuclear fuel. Currently, this type of waste is partially vitrified in ceramic melters, but mainly accumulated and stored in special storage tanks for liquid HLW.
Хранение радиоактивных отходов без переработки не соответствует современным требованиям экологической безопасности и является возможным источником техногенных радиационных аварий. Кондиционирование радиоактивных отходов различных типов - перевод их в компактные твердые формы, удобные для транспортировки, хранения и захоронения, - существенно уменьшат этот риск. The storage of radioactive waste without reprocessing does not meet modern environmental safety requirements and is a possible source of technogenic radiation accidents. The conditioning of various types of radioactive waste — converting it into compact solid forms suitable for transportation, storage and disposal — will significantly reduce this risk.
Таким образом показано, что монолитный блок в соответствии с изобретением позволяет повысить радиационную и химическую стойкость иммобилизованных форм ЖРО и отверждать отходы с различными химическими составами, агрегатными состояниями и уровнями радиоактивности. Thus, it is shown that the monolithic block in accordance with the invention allows to increase the radiation and chemical resistance of immobilized LRW forms and to solidify wastes with various chemical compositions, state of aggregation and levels of radioactivity.
Наиболее эффективно настоящее изобретение может быть применено для отверждения высокорадиоактивных отходов с целью их промежуточного хранения в контролируемых условиях, транспортировки и захоронения в геологические пласты. Most effectively, the present invention can be applied for the curing of highly radioactive waste for the purpose of their intermediate storage under controlled conditions, transportation and disposal in geological formations.
Раствор 1 представляет собой модельный раствор, имитирующий реэкстрат стронция и цезия. Он содержит азотную кислоту, гидразингидрат, ацетамид и метанитробензотрифторид, являющийся растворителем для фракций Cs и Sr. Раствор 2 представляет собой модельный раствор смеси реэкстракта ТПЭ и РЗЭ и кубового раствора узла упаривания среднеактивных отходов. Раствор 3 представляет собой модельный раствор, имитирующий рафинат продуктов деления после извлечения Cs, Sr, ТПЭ и РЗЭ. Кроме этого, в состав жидких ВАО могут входить другие радиоактивные отходы - это соединения натрия до 40 г/л, алюминия до 35 г/л, калия до 8 г/л, кальция до 2 г/л и др.
Claims (6)
Окислы компонентов радиоактивных отходов - 3 - 60
Минералоподобный материал - Остальноео6. Monolithic block according to any one of the preceding paragraphs, characterized in that the components are taken in the following ratio, wt.%:
Oxides of components of radioactive waste - 3 - 60
Mineral-like material - The rest
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU99123974A RU2160937C1 (en) | 1999-11-15 | 1999-11-15 | Monolithic block for immobilizing liquid radioactive wastes |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU99123974A RU2160937C1 (en) | 1999-11-15 | 1999-11-15 | Monolithic block for immobilizing liquid radioactive wastes |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2160937C1 true RU2160937C1 (en) | 2000-12-20 |
Family
ID=20226953
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU99123974A RU2160937C1 (en) | 1999-11-15 | 1999-11-15 | Monolithic block for immobilizing liquid radioactive wastes |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2160937C1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2560407C1 (en) * | 2014-07-24 | 2015-08-20 | Общество с ограниченной ответственностью "Северо-Западный научно-производственный и туристический центр "Социум" | Method of immobilization of radionuclides from liquid radioactive wastes |
-
1999
- 1999-11-15 RU RU99123974A patent/RU2160937C1/en active IP Right Revival
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| RINGWOOD A.E. AND OTH. The SINROC Process: A Ceochemical Approach to Nuclear Waste Immobilization // Geachem. 1.1979. V. 13. P. 141 - 165. * |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2560407C1 (en) * | 2014-07-24 | 2015-08-20 | Общество с ограниченной ответственностью "Северо-Западный научно-производственный и туристический центр "Социум" | Method of immobilization of radionuclides from liquid radioactive wastes |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Stefanovsky et al. | Nuclear waste forms | |
| US4314909A (en) | Highly refractory glass-ceramics suitable for incorporating radioactive wastes | |
| Lee et al. | Immobilisation of radioactive waste in glasses, glass composite materials and ceramics | |
| Jantzen et al. | Radioactive waste (RAW) conditioning, immobilization, and encapsulation processes and technologies: overview and advances | |
| US4297304A (en) | Method for solidifying aqueous radioactive wastes for non-contaminating storage | |
| US4097401A (en) | Thermodynamically stable product for permanent storage and disposal of highly radioactive liquid wastes | |
| Caurant et al. | Glasses and glass-ceramics for nuclear waste immobilization | |
| CN112466503A (en) | Preparation method of glass ceramic body for solidifying Cs-containing soil | |
| Ojovan et al. | Glass, ceramic, and glass-crystalline matrices for HLW immobilisation | |
| Vance et al. | Geopolymers for nuclear waste immobilisation | |
| KR101865353B1 (en) | Method for vitrifying radioactive rare earth waste | |
| Yang et al. | Effect of on the Immobilization of High-Level Waste with Magnesium Potassium Phosphate Ceramic | |
| Akiyama et al. | Immobilization of radioactive waste by an aluminum silicate matrix formed from fly ash or bentonite | |
| RU2160937C1 (en) | Monolithic block for immobilizing liquid radioactive wastes | |
| Vance et al. | Development of geopolymers for nuclear waste immobilisation | |
| US5875407A (en) | Method for synthesizing pollucite from chabazite and cesium chloride | |
| Ishida et al. | Leaching behavior of crystalline phosphate waste forms | |
| Ojovan et al. | Application of glass composite materials for nuclear waste immobilization | |
| Vasil'eva et al. | Immobilization of cesium and strontium radionuclides in framework aluminosilicates with the use of porous glass-ceramic matrices based on coal fly ash cenospheres | |
| US8969646B2 (en) | Ceramic ingot of spent filter having trapped radioactive cesium and method of preparing the same | |
| Ojovan et al. | Glass Crystalline Materials as Advanced Nuclear Wasteforms. Sustainability 2021, 13, 4117 | |
| Yanagisawa et al. | Immobilization of low-level radioactive waste containing sodium sulfate by hydro-thermal hot-pressing | |
| RU2701869C1 (en) | Aluminum phosphate glass for immobilisation of radioactive wastes | |
| Ferrand et al. | Matrices for waste streams immobilization | |
| Hamodi et al. | Immobilization of spent ion exchange resin arising from nuclear power plants: an introduction |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20101116 |
|
| NF4A | Reinstatement of patent |
Effective date: 20131227 |