RU2225049C1 - Method for reconditioning liquid radioactive wastes of high salt content - Google Patents
Method for reconditioning liquid radioactive wastes of high salt content Download PDFInfo
- Publication number
- RU2225049C1 RU2225049C1 RU2002119438/06A RU2002119438A RU2225049C1 RU 2225049 C1 RU2225049 C1 RU 2225049C1 RU 2002119438/06 A RU2002119438/06 A RU 2002119438/06A RU 2002119438 A RU2002119438 A RU 2002119438A RU 2225049 C1 RU2225049 C1 RU 2225049C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- sorbent
- solution
- radioactive
- liquid
- liquid radioactive
- Prior art date
Links
Landscapes
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области обращения с радиоактивными материалами и может быть использовано при кондиционировании жидких радиоактивных высокосолевых отходов.The invention relates to the field of handling radioactive materials and can be used in the conditioning of liquid radioactive high salt waste.
Известен способ отверждения радиоактивных отходов (патент РФ на изобретение № 2087043, МПК 6 G 21 F 9/16 "Способ отверждения радиоактивных отходов". Бюл. изобр. № 22 (2 ч.), 10.08.1997), включающий смешение жидких высокосолевых радиоактивных отходов с глинистым (каолиновой, бентонитовой или спондиловой глиной) и вяжущим (гидратной известью, тонкомолотым шлаком с добавкой 2,5-5 мас.% клинкера или портландцемента) компонентами и получение монолитного цементного блока, характеризующегося низкой скоростью выщелачивания, высокой механической прочностью.A known method of solidification of radioactive waste (RF patent for the invention No. 2087043, IPC 6 G 21 F 9/16 "Method for the solidification of radioactive waste. Bull. Image No. 22 (2 hours), 08/10/1997), including mixing liquid high-salt radioactive waste with clay (kaolin, bentonite or spondyl clay) and binder (hydrated lime, finely ground slag with the addition of 2.5-5 wt.% clinker or Portland cement) components and obtaining a monolithic cement block, characterized by a low leaching rate, high mechanical strength.
Недостатками способа являются увеличение объема получаемых твердых радиоактивных отходов (в 2-3 раза), что требует создания дополнительных хранилищ и увеличивает трудо- и материальные затраты, а также общую стоимость получаемых твердых радиоактивных отходов. При использовании способа для отверждения жидких отходов с высоким содержанием органических веществ (90-120 г/л) недостатком способа становится также отсутствие омоноличивания вяжущей системы, что не позволяет отверждать такие виды жидких радиоактивных отходов.The disadvantages of the method are the increase in the volume of solid radioactive waste received (2-3 times), which requires the creation of additional storage facilities and increases labor and material costs, as well as the total cost of the resulting solid radioactive waste. When using the method for curing liquid wastes with a high content of organic substances (90-120 g / l), the lack of monolithic binder system also becomes a drawback of the method, which does not allow to cure such types of liquid radioactive waste.
Наиболее близким техническим решением является способ переработки жидких радиоактивных отходов среднего уровня активности (патент РФ на изобретение № 2154317, МПК 7 G 21 F 9/12, 9/16 "Способ переработки жидких отходов". Бюл. изобр. № 22 (2 ч.) 10.08.2000).The closest technical solution is a method of processing liquid radioactive waste of an average level of activity (RF patent for the invention No. 2154317, IPC 7 G 21 F 9/12, 9/16 “Method for processing liquid waste.” Bull. Inventory No. 22 (2 hours ) 08/10/2000).
Способ заключается в следующем. Проводят сорбцию радионуклидов на природных цеолитах из жидких радиоактивных отходов с рН 8-12. Затем осуществляют цементирование полученных радиоактивных цеолитов с применением вяжущей системы, содержащей доменный гранулированный шлак и глинистый компонент в смеси с раствором силиката натрия, обеспечивающими получение механически прочного и водоустойчивого геоцементного камня.The method is as follows. Radionuclides are sorbed on natural zeolites from liquid radioactive waste with a pH of 8-12. Then, the resulting radioactive zeolites are cemented using an astringent system containing blast furnace granulated slag and a clay component mixed with sodium silicate solution, which provides a mechanically strong and waterproof geocement stone.
Недостатками данного способа являются:The disadvantages of this method are:
- ограниченная применимость - только для радиоактивных отходов с низким и средним солесодержанием;- limited applicability - only for radioactive waste with low and medium salinity;
- невозможность извлечения из жидких радиоактивных отходов всех радионуклидов и химически активных (в т.ч. токсичных) веществ.- the impossibility of extracting all radionuclides and chemically active (including toxic) substances from liquid radioactive waste.
Перед авторами стояла задача устранить указанные недостатки, а именно разработать способ, обеспечивающий возможность:The authors were faced with the task of eliminating these shortcomings, namely, to develop a method that provides the opportunity:
- кондиционирования жидких радиоактивных отходов с высоким солесодержанием;- conditioning liquid radioactive waste with high salinity;
- извлечения из жидких радиоактивных отходов всех радионуклидов, а также химически активных веществ, в т.ч. токсичных.- extraction from liquid radioactive waste of all radionuclides, as well as chemically active substances, including toxic.
Для решения поставленной задачи в способе кондиционирования жидких радиоактивных отходов с высоким солесодержанием, включающем сорбцию радионуклидов на сорбенте и иммобилизацию полученных радиоактивных сорбентов цементированием в геоцементный камень с применением вяжущей системы, содержащей доменный гранулированный шлак и глинистый компонент в смеси с раствором силиката натрия, предлагается:To solve the problem in a method for conditioning liquid radioactive waste with a high salt content, including sorption of radionuclides on a sorbent and immobilization of the obtained radioactive sorbents by cementing into a geo-cement stone using an astringent system containing granulated blast furnace slag and a clay component mixed with sodium silicate solution, it is proposed:
сорбцию радионуклидов проводить совместно с входящими в жидкие радиоактивные отходы органическими и неорганическими веществами одновременно с упариванием данных отходов на частицах сорбента при температуре 110-115°С,sorption of radionuclides is carried out together with organic and inorganic substances entering into liquid radioactive waste simultaneously with evaporation of these wastes on sorbent particles at a temperature of 110-115 ° С,
цементирование радиоактивного сорбента, содержащего также сумму неорганических и органических веществ в виде сухих компонентов жидких радиоактивных концентратов в порах сорбента, осуществлять путем затворения раствором силиката натрия, содержащим 150-250 г оксида натрия в одном литре раствора с силикатным модулем, который имеет отношение входящих в него молей оксида кремния (SiO2) к молям оксида натрия (Na2O) в пределах от 1 до 1,5, при растворовяжущем отношении Р/В, равном 0,4-0,5 л/кг смеси, состоящей из: 8-29% сорбента, 8-15% сухих компонентов жидких радиоактивных концентратов, 30-56% доменного гранулированного мелкомолотого шлака, 12-35% глинистого компонента, например метакаолинита.cementing of a radioactive sorbent, which also contains the sum of inorganic and organic substances in the form of dry components of liquid radioactive concentrates in the pores of the sorbent, is carried out by mixing with a sodium silicate solution containing 150-250 g of sodium oxide in one liter of a solution with a silicate module, which has the ratio included in it moles of silicon oxide (SiO 2 ) to moles of sodium oxide (Na 2 O) in the range from 1 to 1.5, with a solution binder ratio P / B equal to 0.4-0.5 l / kg of a mixture consisting of: 8- 29% sorbent, 8-15% dry components of liquid p radioactive concentrates, 30-56% of blast furnace granular finely ground slag, 12-35% of clay component, for example metakaolinite.
Упаривание проводят путем многократного добавления порций жидких радиоактивных концентратов таким образом, чтобы сумма введенных в сорбент сухих веществ по массе не превышала величины 1,5 г на 1 г сорбента, а сорбент перед цементированием сохранял сыпучие свойства. В качестве природного сорбента используют цеолиты, в частности клиноптилолит, а в качестве искусственного сорбента используют цеолитоподобные алюмосиликатные синтетические вещества типа NaX и NaY, в частности, цеолитоподобные алюмосиликатные отходы производства катализаторов в нефтеперерабатывающей промышленности.Evaporation is carried out by repeatedly adding portions of liquid radioactive concentrates in such a way that the sum of the dry substances introduced into the sorbent by mass does not exceed 1.5 g per 1 g of sorbent, and the sorbent retains bulk properties before cementing. Zeolites, in particular clinoptilolite, are used as a natural sorbent, and zeolite-like aluminosilicate synthetic substances of the NaX and NaY type, in particular, zeolite-like aluminosilicate wastes of catalyst production in the oil refining industry, are used as an artificial sorbent.
Пример осуществления способа.An example implementation of the method.
Способ кондиционирования жидких радиоактивных отходов с высоким солесодержанием осуществляется следующим образом.The method of conditioning liquid radioactive waste with high salinity is as follows.
Проводят сорбцию радионуклидов, а также органических и неорганических веществ на сорбенте. Для этого сорбент, представляющий собой цеолитоподобные алюмосиликатные отходы производства катализаторов в нефтеперерабатывающей промышленности в виде гранул с размером частиц в пределах от 0,3 до 3 мм, помещают в емкость. В эту емкость заливают порцию жидких радиоактивных отходов таким образом, чтобы слой жидкости над сорбентом составлял 5 мм. При этом проводят упаривание раствора, для чего данную емкость нагревают до температуры 112°С. По мере упаривания в емкость добавляют порции жидких радиоактивных отходов вплоть до достижения величины введенных в сорбент сухих веществ, равной 1,5 г на 1 г сорбента, и обеспечивают сохранение сыпучих свойств сорбента перед цементированием.Sorption of radionuclides, as well as organic and inorganic substances on the sorbent is carried out. For this, the sorbent, which is a zeolite-like aluminosilicate waste from the production of catalysts in the oil refining industry in the form of granules with particle sizes ranging from 0.3 to 3 mm, is placed in a container. A portion of liquid radioactive waste is poured into this container so that the liquid layer above the sorbent is 5 mm. In this case, the solution is evaporated, for which this tank is heated to a temperature of 112 ° C. As evaporation takes place, portions of liquid radioactive waste are added to the tank until the dry substances introduced into the sorbent are equal to 1.5 g per 1 g of sorbent, and the bulk properties of the sorbent are preserved before cementing.
Иммобилизацию полученных радиоактивных сорбентов осуществляют цементированием в геоцементный камень с применением вяжущей системы. Для этого готовят сухую смесь, представляющую собой смесь со следующим массовым соотношением: 20% радиоактивного сорбента, 10% органических и неорганических веществ, 45% мелкомолотого доменного гранулированного шлака и 25% глинистого компонента - метакаолинит. Далее сухие компоненты интенсивно перемешивают с раствором силиката натрия, который имеет отношение молей входящего в него оксида кремния (SiО2) к молям оксида натрия (Na2O) равное 1,5. При этом обеспечивают растворовяжущее соотношение Р/В (отношение объема раствора силиката натрия к массе сухих веществ) равным 0,5 л/кг. Цементную массу помещают для отверждения в емкость. Данную емкость выдерживают при температуре 25°С и относительной влажности 100%.The immobilization of the obtained radioactive sorbents is carried out by cementing into a geo-cement stone using an astringent system. To do this, prepare a dry mixture, which is a mixture with the following mass ratio: 20% of a radioactive sorbent, 10% of organic and inorganic substances, 45% of finely ground blast furnace granulated slag and 25% of the clay component metakaolinite. Next, the dry components are intensively mixed with a solution of sodium silicate, which has a ratio of moles of silicon oxide (SiO 2 ) to moles of sodium oxide (Na 2 O) equal to 1.5. At the same time, a solution-binder P / B ratio (the ratio of the volume of the sodium silicate solution to the mass of solids) of 0.5 l / kg is provided. The cement mass is placed for curing in a container. This capacity is maintained at a temperature of 25 ° C and a relative humidity of 100%.
В результате применения данного способа осуществляется кондиционирование жидких радиоактивных отходов с любым солесодержанием и получение минералоподобного геоцементного камня с высокой водоустойчивостью (скорость выщелачивания 137Cs в воду составляет 10-5-10-6 г/см2·сут при испытаниях до 400 суток выдержки в воде; норма 1·10-3 г/см·сут) и механической прочностью (предел прочности на сжатие 14-30 МПа при норме 5 МПа [Сбор, переработка, хранение и кондиционирование жидких радиоактивных отходов. НП-019-2000, Москва, 2000].As a result of the application of this method, air conditioning of liquid radioactive waste with any salt content is carried out and a mineral-like geo-cement stone with high water resistance is obtained (the rate of leaching of 137 Cs into water is 10 -5 -10 -6 g / cm 2 · day when tested up to 400 days of exposure in water ; norm 1 · 10 -3 g / cm · day) and mechanical strength (compressive strength 14-30 MPa at a rate of 5 MPa [Collection, processing, storage and conditioning of liquid radioactive waste. NP-019-2000, Moscow, 2000 ].
Техническим результатом изобретения является расширение функциональных возможностей способа, поскольку он позволяет ввести всю сумму радиоактивных и нерадиоактивных, в т.ч. токсичных компонентов в шлакощелочную вяжущую систему и получить механически прочную и водоустойчивую минералоподобную геоцементную матрицу и, как следствие, избежать образования вторичных радиоактивных и химических отходов.The technical result of the invention is to expand the functionality of the method, since it allows you to enter the entire amount of radioactive and non-radioactive, including toxic components into the slag-alkali binder system and get a mechanically strong and waterproof mineral-like geo-cement matrix and, as a result, avoid the formation of secondary radioactive and chemical wastes.
Claims (4)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2002119438/06A RU2225049C1 (en) | 2002-07-17 | 2002-07-17 | Method for reconditioning liquid radioactive wastes of high salt content |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2002119438/06A RU2225049C1 (en) | 2002-07-17 | 2002-07-17 | Method for reconditioning liquid radioactive wastes of high salt content |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2002119438A RU2002119438A (en) | 2004-01-27 |
RU2225049C1 true RU2225049C1 (en) | 2004-02-27 |
Family
ID=32173033
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2002119438/06A RU2225049C1 (en) | 2002-07-17 | 2002-07-17 | Method for reconditioning liquid radioactive wastes of high salt content |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2225049C1 (en) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US8753518B2 (en) | 2010-10-15 | 2014-06-17 | Diversified Technologies Services, Inc. | Concentrate treatment system |
US9283418B2 (en) | 2010-10-15 | 2016-03-15 | Avantech, Inc. | Concentrate treatment system |
US10580542B2 (en) | 2010-10-15 | 2020-03-03 | Avantech, Inc. | Concentrate treatment system |
-
2002
- 2002-07-17 RU RU2002119438/06A patent/RU2225049C1/en not_active IP Right Cessation
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US8753518B2 (en) | 2010-10-15 | 2014-06-17 | Diversified Technologies Services, Inc. | Concentrate treatment system |
US9283418B2 (en) | 2010-10-15 | 2016-03-15 | Avantech, Inc. | Concentrate treatment system |
US10580542B2 (en) | 2010-10-15 | 2020-03-03 | Avantech, Inc. | Concentrate treatment system |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
RU2002119438A (en) | 2004-01-27 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Goodarzi et al. | Stabilization/solidification of zinc-contaminated kaolin clay using ground granulated blast-furnace slag and different types of activators | |
US4113504A (en) | Disposal of heavy metal containing sludge wastes | |
Davidovits | Environmentally driven geopolymer cement applications | |
Asavapisit et al. | Solidification of electroplating sludge using alkali-activated pulverized fuel ash as cementitious binder | |
Holmes et al. | Enhancing the ability of pervious concrete to remove heavy metals from stormwater | |
SK100098A3 (en) | Process for the manufacture of a sorbent, a sorbent and its use for the immobilization of heavy metals in contaminated aqueous or solid phase | |
Keppert et al. | Application of heavy metals sorbent as reactive component in cementitious composites | |
Liu et al. | Effect of an alkaline environment on the engineering behavior of cement-stabilized/solidified Zn-contaminated soils | |
RU2225049C1 (en) | Method for reconditioning liquid radioactive wastes of high salt content | |
GB2121593A (en) | Method for improving the radio nuclide retention properties of solidified radioactive wastes | |
JPH06197999A (en) | Noxious waste fixing method | |
Malone et al. | Scientific basis of hazardous waste immobilization | |
FI129112B (en) | Method for treating and solidifying liquid waste | |
RU2271586C2 (en) | Method for immobilizing concentrated liquid radioactive wastes (alternatives) | |
JP2013160676A (en) | Stabilization material for radioactive material and method for treating radioactive contaminant | |
Madikizela et al. | Assessment of alkali modified coal fly ash as a potential pit latrine additive for elimination of pathogens using synthetic faeces as proxy | |
RU2195727C1 (en) | Method for recovering radioactive and toxic bottoms | |
Shin et al. | Cement based stabilization/solidification of organic contaminated hazardous wastes using Na‐bentonite and silica‐fume | |
RU2154317C2 (en) | Method for recovering liquid radioactive wastes | |
Guzii et al. | Application of alkali-activated cements for immobilization of dry low-level radioactive waste containing copper ferrocyanide | |
RU2116682C1 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes | |
RU2529496C2 (en) | Composition for hardening of liquid radioactive wastes | |
RU2229180C2 (en) | Method for decontaminating radioactive liquid wastes | |
RU2127920C1 (en) | Method for treating very toxic inorganic wastes | |
Pivák et al. | IMMOBILIZATION OF HEAVY METALS IN PORTLAND CEMENT-MUNICIPAL SOLID WASTE INCINERATION ASH MATRIX |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PD4A | Correction of name of patent owner | ||
PC43 | Official registration of the transfer of the exclusive right without contract for inventions |
Effective date: 20160315 |
|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20180718 |