RU2176830C2 - Method for recovering solid radioactive wastes - Google Patents
Method for recovering solid radioactive wastes Download PDFInfo
- Publication number
- RU2176830C2 RU2176830C2 RU99126308A RU99126308A RU2176830C2 RU 2176830 C2 RU2176830 C2 RU 2176830C2 RU 99126308 A RU99126308 A RU 99126308A RU 99126308 A RU99126308 A RU 99126308A RU 2176830 C2 RU2176830 C2 RU 2176830C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- oxide
- charge
- cesium
- titanium
- mixture
- Prior art date
Links
Images
Landscapes
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
- Compositions Of Oxide Ceramics (AREA)
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области атомной энергетики, связанной с иммобилизацией радиоактивных отходов и может быть использовано для переработки отработанных отходов ядерного топлива, содержащих преимущественно цезий и стронций. The invention relates to the field of nuclear energy related to the immobilization of radioactive waste and can be used for the processing of spent nuclear fuel waste, containing mainly cesium and strontium.
Известен способ переработки радиоактивных отходов щелочного металла, включающий смешение расплавленного металла, преимущественно натрия с дисперсным неорганическим носителем, представляющим собой шихту для получения стекла, по крайней мере один из компонентов которой является окислителем из ряда безводных нитратов или нитритов щелочных или щелочноземельных металлов, не взаимодействующих при температуре смешения с перерабатываемым металлом, размещение шихты в тигель, инициирование реакции взаимодействия металла с окислителем, выдержку достигнутой температуры расплава до прекращения газовыделения с последующим захоронением полученного продукта, при этом основным компонентом шихты для стекла являются оксиды кремния, кальция, бора, алюминия магния /авторское свидетельство СССР N 1448943, G 21 F 9/06, 1991/. Известный способ позволяет эффективно фиксировать щелочной металл, преимущественно натрий, в стекольной матрице, но мало эффективен при переработки радиоактивных отходов, содержащих цезий и стронций. A known method of processing radioactive waste of an alkali metal, comprising mixing molten metal, mainly sodium with a dispersed inorganic carrier, which is a mixture to produce glass, at least one of the components of which is an oxidizing agent from a series of anhydrous nitrates or nitrites of alkali or alkaline earth metals that do not interact with temperature of mixing with the metal being processed, placing the mixture in the crucible, initiating the reaction of the interaction of the metal with the oxidizing agent, holding the melt temperature until gas evolution ceases and the resulting product is buried, while the main component of the glass charge are oxides of silicon, calcium, boron, magnesium aluminum / USSR copyright certificate N 1448943, G 21 F 9/06, 1991 /. The known method allows you to effectively fix an alkali metal, mainly sodium, in a glass matrix, but is not very effective in the processing of radioactive waste containing cesium and strontium.
Известен способ переработки твердых высокоактивных графитсодержащих отходов, включающих измельчение отходов и их смешивание с энергоносителем из ряда титан и/или алюминий и оксидом карбидообразующего элемента, преимущественно диоксидом титана и/или кремния, размещение приготовленной смеси в герметичном реакторе и ее термическую обработку в режиме самораспространяющегося высокотемпературного синтеза (СВС) путем инициирования реакции горения компонентов смеси с последующим компактированием продукта синтеза в процессе горения или после горения смеси, при этом компоненты смеси берут в количестве, достаточном для полного связывания графита в процессе горения с образованием высокоплотного продукта для экологически безопасного захоронения (патент РФ N 2065220, G 21 F 9/32, 1996). Способ эффективен для переработки высокоактивных графитсодержащих отходов, но мало эффективен при переработке радиоактивных отходов, содержащих цезий и стронций. A known method of processing solid highly active graphite-containing waste, including grinding waste and mixing it with an energy carrier of a series of titanium and / or aluminum and oxide of a carbide-forming element, mainly titanium dioxide and / or silicon, placing the prepared mixture in a sealed reactor and its heat treatment in the mode of self-propagating high-temperature synthesis (SHS) by initiating the combustion reaction of the components of the mixture with subsequent compaction of the synthesis product in the combustion process or After combustion of the mixture, wherein the mixture of components used in an amount sufficient to complete bonding of graphite during combustion to form a high density product for the environmentally safe disposal (patent of RF N 2065220, G 21 F 9/32, 1996). The method is effective for the processing of highly active graphite-containing waste, but is not very effective in the processing of radioactive waste containing cesium and strontium.
Наиболее близким к заявляемому по решаемой технической задачи является способ переработки твердых высокоактивных отходов, содержащих преимущественно цезий и стронций (заявка Великобритании N 1588350, G 21 F 9/28, 1981). Известный способ включает измельчение отходов, их смешивание с шихтой, содержащей оксид титана, оксид кремния, компактирование приготовленной смеси, размещение ее в герметичном реакторе, дегазацию смеси в течение 24 часов при 750oC, термическую обработку дегазированной смеси при температуре не менее 1300oC в течение не менее 7 часов под давлением 1500 бар. Таким образом, известный способ длителен во времени, имеет высокие энергозатраты, но самое главное - не дает достаточной гарантии надежной фиксации цезия и стронция в матрице при длительных сроках хранения.Closest to the claimed technical problem is a method for processing solid high-level waste containing mainly cesium and strontium (UK application N 1588350, G 21 F 9/28, 1981). The known method includes grinding the waste, mixing it with a charge containing titanium oxide, silicon oxide, compacting the prepared mixture, placing it in a sealed reactor, degassing the mixture for 24 hours at 750 o C, heat treating the degassed mixture at a temperature of at least 1300 o C for at least 7 hours under a pressure of 1500 bar. Thus, the known method is time-consuming, has high energy costs, but most importantly, it does not provide a sufficient guarantee of reliable fixation of cesium and strontium in the matrix for long shelf life.
Заявляемый способ имеет с известным следующие общие признаки: измельчение отходов, их смешивание с шихтой, содержащей оксид титана, оксид кремния, компактирование приготовленной смеси, размещение ее в герметичном реакторе. The inventive method has the following common features with the well-known: crushing the waste, mixing it with a charge containing titanium oxide, silicon oxide, compacting the prepared mixture, placing it in a sealed reactor.
Задачей изобретения является создание эффективного способа переработки высокоактивных отходов, содержащих, преимущественно цезий и стронций, с высокой степенью фиксации радиоактивных элементов. The objective of the invention is to provide an effective method for processing highly radioactive waste containing mainly cesium and strontium, with a high degree of fixation of radioactive elements.
Задача решается тем, что способ переработки твердых высокоактивных отходов, содержащих преимущественно цезий и стронций, включает смешивание отходов с шихтой, содержащей оксид кальция, титан, оксид титана при соотношении оксида титана к титану 1-3, оксид кремния и алюминия при соотношении оксида алюминия к оксиду кремния, соответствующем соотношению их в минерале поллуците и равном 1:2, при суммарном содержании оксидов алюминия и кремния в шихте 3-15 мас.%, нитрат кальция и/или оксид железа в качестве окислителя, компактирование приготовленной смеси, размещение ее в герметичном реакторе и термическую обработку в режиме самораспространяющегося высокотемпературного синтеза путем инициирования реакции горения компонентов шихты с последующим компактированием продукта синтеза в процессе горения или после горения смеси, при этом все компоненты шихты берут в количестве, достаточном для полного связывания цезия и стронция в процессе горения в высокоплотный перовскит, при содержании радиоактивных отходов в составе шихты, преимущественно равном 10-25 мас. %. В состав шихты дополнительно может быть введен алюминий в количестве, обеспечивающем мольное соотношение алюминия к железу, равным 2:1, и может быть введено не более 5 мас.% оксида циркония. The problem is solved in that the method of processing solid high-level waste containing mainly cesium and strontium involves mixing the waste with a charge containing calcium oxide, titanium, titanium oxide with a ratio of titanium oxide to titanium 1-3, silicon oxide and aluminum with a ratio of aluminum oxide to silicon oxide, corresponding to their ratio in the pollucite mineral and equal to 1: 2, with a total content of aluminum and silicon oxides in the mixture of 3-15 wt.%, calcium nitrate and / or iron oxide as an oxidizing agent, compaction was prepared mixture, placing it in a sealed reactor and heat treatment in the mode of self-propagating high-temperature synthesis by initiating the combustion reaction of the components of the mixture with subsequent compaction of the synthesis product during combustion or after burning the mixture, while all components of the mixture are taken in an amount sufficient to completely bind cesium and strontium during combustion into high-density perovskite, with the content of radioactive waste in the composition of the mixture, mainly equal to 10-25 wt. % The composition of the charge can additionally be introduced aluminum in an amount providing a molar ratio of aluminum to iron equal to 2: 1, and can be introduced no more than 5 wt.% Zirconium oxide.
В основу изобретения положена возможность отверждения методом СВС модельных радиоактивных отходов в минералоподобную керамику на основе перовскита. The basis of the invention is the possibility of solidification by the SHS model of radioactive waste in mineral-like ceramics based on perovskite.
В основе получения минералоподобной керамики на основе перовскита лежит следующая схема:
Ti + TiO2 + CaO + окислитель + тугоплавкие оксиды-регулирующие добавки = CaTiO3 + Q,
где окислитель - Ca(NO3)2 и/или Fe2O3, регулирующие добавки - SiO2, Al2O3, ZrO2.The basis for the preparation of mineral-like ceramics based on perovskite is the following scheme:
Ti + TiO 2 + CaO + oxidizing agent + refractory oxides-regulatory additives = CaTiO 3 + Q,
where the oxidizing agent is Ca (NO 3 ) 2 and / or Fe 2 O 3 , the regulatory additives are SiO 2 , Al 2 O 3 , ZrO 2 .
В качестве элементов, имитирующих поведение 90Sr и 137Cs, использовали их стабильные изотопы, которые входили в состав смеси оксидов, отражающей типовой состав радиоактивных отходов. Смесь состояла из оксидов 15 элементов, в том числе (вес.%): Fe2O3 - 20,9; NiO - 3,3; Cr2O3 - 2,0; MnO - 0,2; CaO - 2,9; SrO - 6,6; Cs2O - 9,6; ZrO2 - 10,3; MgO - 0,5; B2O3 - 0,2; La2O3 - 12,0; Ce2O5 - 11,1; Pr2O3 - 13,6; Sm2O3 - 3,9; Y2O3 - 2,9.As elements imitating the behavior of 90 Sr and 137 Cs, we used their stable isotopes, which were part of a mixture of oxides, reflecting the typical composition of radioactive waste. The mixture consisted of oxides of 15 elements, including (wt.%): Fe 2 O 3 - 20.9; NiO - 3.3; Cr 2 O 3 - 2.0; MnO — 0.2; CaO - 2.9; SrO 6.6; Cs 2 O - 9.6; ZrO 2 - 10.3; MgO - 0.5; B 2 O 3 - 0.2; La 2 O 3 - 12.0; Ce 2 O 5 - 11.1; Pr 2 O 3 - 13.6; Sm 2 O 3 - 3.9; Y 2 O 3 - 2.9.
Содержание смеси модельных отходов в шихте варьировалось от 10 до 25 мас.%. The content of the mixture of model waste in the mixture ranged from 10 to 25 wt.%.
Компоненты, содержащие модельные отходы, смешивали и измельчали в шаровой мельнице. Размеры частиц в полученных помолах составляли от 0,5 до 25 микрон. Components containing model waste were mixed and ground in a ball mill. Particle sizes in the obtained mills ranged from 0.5 to 25 microns.
Одна из основных проблем, возникающих при отверждении цезийсодержащих отходов, связана с его повышенной летучестью в процессе синтеза за счет высоких температур, развивающихся в процессе реакции горения. One of the main problems that arise during the curing of cesium-containing waste is associated with its increased volatility in the synthesis process due to the high temperatures that develop during the combustion reaction.
Введение оксидов алюминия, кремния и титана в исходную шихту снижает температуру горения. Кроме того, оксиды алюминия и кремния могут образовывать с цезием прочные химические соединения. The introduction of aluminum, silicon, and titanium oxides into the initial charge lowers the combustion temperature. In addition, aluminum and silicon oxides can form strong chemical compounds with cesium.
Введение окислителя Ca(NO3)2 и/или Fe2O3 в состав шихты также способствует регулированию температуры процесса. С целью повышения температуры в процессе синтеза при высоком содержании отходов в шихте, вводят в нее порошок алюминия в количестве, обеспечивающем протекание экзотермической реакции:
2Al + Fe2O3 = Al2O3 +2Fe + Q,
т.е. при мольном отношении алюминия к оксиду железа, равном 2:1.The introduction of the oxidizing agent Ca (NO 3 ) 2 and / or Fe 2 O 3 in the composition of the charge also helps to control the temperature of the process. In order to increase the temperature in the synthesis process with a high content of waste in the charge, aluminum powder is introduced into it in an amount that ensures an exothermic reaction:
2Al + Fe 2 O 3 = Al 2 O 3 + 2Fe + Q,
those. with a molar ratio of aluminum to iron oxide of 2: 1.
С ростом содержания оксида титана в шихте значительно снижается летучесть цезия. Однако полного закрепления цезия в образце за счет введения только оксида титана не происходит, необходимо введение титана. Оптимальным соотношением оксида титана к титану является 1:3, дальнейшее увеличение количества TiO2 в шихте приводит к затуханию горения.With increasing titanium oxide content in the charge, the volatility of cesium decreases significantly. However, complete fixation of cesium in the sample due to the introduction of only titanium oxide does not occur, it is necessary to introduce titanium. The optimal ratio of titanium oxide to titanium is 1: 3, a further increase in the amount of TiO 2 in the mixture leads to combustion attenuation.
Структурные элементы перовскита могут изоморфно замещаться на трансурановые элементы и стронций, а цезий можно удерживать в керамике с помощью добавок различных оксидов, способных образовывать с ним химические соединения. Введение оксидов алюминия и кремния в шихту повышает эффект закрепления радиоактивных элементов, при этом соотношение оксидов алюминия и кремния в смеси берут равное 1:2, характерное для минерала поллуцита, единственного природного минерала цезия. С ростом содержания в шихте оксидов алюминия и кремния (от 3 до 15,0 мас.%) снижаются потери цезия. При содержании в шихте 15 мас.% смеси оксидов алюминия и кремния потери цезия были исключены полностью, т. е. весь цезий был связан в продукте синтеза и, что особенно важно, было получено равномерное распределение цезия по объему образца. Для придания керамике большей пластичности в исходную шихту может быть введен оксид циркония в количестве не более 5 мас.%. The structural elements of perovskite can be isomorphically replaced by transuranic elements and strontium, and cesium can be retained in ceramics using additives of various oxides capable of forming chemical compounds with it. The introduction of aluminum and silicon oxides into the charge increases the effect of the fixation of radioactive elements, while the ratio of aluminum and silicon oxides in the mixture is taken to be 1: 2, which is characteristic of the pollucite mineral, the only natural cesium mineral. With an increase in the content of aluminum and silicon oxides in the charge (from 3 to 15.0 wt.%), The loss of cesium decreases. When the mixture contained 15 wt% of a mixture of aluminum and silicon oxides, cesium losses were completely excluded, i.e., all cesium was bound in the synthesis product and, most importantly, a uniform distribution of cesium over the sample volume was obtained. To give ceramics greater ductility, zirconium oxide in an amount of not more than 5 wt.% Can be introduced into the initial charge.
Смешивание всех компонентов шихты с твердыми модельными отходами осуществляли известными методами, затем методом холодного прессования под давлением 150 кг/см2 из смеси готовили таблетки массой около 100 г, высотой h = 30 мм диаметром d = 48 мм, которые помещали в реактор и подвергали термообработке методом СВС компактирования, т.е. компактированием продукта синтеза в процессе горения или после горения смеси.All the components of the charge were mixed with solid model wastes by known methods, then, by cold pressing under a pressure of 150 kg / cm 2 , tablets were prepared from the mixture, weighing about 100 g, height h = 30 mm, diameter d = 48 mm, which were placed in the reactor and subjected to heat treatment SHS compaction method, i.e. compaction of the synthesis product during combustion or after combustion of the mixture.
Заявляемая совокупность признаков позволяет снизить температуру горения до 1250oC, что позволило получить перовскит CaTiO3, в котором надежно закреплены цезий и стронций.The claimed combination of features allows to reduce the combustion temperature to 1250 o C, which allowed to obtain perovskite CaTiO 3 in which cesium and strontium are firmly fixed.
Рентгенофазовый анализ (РФА) образующихся продуктов проводили на дифрактометре ДРОН-2. Фазы определяли сравнением получаемых рентгенограмм с данными картотеки ASTM. X-ray phase analysis (XRD) of the resulting products was carried out on a DRON-2 diffractometer. The phases were determined by comparing the resulting radiographs with the ASTM card index data.
Показано, что синтезированная керамика имеет плотную структуру, хорошую химическую стойкость и содержит главным образом фазу перовскита заданного состава. It is shown that the synthesized ceramics has a dense structure, good chemical resistance, and contains mainly the perovskite phase of a given composition.
Эксперименты по выщелачиванию элементов из образцов с общей площадью поверхности 5-7 см2 выполняли по стандартной методике.The experiments on the leaching of elements from samples with a total surface area of 5-7 cm 2 were performed according to the standard method.
Для более полного понимания сущности изобретения представлены примеры осуществления способа. For a more complete understanding of the invention presented examples of the method.
Пример 1. Example 1
Готовят шихту из смеси порошков: модельные отходы 10 мас.%, оксид кальция, титан, диоксид титана, при весовом отношении диоксида титана к титану, равным 1:1, оксид алюминия с оксидом кремния при соотношении 1:2 в количестве 3 мас.%, нитрат кальция в качестве окислителя, смесь компонентов перемешивают, компактируют методом холодного прессования в таблетки, помещают в реактор, герметизируют, инициируют реакцию горения и после инициирования сразу же горячий продукт синтеза компактируют в реакторе, воздействуя на него давлением 20,0 МПа. Затем давление снижают, содержимое реактора охлаждают до комнатной температуры. Извлеченный продукт синтеза представляет собой высокоплотный материал с открытой пористостью 0,3%, по данным РФА, содержащий в основном фазу перовскита CaTiO3, в которой равномерно распределены и прочно зафиксированы радионуклиды цезия и стронция. Физико-химические характеристики керамики представлены в таблице.A mixture is prepared from a mixture of powders:
Пример 2. Example 2
Готовят шихту из смеси порошков: модельные отходы (15 мас.%), оксид кальция, титан, диоксид титана при весовом отношении диоксида титана к титану, равным 1:2, оксид алюминия с оксидом кремния при соотношении 1:2 в количестве 6 мас.%, нитрат кальция и оксид железа в качестве окислителя при их весовом соотношении 1:1, смесь компонентов перемешивают, затем компактируют методом холодного прессования в таблетки, помещают в реактор, герметизируют, инициируют реакцию горения и через 10 с после прохождения волны горения, горячий продукт синтеза в реакторе компактируют, воздействуя на него давлением 100,0 МПа в течение 20 с. Затем давление снижают, содержимое реактора охлаждают до комнатной температуры. Извлеченный продукт синтеза представляет собой высокоплотный материал с открытой пористостью 0,4%, по данным РФА, содержащий в основном фазу перовскита CaTiO3, в которой равномерно распределены и прочно зафиксированы радионуклиды цезия и стронция. Физико-химические характеристики керамики представлены в таблице.A mixture is prepared from a mixture of powders: model waste (15 wt.%), Calcium oxide, titanium, titanium dioxide with a weight ratio of titanium dioxide to titanium equal to 1: 2, aluminum oxide with silicon oxide in a ratio of 1: 2 in the amount of 6 wt. %, calcium nitrate and iron oxide as an oxidizing agent at a weight ratio of 1: 1, the mixture of components is mixed, then compacted by cold pressing into tablets, placed in a reactor, pressurized, initiate the combustion reaction and 10 seconds after the passage of the combustion wave, the hot product synthesis in the reactor to mpaktiruyut by acting on it a pressure of 100.0 MPa for 20 seconds. Then the pressure is reduced, the contents of the reactor are cooled to room temperature. The recovered synthesis product is a high-density material with an open porosity of 0.4%, according to XRD data, containing mainly the CaTiO 3 perovskite phase, in which cesium and strontium radionuclides are uniformly distributed and firmly fixed. Physico-chemical characteristics of ceramics are presented in the table.
Пример 3. Example 3
Готовят шихту из смеси порошков: модельные отходы (25 мас.%), оксид кальция, титан, диоксид титана при весовом отношении диоксида титана к титану, равным 1:3, оксид алюминия с оксидом кремния при соотношении 1:2 в количестве (15 мас.%), алюминий и оксид железа при мольном отношении алюминия к оксиду железу, равным 2:1, смесь перемешивают и компактируют методом холодного прессования в таблетки, помещают в реактор, герметизируют, инициируют реакцию горения и через 10 с после прохождения волны горения, горячий продукт синтеза в реакторе компактируют, воздействуя на него давлением 5,0 МПа в течение 20 с. Затем давление снижают, содержимое реактора охлаждают до комнатной температуры. Извлеченный продукт синтеза представляет собой высокоплотный материал с открытой пористостью 0,2%, по данным РФА, содержащий в основном фазу перовскита CaTiO3, в которой равномерно распределены и прочно зафиксированы радионуклиды цезия и стронция. Физико-химические характеристики керамики представлены в таблице.A mixture is prepared from a mixture of powders: model waste (25 wt.%), Calcium oxide, titanium, titanium dioxide with a weight ratio of titanium dioxide to titanium equal to 1: 3, alumina with silicon oxide in a ratio of 1: 2 in an amount (15 wt. .%), aluminum and iron oxide with a molar ratio of aluminum to iron oxide of 2: 1, the mixture is mixed and compacted by cold pressing into tablets, placed in a reactor, pressurized, initiate the combustion reaction, and 10 seconds after the passage of the combustion wave, hot the synthesis product in the reactor is compacted eystvuya him pressure of 5.0 MPa for 20 seconds. Then the pressure is reduced, the contents of the reactor are cooled to room temperature. The recovered synthesis product is a high-density material with an open porosity of 0.2%, according to XRD data, containing mainly the CaTiO 3 perovskite phase, in which cesium and strontium radionuclides are uniformly distributed and firmly fixed. Physico-chemical characteristics of ceramics are presented in the table.
Анализ физико-химических испытаний синтезированной керамики показывает, что предлагаемый способ позволяет практически полностью фиксировать цезий и стронций в продуктах синтеза, что удовлетворяет требованиям, предъявляемым к материалам такого рода. Показатели по скоростям выщелачивания для полученных образцов в среднем на порядок ниже соответствующих величин, известных для боросиликатных стекол, используемых для иммобилизации отходов высокого уровня активности. An analysis of the physicochemical tests of synthesized ceramics shows that the proposed method allows almost completely fixing cesium and strontium in the synthesis products, which meets the requirements for materials of this kind. The leaching rates for the obtained samples are on average an order of magnitude lower than the corresponding values known for borosilicate glasses used to immobilize high-level waste.
Способ получения характеризуется низкой энергоемкостью и высокой эффективностью и может быть использован для переработки высокоактивных радиоактивных отходов, содержащих цезий, стронций и другие радионуклиды, как в местах их скопления на атомных станциях, так и в местах их захоронения. The production method is characterized by low energy intensity and high efficiency and can be used for the processing of highly radioactive waste containing cesium, strontium and other radionuclides, both in places of their accumulation at nuclear plants, and in places of their burial.
Claims (4)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU99126308A RU2176830C2 (en) | 1999-12-15 | 1999-12-15 | Method for recovering solid radioactive wastes |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU99126308A RU2176830C2 (en) | 1999-12-15 | 1999-12-15 | Method for recovering solid radioactive wastes |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2176830C2 true RU2176830C2 (en) | 2001-12-10 |
Family
ID=20228129
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU99126308A RU2176830C2 (en) | 1999-12-15 | 1999-12-15 | Method for recovering solid radioactive wastes |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2176830C2 (en) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN103992095A (en) * | 2014-05-26 | 2014-08-20 | 西南科技大学 | Self-propagating high-temperature synthesis and densification method of zirconolite-rich type man-made rock |
| RU2548007C2 (en) * | 2013-05-29 | 2015-04-10 | Закрытое акционерное общество "Экомет-С" | Method of recycling radioactive wastes of heat-insulating materials |
| RU2746985C1 (en) * | 2020-10-05 | 2021-04-23 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования «Дальневосточный федеральный университет» (ДВФУ) | Method for immobilizing strontium radionuclides in ceramics |
-
1999
- 1999-12-15 RU RU99126308A patent/RU2176830C2/en not_active IP Right Cessation
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2548007C2 (en) * | 2013-05-29 | 2015-04-10 | Закрытое акционерное общество "Экомет-С" | Method of recycling radioactive wastes of heat-insulating materials |
| CN103992095A (en) * | 2014-05-26 | 2014-08-20 | 西南科技大学 | Self-propagating high-temperature synthesis and densification method of zirconolite-rich type man-made rock |
| CN103992095B (en) * | 2014-05-26 | 2016-04-06 | 西南科技大学 | The SHS process of zirconolite-rich type prosthetic graft and densifying method |
| RU2746985C1 (en) * | 2020-10-05 | 2021-04-23 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования «Дальневосточный федеральный университет» (ДВФУ) | Method for immobilizing strontium radionuclides in ceramics |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JPS6046394B2 (en) | Method for solidifying high-level radioactive waste liquid using glass | |
| US11361871B2 (en) | Composition and method for the processing of hazardous sludges and ion exchange media | |
| Ringwood et al. | Immobilization of high-level waste in ceramic waste forms | |
| RU2176830C2 (en) | Method for recovering solid radioactive wastes | |
| Barinova et al. | SHS immobilization of radioactive wastes | |
| JPS6120839B2 (en) | ||
| KR102067563B1 (en) | Handling method of radioactive solution | |
| RU2242814C1 (en) | Method for recovering reactor graphite waste | |
| Barinova et al. | Self-propagating high-temperature synthesis for immobilization of high-level waste in mineral-like ceramics: 1. Synthesis and study of titanate ceramics based on perovskite and zirconolite | |
| Barinova et al. | Self-propagating high-temperature synthesis for disposal of radioactive waste | |
| JPH0252839B2 (en) | ||
| RU2517436C2 (en) | Method of producing ceramic material for nuclear reactor core melt localising apparatus | |
| Barlow et al. | Synthesis of simulant ‘lava-like’fuel containing materials (LFCM) from the Chernobyl reactor Unit 4 meltdown | |
| RU2430439C2 (en) | Fixation method of radioactive cesium isotopes at heat treatment of radiaoctive wastes (versions) | |
| USH1013H (en) | Process for the immobilization and volume reduction of low level radioactive wastes from thorium and uranium processing | |
| RU2215340C2 (en) | Cement for nuclear reactor molten core catcher | |
| KR102463401B1 (en) | Volume reduction and vitrification treatment method for spent uranium catalyst waste minimized generation of secondary wastes by self sustained combustion reaction | |
| Yin et al. | Self-propagating high-temperature synthesis of Ce-doped sphene mineral using CuO as the oxidant | |
| RU2065221C1 (en) | Method for radioactive waste solidification | |
| RU2321907C1 (en) | Method for recovering reactor graphite waste | |
| US3303140A (en) | Radioactive materials of low surface area | |
| JP4426173B2 (en) | Ceramic having holland structure enclosing cesium suitable for packaging radioactive cesium and method for producing the same | |
| RU2009556C1 (en) | Method for liquid radioactive waste hardening | |
| RU2065216C1 (en) | Method for decontaminating radioactive variable-composition waste | |
| Donald et al. | A glass-encapsulated ceramic wasteform for the immobilization of chloride-containing ILW: Formation of halite crystals by reaction between the glass encapsulant and ceramic host |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20101216 |