RU2271586C2 - Method for immobilizing concentrated liquid radioactive wastes (alternatives) - Google Patents
Method for immobilizing concentrated liquid radioactive wastes (alternatives) Download PDFInfo
- Publication number
- RU2271586C2 RU2271586C2 RU2004109958/06A RU2004109958A RU2271586C2 RU 2271586 C2 RU2271586 C2 RU 2271586C2 RU 2004109958/06 A RU2004109958/06 A RU 2004109958/06A RU 2004109958 A RU2004109958 A RU 2004109958A RU 2271586 C2 RU2271586 C2 RU 2271586C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- concentrated liquid
- liquid radioactive
- type
- radioactive waste
- binder
- Prior art date
Links
Landscapes
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области обращения с радиоактивными отходами и может быть использовано при кондиционировании концентрированных жидких радиоактивных отходов низкого и среднего уровня активностей.The invention relates to the field of radioactive waste management and can be used in the conditioning of concentrated liquid radioactive waste of low and medium levels of activity.
Одним из основных методов отверждения жидких радиоактивных отходов является цементирование (Никифоров А.С., Куличенко В.В., Жихарев М.И. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. М.: Энергоатомиздат, 1985, с.130-136).One of the main methods for curing liquid radioactive waste is cementing (Nikiforov A.S., Kulichenko V.V., Zhikharev M.I. Neutralization of liquid radioactive waste. M: Energoatomizdat, 1985, p.130-136).
Известен способ отверждения радиоактивных отходов, включающий смешение отходов с металлургическим гранулированным шлаком или шлакопортландцементном при растворовяжущем отношении 0,2-0,6 и температуре 20-90°С и получение прочного монолита со скоростью выщелачивания водорастворимых компонентов около 10-3 г/см2·сут (а.с. СССР №880149, МКИ G 21 F 9/00. «Способ отверждения отходов». Авт. К.П.Захарова, Т.Т.Жилов, Н.В.Алимов и др. Бюл. изобр. №16, 30.04.1982).A known method of solidification of radioactive waste, including mixing the waste with metallurgical granulated slag or slag Portland cement at a mortar-binding ratio of 0.2-0.6 and a temperature of 20-90 ° C and obtaining a solid monolith with a leaching rate of water-soluble components of about 10 -3 g / cm 2 · days (USSR AS No. 880149, MKI G 21 F 9/00. “Waste solidification method.” Auth. K.P. Zakharova, T.T.Zhilov, N.V. Alimov, etc. Bull. No. 16, 04/30/1982).
Недостатками способа являются высокая скорость выщелачивания, не отвечающая требованиям норм и правил НП-019-2000, и отсутствие омоноличивания вяжущей системы при использовании способа отверждения концентрированных жидких радиоактивных отходов с высоким содержанием органических веществ.The disadvantages of the method are the high leaching rate that does not meet the requirements of the norms and rules of NP-019-2000, and the lack of monolithic binder system when using the method of curing concentrated liquid radioactive waste with a high content of organic substances.
Известен способ отверждения радиоактивных отходов низкого и среднего уровня активности (патент РФ на изобретение №2087043, МПК 6 G 21 F 9/16. «Способ отверждения радиоактивных отходов» / П.В.Кривенко, Ж.В.Скурчинская, О.Н.Петропавловский и др. Бюл. изобр. №22 (2 ч) от 10.08.1997).A known method of curing radioactive waste of low and medium levels of activity (RF patent for the invention No. 2087043, IPC 6 G 21 F 9/16. "Method for the curing of radioactive waste" / P.V. Krivenko, Zh.V. Skurchinsky, ON Petropavlovsky et al. Bull. Inventory No. 22 (2 hours) of 08/10/1997).
Способ заключается в следующем. Жидкие отходы ядерных установок низкого и среднего уровня активностей (104-108 Бк/л) смешивают с глинистым компонентом (каолиновой, бентонитовой или спондиловой глиной) при водотвердом соотношении 1,5-3,0. Полученную суспензию смешивают с вяжущим при водовяжущем отношении 0,5-1,6. В качестве вяжущего используют гидратную известь или тонкомолотый шлак с добавкой 2,5-5 мас.% клинкера или портландцемента, или шлакопортландцемент при массовом соотношении глинистого компонента и вяжущего (15-50):(50-85). После 28 суток нормально влажностного хранения получают монолитные цементные образцы с высокой механической прочностью и низкой скоростью выщелачивания.The method is as follows. The liquid wastes of nuclear installations of low and medium activity levels (10 4 -10 8 Bq / l) are mixed with a clay component (kaolin, bentonite or spondyl clay) with a water-solid ratio of 1.5-3.0. The resulting suspension is mixed with a binder with a water binder ratio of 0.5-1.6. As a binder, hydrated lime or finely ground slag with the addition of 2.5-5 wt.% Clinker or Portland cement, or slag Portland cement with a weight ratio of clay component and binder (15-50) :( 50-85) are used. After 28 days of normal moisture storage, monolithic cement samples with high mechanical strength and low leaching rate are obtained.
Недостатками способа являютсяThe disadvantages of the method are
- относительно узкая область применения - только для жидких радиоактивных отходов с невысоким содержанием органических веществ (масел, жиров, поверхностно-активных веществ и других);- a relatively narrow scope - only for liquid radioactive waste with a low content of organic substances (oils, fats, surfactants and others);
- относительно низкая механическая прочность, либо вообще отсутствие омоноличивания вяжущей системы;- relatively low mechanical strength, or even the lack of monolithic binding system;
- относительно большой объем получаемых в виде цементных камней твердых радиоактивных отходов (в 3-5 раз), что требует создания дополнительных хранилищ и увеличивает трудо- и материальные затраты, а также общую стоимость получаемых твердых радиоактивных отходов.- a relatively large volume of solid radioactive waste received in the form of cement stones (3-5 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.
Перед авторами стояла задача устранить указанные недостатки, а именно разработать способ, обеспечивающий возможностьThe authors were faced with the task of eliminating these shortcomings, namely, to develop a method that provides the opportunity
- иммобилизации концентрированных жидких радиоактивных отходов, в том числе с высоким (≥10 г/л) содержанием органических веществ, в цементные камни с низкой скоростью выщелачивания и высокой механической прочностью, удовлетворяющих нормам и правилам НП-019-2000;- immobilization of concentrated liquid radioactive waste, including those with a high (≥10 g / l) content of organic substances, into cement stones with a low leaching rate and high mechanical strength, satisfying the norms and rules of NP-019-2000;
- понижения объема получаемых твердых радиоактивных отходов по сравнению с известными способами.- lowering the volume of solid radioactive waste obtained in comparison with known methods.
Для решения поставленной задачи в первом способе иммобилизации концентрированных жидких радиоактивных отходов предлагаетсяTo solve the problem in the first method of immobilization of concentrated liquid radioactive waste, it is proposed
- в концентрированные жидкие радиоактивные отходы внести природные силикатные сорбенты в количестве 0,15-0,60 кг на 1 л концентрированных жидких радиоактивных отходов;- in the concentrated liquid radioactive waste, add natural silicate sorbents in an amount of 0.15-0.60 kg per 1 liter of concentrated liquid radioactive waste;
- полученную суспензию первого типа перемешать до гомогенного состояния;- mix the resulting suspension of the first type to a homogeneous state;
- в полученную суспензию первого типа внести глинистый компонент и раствор силиката натрия;- add a clay component and a solution of sodium silicate to the resulting suspension of the first type;
- полученную суспензию второго типа перемешать;- mix the resulting suspension of the second type;
- в полученную суспензию второго типа внести вяжущее;- add a binder to the resulting suspension of the second type;
- полученную смесь первого типа перемешать до гомогенного состояния и уложить в формы.- mix the resulting mixture of the first type to a homogeneous state and put into molds.
В частных случаях выполнения первого способа предлагаетсяIn special cases, the implementation of the first method is proposed
- во-первых, в качестве природного силикатного сорбента использовать трепел;- firstly, use tripoli as a natural silicate sorbent;
- во-вторых, глинистый компонент использовать в количестве 0,09-0,28 кг на 1 л концентрированных жидких радиоактивных отходов, а раствор силиката натрия применять с силикатньм модулем Мс=1,5 и содержанием оксида натрия (Na2О) 200-270 г/л в количестве 0,3-0,4 л на 1 л концентрированных жидких радиоактивных отходов, которые внести в суспензию первого типа;- secondly, use the clay component in an amount of 0.09-0.28 kg per 1 liter of concentrated liquid radioactive waste, and use a sodium silicate solution with a silicate module M c = 1.5 and a content of sodium oxide (Na 2 O) 200 -270 g / l in an amount of 0.3-0.4 l per 1 l of concentrated liquid radioactive waste, which is added to the suspension of the first type;
- в-третьих, в качестве вяжущего использовать мелкомолотый доменный гранулированный шлак, который внести в суспензию второго типа в количестве, соответствующем растворовяжущему отношению смеси первого типа 0,9-1,1 л/кг.- thirdly, as a binder, use finely ground granulated blast furnace slag, which is added to the suspension of the second type in an amount corresponding to the solution-binding ratio of the mixture of the first type 0.9-1.1 l / kg.
Для решения поставленной задачи во втором способе иммобилизации концентрированных жидких радиоактивных отходов предлагаетсяTo solve the problem in the second method of immobilization of concentrated liquid radioactive waste, it is proposed
- в концентрированные жидкие радиоактивные отходы внести природные силикатные сорбенты в количестве 0,15-0,60 кг на 1 л концентрированных жидких радиоактивных отходов;- in the concentrated liquid radioactive waste, add natural silicate sorbents in an amount of 0.15-0.60 kg per 1 liter of concentrated liquid radioactive waste;
- полученную суспензию первого типа перемешать до гомогенного состояния;- mix the resulting suspension of the first type to a homogeneous state;
- в полученную суспензию первого типа внести вяжущее;- add a binder to the obtained suspension of the first type;
- полученную смесь второго типа перемешать до гомогенного состояния и уложить в формы.- mix the resulting mixture of the second type to a homogeneous state and put into molds.
В частных случаях выполнения второго способа предлагаетсяIn special cases, the implementation of the second method is proposed
- во-первых, в качестве природного силикатного сорбента использовать трепел;- firstly, use tripoli as a natural silicate sorbent;
- во-вторых, в качестве вяжущего использовать портландцемент, который внести в суспензию первого типа в количестве, соответствующем растворовяжущему отношению смеси второго типа 0,4-0,9 л/кг;- secondly, Portland cement is used as the binder, which is added to the suspension of the first type in an amount corresponding to the solution-binding ratio of the mixture of the second type of 0.4-0.9 l / kg;
- в-третьих, в качестве вяжущего использовать шлакопортландцемент, который внести в суспензию первого типа в количестве, соответствующем растворовяжущему отношению смеси второго типа 0,4-0,9 л/кг.- thirdly, as a binder, use slag Portland cement, which is added to the suspension of the first type in an amount corresponding to the solution-binding ratio of the mixture of the second type of 0.4-0.9 l / kg.
Первый способ иммобилизации концентрированных жидких радиоактивных отходов включает в себя следующие операции.The first method for immobilizing concentrated liquid radioactive waste includes the following operations.
В концентрированные жидкие радиоактивные отходы вносят природные силикатные сорбенты в количестве 0,15-0,60 кг на 1 л концентрированных жидких радиоактивных отходов.Natural silicate sorbents in the amount of 0.15-0.60 kg per 1 liter of concentrated liquid radioactive waste are added to concentrated liquid radioactive waste.
Полученную суспензию первого типа перемешивают до гомогенного состояния.The resulting suspension of the first type is stirred until a homogeneous state.
В полученную суспензию первого типа вносят глинистый компонент и раствор силиката натрия.The clay component and sodium silicate solution are added to the resulting suspension of the first type.
Полученную суспензию второго типа перемешивают.The resulting suspension of the second type is mixed.
В полученную суспензию второго типа вносят вяжущее.A binder is added to the resulting suspension of the second type.
Полученную смесь первого типа перемешивают до гомогенного состояния и укладывают в формы.The resulting mixture of the first type is stirred until a homogeneous state and laid in molds.
В частных случаях выполнения способа делают следующее.In special cases, the execution of the method do the following.
Первое. В качестве природного силикатного сорбента используют трепел. При этом достигается расширение области применения способа и обеспечивается иммобилизация концентрированных жидких радиоактивных отходов с высоким (≥10 г/л) содержанием органических веществ благодаря предупреждению ценообразования при приготовлении смесей концентрированных жидких радиоактивных отходов с вяжущим и устранению высокой пористости цементных камней. Кроме того, трепел способствует лучшему удержанию воды в получаемых смесях в процессе их твердения при хранении в формах, что способствует более полному протеканию процессов гидратации соединений вяжущего и устраняет трещинообразование отвержденных цементных блоков.The first one. Tripoli is used as a natural silicate sorbent. This achieves the expansion of the scope of the method and provides the immobilization of concentrated liquid radioactive waste with a high (≥10 g / l) content of organic substances due to the prevention of pricing in the preparation of mixtures of concentrated liquid radioactive waste with an astringent and the elimination of high porosity of cement stones. In addition, tripoli contributes to a better retention of water in the resulting mixtures during their hardening during storage in molds, which contributes to a more complete flow of hydration processes of binder compounds and eliminates crack formation of cured cement blocks.
Второе. Для получения суспензии второго типа в суспензию первого типа вносят глинистый компонент в количестве 0,09-0,28 кг на 1 л концентрированных жидких радиоактивных отходов и раствор силиката натрия с силикатным модулем Мс=1,5 и содержанием оксида натрия (Na2O) 200-270 г/л в количестве 0,3-0,4 на 1 л концентрированных жидких радиоактивных отходов.The second one. To obtain a suspension of the second type, a clay component is added to the suspension of the first type in an amount of 0.09-0.28 kg per 1 liter of concentrated liquid radioactive waste and a solution of sodium silicate with a silicate module M c = 1.5 and a content of sodium oxide (Na 2 O ) 200-270 g / l in an amount of 0.3-0.4 per 1 liter of concentrated liquid radioactive waste.
В частном случае реализации второго варианта способа в качестве вяжущего для суспензии второго типа используют мелкомолотый доменный гранулированный шлак, который вносят в нее в количестве, соответствующем растворовяжущему отношению смеси первого типа 0,9-1,1 л/кг.In the particular case of the implementation of the second variant of the method, finely ground blast-furnace granulated slag is used as the binder for the suspension of the second type, which is introduced into it in an amount corresponding to the solution-binding ratio of the mixture of the first type 0.9-1.1 l / kg.
При этом достигаются необходимые для формирования долговечного геоцементного камня условия рН≥12 и эквимолярности оксидов щелочного элемента (Na2O) и алюминия (Al2О3) в вяжущей системе, что обеспечивает при гидратации и твердении вяжущей системы образование малорастворимых низкоосновных тоберморитоподобных гидроалюмосиликатов кальция и цеолитоподобных щелочных и щелочно-земельных гидроалюмосииликатов. Долгоживущие радионуклиды цезия и стронция прочно фиксированы в такой вяжущей системе, поскольку изоморфно входят в структуру этих новообразований.At the same time, the conditions of pH≥12 and equimolarity of oxides of alkaline element (Na 2 O) and aluminum (Al 2 O 3 ) in the binder system are achieved, which are necessary for the formation of a long-term geo-cement stone, which ensures the formation of poorly soluble low-basic tobermorite-like calcium hydroaluminosilicates when hydrated and hardened. zeolite-like alkaline and alkaline-earth hydroaluminosilicates. Long-lived radionuclides of cesium and strontium are firmly fixed in such an astringent system, since they enter the structure of these neoplasms isomorphically.
Второй способ иммобилизации концентрированных жидких радиоактивных отходов включает в себя следующие операции.The second method of immobilizing concentrated liquid radioactive waste includes the following operations.
В концентрированные жидкие радиоактивные отходы вносят природные силикатные сорбенты в количестве 0,15-0,60 кг на 1 л концентрированных жидких радиоактивных отходов.Natural silicate sorbents in the amount of 0.15-0.60 kg per 1 liter of concentrated liquid radioactive waste are added to concentrated liquid radioactive waste.
Полученную суспензию первого типа перемешивают до гомогенного состояния.The resulting suspension of the first type is stirred until a homogeneous state.
В полученную суспензию первого типа вносят вяжущее.A binder is added to the resulting suspension of the first type.
Полученную смесь второго типа перемешивают до гомогенного состояния и укладывают в формы.The resulting mixture of the second type is stirred until a homogeneous state and laid in molds.
В частных случаях выполнения второго способа делают следующее.In special cases, the execution of the second method does the following.
Первое. В качестве природного силикатного сорбента используют трепел.The first one. Tripoli is used as a natural silicate sorbent.
При этом достигается расширение области применения способа и обеспечивается иммобилизация концентрированных жидких радиоактивных отходов с высоким (≥10 г/л) содержанием органических веществ благодаря предупреждению пенообразования при приготовлении смесей концентрированных жидких радиоактивных отходов с вяжущим и устранению высокой пористости цементных камней.This achieves the expansion of the scope of the method and provides the immobilization of concentrated liquid radioactive waste with a high (≥10 g / l) content of organic substances due to the prevention of foaming during the preparation of mixtures of concentrated liquid radioactive waste with an astringent and the elimination of high porosity of cement stones.
Второе. В качестве вяжущего используют портландцемент, который вносят в суспензию первого типа в количестве, соответствующем растворовяжущему отношению смеси первого типа 0,4-0,9 л/кг.The second one. Portland cement is used as the binder, which is added to the suspension of the first type in an amount corresponding to the solution-binding ratio of the mixture of the first type of 0.4-0.9 l / kg.
Третье. В качестве вяжущего используют шлакопортландцемент, который вносят в суспензию первого типа в количестве, соответствующем растворовяжущему отношению смеси первого типа 0,4-0,9 л/кг.The third. As a binder, slag Portland cement is used, which is added to the suspension of the first type in an amount corresponding to the solution-binding ratio of the mixture of the first type of 0.4-0.9 l / kg.
При этом достигается введение оптимального количества воды и компонентов концентрированных жидких радиоактивных отходов для обеспечения полного протекания процессов гидратации соединений вяжущего, кристаллизации силикатов и алюминатов кальция и капсулирования компонентов концентрированных жидких радиоактивных отходов в поровом пространстве цементного камня. Оптимальные условия протекания физико-химических процессов гидратации и твердения обеспечивают получение цементных камней с низкой скоростью выщелачивания радионуклидов и высокой механической прочностью.In this case, the introduction of the optimal amount of water and components of concentrated liquid radioactive waste is achieved to ensure the complete hydration of binder compounds, crystallization of calcium silicates and aluminates and encapsulation of components of concentrated liquid radioactive waste in the pore space of a cement stone. The optimal conditions for the flow of physicochemical hydration and hardening processes ensure the production of cement stones with a low rate of leaching of radionuclides and high mechanical strength.
Пример конкретного осуществления первого способаAn example of a specific implementation of the first method
При осуществлении первого способа используем концентрированные жидкие радиоактивные отходы следующего состава: сухой остаток 410 г/л, рН 13,0, содержание поверхностно-активных веществ 41 г/л; жиров 33 г/л; мыла 25 г/л; натрия (Na+) 90 г/л; нитрат-ионов (NO3 -) 195 г/л; хлорид-ионов (Cl-) 11 г/л; сульфат-ионов (SO4 2-) 20 г/л; фосфат-ионов (РО4 3-) 33 г/л; 137Cs 4,8·108 Бк/л; α-нуклидов 1,9·104 Бк/л.When implementing the first method, we use concentrated liquid radioactive waste of the following composition: dry residue 410 g / l, pH 13.0, surfactant content 41 g / l; fat 33 g / l; soap 25 g / l; sodium (Na + ) 90 g / l; nitrate ions (NO 3 - ) 195 g / l; chloride ions (Cl - ) 11 g / l; sulfate ions (SO 4 2- ) 20 g / l; phosphate ions (PO 4 3- ) 33 g / l; 137 Cs 4.8 · 10 8 Bq / l; α-nuclides 1.9 · 10 4 Bq / L.
В 0,1 л указанных концентрированных жидких радиоактивных отходов вносим природный силикатный сорбент в виде трепела в количестве 0,06 кг.In 0.1 l of the indicated concentrated liquid radioactive waste, we add a natural silicate sorbent in the form of tripoli in the amount of 0.06 kg.
Полученную суспензию первого типа перемешиваем до гомогенного состояния в лабораторном смесителе с мешалкой рамного типа при 20°С в течение 10 мин с окружной скоростью рамной мешалки 60-80 об/мин.The resulting suspension of the first type is stirred until a homogeneous state in a laboratory mixer with a frame type mixer at 20 ° C for 10 min with a peripheral speed of the frame mixer 60-80 rpm.
Затем в гомогенизированную суспензию первого типа добавляем раствор силиката натрия с силикатным модулем Мс=1,5 и содержанием оксида натрия (Na2O) 270 г/л в количестве 0,035 л и 0,02 кг глинистого компонента (метакаолинита). Полученную суспензию второго типа перемешиваем до гомогенного состояния при 20°С в течение 15 минут в лабораторном смесителе с окружной скоростью рамной мешалки 60-80 об/мин.Then, in a homogenized suspension of the first type, we add a solution of sodium silicate with a silicate module M c = 1.5 and a content of sodium oxide (Na 2 O) of 270 g / l in an amount of 0.035 l and 0.02 kg of clay component (metakaolinite). The resulting suspension of the second type is mixed until a homogeneous state at 20 ° C for 15 minutes in a laboratory mixer with a peripheral speed of the frame mixer 60-80 rpm
Затем в гомогенизированную суспензию второго типа добавляем вяжущее в виде мелкомолотого доменного гранулированного шлака в количестве 0,06 кг, обеспечив растворовяжущее отношение смеси первого типа 0,93 л/кг.Then, in a homogenized suspension of the second type, we add a binder in the form of finely ground blast granulated slag in the amount of 0.06 kg, providing a solution-binder ratio of the mixture of the first type of 0.93 l / kg
Полученную смесь первого типа перемешиваем до гомогенного состояния при 20°С в течение 15 минут в лабораторном смесителе с окружной скоростью рамной мешалки 60-80 об/мин.The resulting mixture of the first type is stirred until a homogeneous state at 20 ° C for 15 minutes in a laboratory mixer with a peripheral speed of the frame mixer 60-80 rpm
Полученную гомогенизированную смесь первого типа помещаем в формы: одну форму объемом ~0,12 л и две формы объемом по ~30 см3 для последующего испытания качества полученных цементных образцов.The resulting homogenized mixture of the first type is placed in the molds: one mold with a volume of ~ 0.12 L and two molds with a volume of ~ 30 cm 3 for subsequent quality testing of the obtained cement samples.
Формы с образцами выдерживаем 28 суток при комнатной температуре и влажности воздушной среды, соответствующей насыщению воздуха парами воды при этой температуре.Forms with samples can withstand 28 days at room temperature and air humidity, corresponding to air saturation with water vapor at this temperature.
По окончании процесса твердения через 28 суток проводим испытания полученных цементных образцов на механическую прочность и водоустойчивость по стандартным методикам.At the end of the hardening process, after 28 days we test the obtained cement samples for mechanical strength and water resistance according to standard methods.
Пример конкретного осуществления второго способаAn example of a specific implementation of the second method
При осуществлении второго способа как и в первом способе используем концентрированные жидкие радиоактивные отходы следующего состава: сухой остаток 410 г/л, рН 13,0, содержание поверхностно-активных веществ 41 г/л; жиров 33 г/л; мыла 25 г/л; натрия (Na+) 90 г/л; нитрат-ионов (NO3 -) 195 г/л; хлорид-ионов (Cl-) 11 г/л; сульфат-ионов (SO4 2-) 20 г/л; фосфат-ионов (PO4 3-) 33 г/л; 137Cs 4,8·108 Бк/л; α-нуклидов 1,9·104 Бк/л.When implementing the second method, as in the first method, we use concentrated liquid radioactive waste of the following composition: dry residue 410 g / l, pH 13.0, the content of surfactants 41 g / l; fat 33 g / l; soap 25 g / l; sodium (Na + ) 90 g / l; nitrate ions (NO 3 - ) 195 g / l; chloride ions (Cl - ) 11 g / l; sulfate ions (SO 4 2- ) 20 g / l; phosphate ions (PO 4 3- ) 33 g / l; 137 Cs 4.8 · 10 8 Bq / l; α-nuclides 1.9 · 10 4 Bq / L.
В 2 л указанных концентрированных жидких радиоактивных отходов вносим природный силикатный сорбент в виде трепела в количестве 0,3 кг.In 2 l of the indicated concentrated liquid radioactive waste, we introduce a natural silicate sorbent in the form of tripoli in the amount of 0.3 kg.
Полученную суспензию первого типа перемешиваем до гомогенного состояния в лабораторном смесителе с мешалкой рамного типа при 20°С в течение 10 мин с окружной скоростью рамной мешалки 60-80 об/мин.The resulting suspension of the first type is stirred until a homogeneous state in a laboratory mixer with a frame type mixer at 20 ° C for 10 min with a peripheral speed of the frame mixer 60-80 rpm.
Затем в гомогенизированную суспензию первого типа добавляем вяжущее в виде портландцемента марки ПЦ-500 в количестве 3,7 кг, обеспечив растворовяжущее отношение смеси второго типа 0,5 л/кг. Полученную смесь второго типа перемешиваем до гомогенного состояния при 20°С в течение 15 минут в лабораторном смесителе с окружной скоростью рамной мешалки 60-80 об/мин.Then, in a homogenized suspension of the first type, we add a binder in the form of Portland cement grade PC-500 in the amount of 3.7 kg, providing a solution-binder ratio of the second type of mixture 0.5 l / kg The resulting mixture of the second type is stirred until a homogeneous state at 20 ° C for 15 minutes in a laboratory mixer with a peripheral speed of the frame mixer 60-80 rpm
Полученную гомогенизированную смесь второго типа помещаем в формы: одну форму объемом 3,5 л и шесть форм объемом по ~30 см3 для последующего испытания качества полученных цементных образцов.The resulting homogenized mixture of the second type is placed in the molds: one mold with a volume of 3.5 L and six molds with a volume of ~ 30 cm 3 for subsequent quality testing of the cement samples obtained.
Формы с образцами выдерживаем 28 суток при комнатной температуре и влажности воздушной среды, соответствующей насыщению воздуха парами воды при этой температуре.Forms with samples can withstand 28 days at room temperature and air humidity, corresponding to air saturation with water vapor at this temperature.
По окончании процесса твердения через 28 суток проводим испытания полученных цементных образцов на механическую прочность и водоустойчивость по стандартным методикам.At the end of the hardening process, after 28 days we test the obtained cement samples for mechanical strength and water resistance according to standard methods.
Получаем твердые продукты с механической прочностью на сжатие 7-8 МПа, что превышает в 1,5 раза нормативные требования (НП-019-2000. Сбор, переработка, хранение и кондиционирование радиоактивных отходов. Москва, 2000), и скоростью выщелачивания в воду радионуклида 137Cs 4·10-5 г·см2/сут, что ниже на два порядка нормативных требований.We obtain solid products with a mechanical compressive strength of 7-8 MPa, which exceeds 1.5 times the regulatory requirements (NP-019-2000. Collection, processing, storage and conditioning of radioactive waste. Moscow, 2000), and the rate of leaching of radionuclide into water 137 Cs 4 · 10 -5 g · cm 2 / day, which is two orders of magnitude lower than the regulatory requirements.
Общий объем получаемого твердого продукта - 0,18 л и 3,68 л соответственно, т.е. увеличиваем объем радиоактивных отходов при иммобилизации данным способом в ~1,8 раза, что в 1,7-2,8 раза меньше, чем в известных способах.The total volume of the obtained solid product is 0.18 l and 3.68 l, respectively, i.e. we increase the volume of radioactive waste during immobilization by this method ~ 1.8 times, which is 1.7-2.8 times less than in the known methods.
Техническим результатом способа является расширение области применения способа, обеспечивающего возможность иммобилизации концентрированных жидких радиоактивных отходов с высоким (≥10 г/л) содержанием органических веществ в цементные камни с низкой скоростью выщелачивания и высокой механической прочностью, удовлетворяющих нормам и правилам НП-019-2000, а также понижение объема получаемых твердых радиоактивных отходов по сравнению с объемом отходов, получаемым по известным способам.The technical result of the method is to expand the scope of the method, providing the ability to immobilize concentrated liquid radioactive waste with a high (≥10 g / l) content of organic substances in cement stones with a low leaching rate and high mechanical strength, satisfying the norms and rules of NP-019-2000, as well as a decrease in the volume of solid radioactive waste obtained in comparison with the volume of waste obtained by known methods.
Использование изобретения позволит обеспечить экологическую безопасность хранения концентрированных жидких радиоактивных отходов низкого и среднего уровня активностей и отвердить концентрированные жидкие радиоактивные отходы в том числе с высоким (≥10 г/л) содержанием органических веществ, в цементные камни с высокой водоустойчивостью и механической прочностью с невысоким увеличением объема получаемых твердых радиоактивных отходов.The use of the invention will ensure environmental safety of the storage of concentrated liquid radioactive waste of low and medium levels of activity and harden concentrated liquid radioactive waste, including those with a high (≥10 g / l) content of organic substances, in cement stones with high water resistance and mechanical strength with a low increase the amount of solid radioactive waste received.
Claims (5)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2004109958/06A RU2271586C2 (en) | 2004-04-01 | 2004-04-01 | Method for immobilizing concentrated liquid radioactive wastes (alternatives) |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2004109958/06A RU2271586C2 (en) | 2004-04-01 | 2004-04-01 | Method for immobilizing concentrated liquid radioactive wastes (alternatives) |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2004109958A RU2004109958A (en) | 2005-09-20 |
| RU2271586C2 true RU2271586C2 (en) | 2006-03-10 |
Family
ID=35848822
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2004109958/06A RU2271586C2 (en) | 2004-04-01 | 2004-04-01 | Method for immobilizing concentrated liquid radioactive wastes (alternatives) |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2271586C2 (en) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2008069694A1 (en) | 2006-12-06 | 2008-06-12 | Obschestvo S Ogranichennoi Otvetstvennostyu 'nauka - Tekhnologii - Proizvodstvo' | Method for liquid radioactive waste reprocessing (and variants) |
| RU2451347C2 (en) * | 2006-08-24 | 2012-05-20 | Вестингхаус Электрик Сведен Аб | Tubular shell of water reactor fuel element |
| RU2451350C2 (en) * | 2009-07-17 | 2012-05-20 | Солетанш Фрейсине | Method to immobilise nuclear waste |
| RU2616447C1 (en) * | 2016-06-30 | 2017-04-17 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") | Method for cleaning liquid containing radionuclides, and device for its implementation |
-
2004
- 2004-04-01 RU RU2004109958/06A patent/RU2271586C2/en active
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| СОБОЛЕВ И.А., ХОМЧИК Л.М. "Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах", Москва, ЭНЕРГОАТОМИЗДАТ, 1983, гл.5. * |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2451347C2 (en) * | 2006-08-24 | 2012-05-20 | Вестингхаус Электрик Сведен Аб | Tubular shell of water reactor fuel element |
| US8320515B2 (en) | 2006-08-24 | 2012-11-27 | Westinghouse Electric Sweden Ab | Water reactor fuel cladding tube |
| WO2008069694A1 (en) | 2006-12-06 | 2008-06-12 | Obschestvo S Ogranichennoi Otvetstvennostyu 'nauka - Tekhnologii - Proizvodstvo' | Method for liquid radioactive waste reprocessing (and variants) |
| RU2451350C2 (en) * | 2009-07-17 | 2012-05-20 | Солетанш Фрейсине | Method to immobilise nuclear waste |
| RU2616447C1 (en) * | 2016-06-30 | 2017-04-17 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") | Method for cleaning liquid containing radionuclides, and device for its implementation |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2004109958A (en) | 2005-09-20 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP0001499B1 (en) | Treatment and disposal of heavy metal containing sludge wastes | |
| US3947283A (en) | Method for solidifying sludge | |
| US9011597B2 (en) | Method for preparing a composite material from waste and resulting material | |
| CN111205035B (en) | Backfill prepared from red mud and wastewater as well as preparation method and application thereof | |
| KR910005930B1 (en) | Encapsulation of boric acid slurries | |
| CN103553375A (en) | Composite soil solidifying agent, and preparation and application thereof | |
| CN109553345A (en) | A kind of preparation method with the modified concrete processed of domestic garbage incineration flyash | |
| RU2271586C2 (en) | Method for immobilizing concentrated liquid radioactive wastes (alternatives) | |
| CN103193439B (en) | High integrity container sealing material and preparation method thereof and application | |
| TW200918193A (en) | Treatment material with reduced heavy metal and treatment method for reducing heavy metal and manufacturing method and foundation material of granulated treatment material | |
| Varlakov et al. | Innovative and conventional materials and designs of nuclear cementitious systems in radioactive waste management | |
| JPS58195200A (en) | Method of improving reservation of radioactive nuclide at solidifying radioactive waste | |
| CN109626911B (en) | Pervious concrete with continuous water purification function and preparation method thereof | |
| KR101096012B1 (en) | Natural friendly-concrete block with function of purificating water using composition of firm-agent and recyclable materials | |
| JPH06197999A (en) | Noxious waste fixing method | |
| CN115259778A (en) | Coal gangue-refuse incineration ash-based mining cemented filling material and preparation method and application thereof | |
| FI129112B (en) | Method for treating and solidifying liquid waste | |
| JP2001208896A (en) | Method of cosolidifying low-level radioactive wetting waste generated from boiling water nuclear power plant | |
| RU2225049C1 (en) | Method for reconditioning liquid radioactive wastes of high salt content | |
| JPH0656494A (en) | Cement composition for adsorbing nuclide | |
| Skomorokhova et al. | Conditioning of spent ion-exchange resins followed by solidification in the alkali-slag long-lived matrix with an increased level of filling with resins | |
| JPH06300893A (en) | Solidifying material for radioactive waste | |
| JPH073475B2 (en) | Method for solidifying radioactive waste | |
| CN103708804A (en) | Mud curing method | |
| CN109180215A (en) | A kind of ardealite base steel wire net rack combined wall board and preparation method thereof |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PC43 | Official registration of the transfer of the exclusive right without contract for inventions |
Effective date: 20160315 |