RU2225049C1 - Method for reconditioning liquid radioactive wastes of high salt content - Google Patents

Method for reconditioning liquid radioactive wastes of high salt content Download PDF

Info

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
Application number
RU2002119438/06A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU2002119438A (en
Inventor
Э.Е. Коновалов
Н.Г. Богданович
Д.Л. Тютюнников
М.П. Мышковский
Т.О. Мишевец
О.В. Старков
Original Assignee
Государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт им. акад. А.И. Лейпунского "
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт им. акад. А.И. Лейпунского " filed Critical Государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт им. акад. А.И. Лейпунского "
Priority to RU2002119438/06A priority Critical patent/RU2225049C1/en
Publication of RU2002119438A publication Critical patent/RU2002119438A/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2225049C1 publication Critical patent/RU2225049C1/en

Links

Landscapes

  • Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)

Abstract

FIELD: recovery of radioactive materials. SUBSTANCE: method involves sorption of radionuclides including their condensation by evaporation and immobilization by casehardening in natural cement stone. Casehardening is effected by means of cementing system incorporating granular blast-furnace slag and clay component mixed up with sodium silicate solution. Sodium silicate solution used for mixing components has 150 - 250 g of sodium oxide per 1 l of solution and its solution-binder proportion is between 0.4 and 0.5 l/kg. Mixture obtained has 8 - 29% of sorbent, 8 - 15% of dry components of liquid radioactive concentrates, 30 - 56% of finely milled granular blast-furnace slag, 12 - 35% of clay component. Used as sorbent are natural zeolites or zeolite-like alumosilicate synthetic materials. EFFECT: enhanced mechanical strength and water resistance of mineral-like natural cement matrix for liquid waste immobilization. 4 cl, 1 ex

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)

1. Способ кондиционирования жидких радиоактивных отходов с высоким солесодержанием, включающий 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, отличающийся тем, что сорбцию радионуклидов проводят совместно со входящими в жидкие радиоактивные концентраты органическими и неорганическими веществами одновременно с упариванием жидких концентратов на частицах сорбента размером 0,3-3 мм при температуре 110-115°С, а цементирование радиоактивного сорбента, содержащего всю сумму неорганических и органических веществ в виде сухих компонентов, осуществляют затворением раствором силиката натрия, содержащим 150-250 г оксида натрия (Na2O) в одном литре раствора, с силикатным модулем от 1 до 1,5 при растворовяжущем отношении Р/В=0,4-0,5 л/кг смеси, состоящей из: 8-29% - природный или искусственный сорбент; 8-15% - сухие компоненты жидких радиоактивных концентратов; 30-56% - доменный гранулированный мелкомолотый шлак; 12-35% - глинистый компонент, например, метакаолинит.1. A method of 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, characterized in that the sorption of radionuclides carried out together with organic and inorganic substances included in the liquid radioactive concentrates simultaneously with the evaporation of the liquid concentrates on sorbent particles with a size of 0.3-3 mm at a temperature of 110-115 ° C, and cementing a radioactive sorbent containing the entire amount of inorganic and organic substances in the form of dry components is carried out by mixing with a solution of sodium silicate containing 150-250 g of sodium oxide (Na 2 O) in one liter of solution, with a silicate module from 1 to 1.5 with a solution-binder ratio R / B = 0.4-0.5 l / kg of a mixture consisting of: 8-29% - natural or artificial sorbent ; 8-15% - dry components of liquid radioactive concentrates; 30-56% - blast furnace granular finely ground slag; 12-35% - clay component, for example, metakaolinite. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что 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.2. The method according to claim 1, characterized in that the evaporation is carried out by repeatedly adding portions of liquid radioactive concentrates so that the sum of the dry substances introduced into the sorbent by weight does not exceed 1.5 g per 1 g of sorbent, and the sorbent retained before cementing bulk properties. 3. Способ по п.1 или 2, отличающийся тем, что в качестве сорбента используют природные цеолиты, в частности, клиноптилолит.3. The method according to claim 1 or 2, characterized in that as the sorbent use natural zeolites, in particular clinoptilolite. 4. Способ по п.1 или 2, отличающийся тем, что в качестве сорбента используют цеолитоподобные алюмосиликатные синтетические вещества типа NaX и NaY.4. The method according to claim 1 or 2, characterized in that as the sorbent use zeolite-like aluminosilicate synthetic substances such as NaX and NaY.
RU2002119438/06A 2002-07-17 2002-07-17 Method for reconditioning liquid radioactive wastes of high salt content RU2225049C1 (en)

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)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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