RU2361299C1 - Method of immobilisation of isotopes of radioactive wastes of transuranic elements (versions) - Google Patents
Method of immobilisation of isotopes of radioactive wastes of transuranic elements (versions) Download PDFInfo
- Publication number
- RU2361299C1 RU2361299C1 RU2007139474/06A RU2007139474A RU2361299C1 RU 2361299 C1 RU2361299 C1 RU 2361299C1 RU 2007139474/06 A RU2007139474/06 A RU 2007139474/06A RU 2007139474 A RU2007139474 A RU 2007139474A RU 2361299 C1 RU2361299 C1 RU 2361299C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- elements
- mixture
- clay
- bentonite
- radioactive
- Prior art date
Links
Landscapes
- Compositions Of Oxide Ceramics (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области экобезопасной геоконсервации радиоактивных элементов, в частности к созданию алюмосиликатных матриц для консервации трансурановых элементов (ТУЭ) на основе теории геохимических барьеров.The invention relates to the field of ecologically safe geoconservation of radioactive elements, in particular to the creation of aluminosilicate matrices for the conservation of transuranic elements (TUE) based on the theory of geochemical barriers.
Известен способ отверждения радиоактивных отходов (РАО) (патент РФ №2087043, МПК: G21F 9/16, заявка 94041216, пр. 05.20.93, опубл. 08.10.97), заключающийся в том, что радиоактивные отходы смешивают с глинистым компонентом - каолиновой, бентонитовой или спондиловой глиной и полученную суспензию смешивают с вяжущим веществом - гидратной известью или тонкомолотым шлаком с добавкой 2,5-5,0 мас.% клинкера или портландцемента, или шлакопортландцемента. Водотвердое отношение суспензии отходов к с глинистому компоненту составляет 1,5-3,0. Получают цеолитоподобные продукты, аналогичные природным. Недостаток способа заключается в высокой степени выщелачиваемости радионуклидов в окружающую среду (не менее 10-1-10-2 г/см2·сут) и в низких характеристиках механической прочности продуктов. Способ не предотвращает геохимическую миграцию радионуклидов в молекулярной и минеральной формах. В приповерхностных условиях хранения продуктов этого способа могут создаваться механические ореолы рассеяния РАО.A known method of solidification of radioactive waste (RAW) (RF patent No. 2087043, IPC: G21F 9/16, application 94041216, etc. 05.20.93, publ. 08.10.97), which consists in the fact that the radioactive waste is mixed with a clay component - kaolin , bentonite or spondyl clay and the resulting suspension is mixed with a binder - hydrated lime or finely ground slag with the addition of 2.5-5.0 wt.% clinker or Portland cement, or slag Portland cement. The water-solid ratio of the suspension of waste to the clay component is 1.5-3.0. Zeolite-like products similar to natural ones are obtained. The disadvantage of this method is the high degree of leachability of radionuclides into the environment (not less than 10 -1 -10 -2 g / cm 2 · day) and low characteristics of the mechanical strength of the products. The method does not prevent the geochemical migration of radionuclides in molecular and mineral forms. Under near-surface storage conditions for the products of this method, mechanical halos of RW scattering can be created.
Известен способ переработки кислотных жидких радиоактивных отходов (патент РФ №2201630, МПК: G21F 9/16, заявка №2001108376/06, пр. 03.28.2001, опубл. 03.27.2003), включающий нейтрализацию и смешение РАО со связующим - глиноземистым цементом - и сорбционной минеральной добавкой - глиной (предпочтительно бентонитового класса). Нейтрализацию проводят непосредственно связующим при смешении. Массовое соотношение катионитовых регенератов, глиноземистого цемента и глины 1:(0,75-1,00):(0,07-0,10). Цементную смесь отверждают во влажных условиях в течение 28 суток. Способ обеспечивает увеличение степени наполнения отвержденных продуктов по сернокислотным радиоактивным отходам и понижение объема захораниваемых отходов при сохранении их достаточной прочности и водостойкости. Недостаток известного способа также заключается в высокой степени выщелачиваемости радионуклидов в окружающую среду; нарушается требование нормативов МАГАТЭ (Подземное захоронение радиоактивных отходов. Основное руководство. Вена: МАГАТЭ, 1981), предполагающее обязательное их отверждение в составе специальных материалов - консервирующих матриц с последующей термообработкой или остеклованием поверхности. Анионная часть кислотных жидких РАО не удаляется в процессе смешения, а вовлекается в состав цементной матрицы, вследствие чего снижается ее химическая стойкость.A known method of processing acidic liquid radioactive waste (RF patent No. 2201630, IPC: G21F 9/16, application No. 2001108376/06, 03.28.2001, publ. 03.27.2003), including the neutralization and mixing of radioactive waste with a binder - alumina cement - and sorption mineral additive - clay (preferably bentonite class). The neutralization is carried out directly by the binder when mixed. The mass ratio of cationite regenerates, alumina cement and clay 1: (0.75-1.00) :( 0.07-0.10). The cement mixture is cured in wet conditions for 28 days. The method provides an increase in the degree of filling of the cured products with sulfuric acid radioactive waste and a decrease in the volume of disposed waste while maintaining their sufficient strength and water resistance. The disadvantage of this method also lies in the high degree of leachability of radionuclides into the environment; violates the requirements of the IAEA standards (Underground disposal of radioactive waste. The main guide. Vienna: IAEA, 1981), implying their mandatory curing as part of special materials - preservation matrices, followed by heat treatment or vitrification of the surface. The anionic part of acidic liquid radioactive waste is not removed during the mixing process, but is involved in the composition of the cement matrix, as a result of which its chemical resistance decreases.
В соответствии с патентами (США №6734334, МПК: В09В 3/00, G21F 9/16, заявка 09/810,557, пр. 19.03.2001, опубл. 11.05.2004; США №7091393, МПК: G21F 1/00, заявка 10/606,218, пр. 26.06.2003, опубл. 15.08.06) способ иммобилизации РАО включает создание нескольких стеклообразных барьеров вокруг матрицы, состоящей из радиоактивных отходов и различных природных или синтетических иммобилизирующих минералов. Недостаток последнего способа многобарьерной защиты матрицы состоит в его сложности и дороговизне. В нем не учтены химические свойства вводимых в матрицу продуктов ядерного деления (ПЯД) и трансурановых элементов (ТУЭ). Боросиликатные, алюмофосфатные и фосфосиликатныс стекла, входящие в состав последнего барьера матрицы, характеризуются показателем выщелачиваемости более высоким, чем алюмосиликатные стекла и стеклокерамики (n·10-7 г/см2·сут) из-за появления сильных и средних неорганических кислот.In accordance with patents (US No. 6734334, IPC: B09B 3/00, G21F 9/16, application 09 / 810,557, etc. March 19, 2001, published May 11, 2004; US No. 7091393, IPC: G21F 1/00, application 10 / 606,218, pr. 06/26/2003, publ. 08/15/06) a method for immobilizing radioactive waste involves the creation of several glassy barriers around a matrix consisting of radioactive waste and various natural or synthetic immobilizing minerals. The disadvantage of the latter method of multi-barrier matrix protection is its complexity and high cost. It does not take into account the chemical properties of the nuclear fission products (NSP) and transuranium elements (TUE) introduced into the matrix. Borosilicate, aluminophosphate and phosphosilicate glasses, which are part of the last matrix barrier, are characterized by a higher leach rate than aluminosilicate glasses and glass ceramics (n · 10 -7 g / cm 2 · day) due to the appearance of strong and medium inorganic acids.
Известен способ обработки радиоактивных отходов, предусматривающий их фиксацию в керамике (патент РФ №2127920, МПК: G21F 9/16, заявка №98110504/25, пр. 06.09.98, опубл. 03.20.99) путем смешения отходов с неорганической матрицей - бентонитовой глиной с содержанием монтмориллонита 50-70 мас.% и бентонитовым числом не менее 75 при обеспечении массового отношения радиоактивных отходов к бентонитовой глине: 1/9-4/10 в расчете на сумму оксидов РАО (до 30 мас.% в расчете на оксиды) с последующими формовкой, сушкой, обжигом при 750-900°С в течение 4-10 часов и охлаждением керамических блоков. Способ предусматривает создание вокруг керамических блоков с РАЭ непроницаемой катионпоглощающей оболочки. Для этого полученные после стадии охлаждения керамические блоки размалывают и подвергают повторному смешению с неорганической матрицей - бентонитовой глиной или с черепичной глиной, например красной глиной, с последующими формовкой, сушкой, обжигом при 1020-1060°С в течение 4-10 часов и охлаждением. Изобретение позволяет повысить содержание РАО в единице отвержденного объема, исключить испаряемость легколетучих РАО. Недостатком способа является размалывание керамических блоков, содержащих связанные радиоактивные элементы (РАЭ), что требует дополнительных энергозатрат и приводит к "пылению" - образованию воздушных взвесей РАЭ. Заявленное в способе формирование "катионпоглощающей оболочки" не выполняется. После отжига при указанных температурах оболочка теряет "катионпоглощающие" свойства вследствие ее преобразования в керамику.A known method of processing radioactive waste, providing for their fixation in ceramics (RF patent №2127920, IPC: G21F 9/16, application No. 98110504/25, etc. 06.09.98, publ. 03.20.99) by mixing the waste with an inorganic matrix - bentonite clay with a content of montmorillonite of 50-70 wt.% and a bentonite number of at least 75 while ensuring a mass ratio of radioactive waste to bentonite clay: 1 / 9-4 / 10 based on the amount of RAW oxides (up to 30 wt.% based on oxides) followed by molding, drying, firing at 750-900 ° C for 4-10 hours and cooling ceramic blocks. The method involves creating an impermeable cation-absorbing shell around ceramic blocks with RAE. To do this, the ceramic blocks obtained after the cooling stage are ground and subjected to repeated mixing with an inorganic matrix - bentonite clay or with tiled clay, for example red clay, followed by molding, drying, calcining at 1020-1060 ° C for 4-10 hours and cooling. The invention allows to increase the content of radioactive waste in a unit of cured volume, to eliminate the volatility of volatile radioactive waste. The disadvantage of this method is the grinding of ceramic blocks containing bound radioactive elements (RAE), which requires additional energy and leads to "dusting" - the formation of air suspensions of the RAE. Claimed in the method of the formation of "cation-absorbing shell" is not performed. After annealing at the indicated temperatures, the shell loses its “cation-absorbing” properties due to its conversion to ceramic.
Наиболее близким техническим решением является способ иммобилизации осадка радиоактивных отходов трансурановых элементов (радионуклидов) в алюмосиликатную стеклокерамику на основе монтмориллонитовых (бентонитовых) глин (патент РФ №2271587, МПК: G21F 9/16, заявка №2003132640/06, пр. 11.06.2003, опубл. 03.10.2006), включающий осаждение радионуклидов на полученном гальванохимическим способом гидроксиде железа (III), приготовление смеси из осушенных при 150°С осажденных радиоактивных элементов и монтмориллонитовой глины, формирование ударным прессованием гранул, состоящих из сердечника и оболочки, при этом оболочка выполнена из спрессованной гомогенной смеси бентонитовой глины и 10-30 мас.% SiO2, a сердечник - из спрессованной под давлением 40-60 МПа смеси радионуклидов и монтмориллонитовой глины, последующие сушку, спекание гранул с получением стеклокерамики с эффектом поверхностного оплавления и охлаждение.The closest technical solution is a method of immobilizing the sediment of radioactive waste of transuranic elements (radionuclides) into aluminosilicate glass ceramics based on montmorillonite (bentonite) clays (RF patent No. 2271587, IPC: G21F 9/16, application No. 2003132640/06, pr 11.06.2003, publ. 03.10.2006), including the deposition of radionuclides on the iron (III) hydroxide obtained by a galvanochemical method, the preparation of a mixture of precipitated radioactive elements and montmorillonite clay dried at 150 ° C, the formation of granules by shock pressing, consisting of a core and a shell, the shell being made of a compressed homogeneous mixture of bentonite clay and 10-30 wt.% SiO 2 , and the core of a mixture of radionuclides and montmorillonite clay compressed under pressure of 40-60 MPa, followed by drying, sintering of granules to obtain glass-ceramic with surface fusion effect and cooling.
Приведенный анализ известных решений показал целесообразность использования для консервации РАО недорогих алюмосиликатных матриц на основе легкоплавких катионнообменных бентонитовых глин (соотношение Al2О3 и SiO2 от 1:2 до 1:4,8). Способ образования отверждающих радиоизотопы ТУЭ алюмосиликатных матриц обладает рядом существенных преимуществ по сравнению со способами получения керамических и стеклянных матриц на основе исходно тугоплавких субстратов. Еще до термообработки на "мокрой" (обменной, шликерной) стадии формируется шихта с катионами радиоизотопов, от которой сразу отделены анионы сильных неорганических кислот и солей. Поскольку обменная емкость глин невелика, требуемого уровня насыщения исходного материала можно достигать добавками поглощающих радионуклиды гидроксидов железа (III). Такие матрицы, сформированные в керамики, стеклокерамики и стекла, имеют большую долю ковалентных связей и в природе наиболее устойчивы к воздействию грунтовых вод (показатель выщелачиваемости около n·10-7 г/см2·сут). Им уступают в этом отношении менее энергозатратные при масштабном изготовлении боросиликатные и алюмофосфатные матрицы. В контакте с водой алюмосиликатные матрицы покрываются кремнезем-глиноземными гелевыми "рубашками", пресекающими коррозию керамик и стекол и прекращающими миграцию ионов. Боросиликатные и алюмофосфатные матрицы такими свойствами не обладают. Главное отличие алюмосиликатных матриц от боросиликатных и алюмофосфатных заключается в плохой их растворимости в воде из-за высокой полимеризации их главного продукта гидролиза - кремниевой кислоты по сравнению с борной и фосфорной кислотами. Отсюда следует важнейший вывод - введение в матрицы кислотообразователей (исключая кремнезем) противопоказано, как, впрочем, и щелочеобразователей.The above analysis of the known solutions showed the feasibility of using low-cost aluminosilicate matrices based on low-melting cation-exchange bentonite clays for the conservation of radioactive waste (the ratio of Al 2 O 3 and SiO 2 is from 1: 2 to 1: 4.8). The method for the formation of curing radioisotopes of TUE aluminosilicate matrices has a number of significant advantages compared to methods for producing ceramic and glass matrices based on initially refractory substrates. Even before heat treatment at the "wet" (exchange, slip) stage, a charge with radioisotope cations is formed, from which anions of strong inorganic acids and salts are immediately separated. Since the exchange capacity of clays is small, the required level of saturation of the starting material can be achieved by the addition of absorbing radionuclides of iron (III) hydroxides. Such matrices, formed in ceramics, glass ceramics, and glass, have a large share of covalent bonds and are most resistant to groundwater in nature (leaching rate of about n · 10 -7 g / cm 2 · day). In this respect, they are inferior to the less energy-consuming borosilicate and aluminophosphate matrices for large-scale production. In contact with water, aluminosilicate matrices are coated with silica-alumina gel "shirts" that suppress the corrosion of ceramics and glasses and stop the migration of ions. Borosilicate and aluminophosphate matrices do not possess such properties. The main difference between aluminosilicate matrices and borosilicate and aluminophosphate matrices is their poor solubility in water due to the high polymerization of their main hydrolysis product - silicic acid compared with boric and phosphoric acids. The most important conclusion follows from this - the introduction of acid-forming agents into the matrix (excluding silica) is contraindicated, as, by the way, and alkali-forming agents.
Из физико-химических основ петрологии изверженных пород давно известно, что великолепно стеклуются на открытом воздухе средне- и высококислые расплавы (обсидианы) и существенно хуже стеклуются высокоосновныс расплавы. Гиалитовые оболочки в базальтовых лавах образуются только при подводных их излияниях. Причина плохой стеклуемости очевидна - в расплаве катионами-модификаторами подавляется полимеризация расплава - непрерывное сеткообразованис кремнеземной основы матрикса. Ковалевым В.П. в "Устойчивых вариациях химизма в магмо - и петрогенезисе" (1986) показаны отличия основных и кислых пород. Типовой базальт содержит 50 мас.% SiO2, 12,5 мас.% Al2О3 и 37,5 мас.% суммы оксидов элементов-модификаторов (MgO, CaO, FeO, Na2O, K2O и др.). Типичный риолит заключает до 73 мас.% SiO2, 13,5 мас.% Al2О3 и 14,3 мас.% суммы оксидов Ме2O3, МеО и Ме2O. Цифры содержаний оксидов трехвалентных, двухвалентных и одновалентных металлов указывают предельные значения загрузки алюмосиликатных матриц радиоизотопами ПЯД и ТУЭ. Базальтоподобные матрицы следует загружать фракциями ПЯД, а риолитоподобныс - фракциями ТУЭ. Для ТУЭ-α-излучателей предполагается применить гранитоподобную по общему химизму матрицу. Эти материалы долговечны, не боятся авторазогрева, гигроскопичны, обладают большой прочностью.It has long been known from the physicochemical foundations of the petrology of igneous rocks that medium- and high-acid melts (obsidians) are excellently vitrified in the open air and highly basic melts are vitrified significantly worse. Hyalite shells in basaltic lavas are formed only during their submerged outflows. The reason for the poor vitrification is obvious - in the melt, cation-modifiers inhibit the polymerization of the melt - continuous network formation from the silica matrix base. Kovalev V.P. in "Sustainable Chemistry Variations in Magma - and Petrogenesis" (1986) the differences between basic and acidic rocks are shown. Typical basalt contains 50 wt.% SiO 2 , 12.5 wt.% Al 2 O 3 and 37.5 wt.% The sum of the oxides of the modifier elements (MgO, CaO, FeO, Na 2 O, K 2 O, etc.) . A typical rhyolite contains up to 73 wt.% SiO 2 , 13.5 wt.% Al 2 O 3 and 14.3 wt.% The sum of the oxides Me 2 O 3 , MeO and Me 2 O. Figures of the contents of oxides of trivalent, divalent and monovalent metals indicate the limiting values of the loading of aluminosilicate matrices by the radioactive isotopes PAD and TUE. Basalt-like matrices should be loaded with fractions of the NSP, and rhyolite-like matrices with fractions of the TUE. For TUE-α emitters, it is proposed to use a granite-like matrix in terms of general chemistry. These materials are durable, not afraid of auto-heating, hygroscopic, have great strength.
Задачей изобретения является организация консервации радиоактивных отходов, в частности изотопов трансурановых элементов, по природным моделям формирования месторождений руд редких и радиоактивных элементов на геохимических барьерах зон гипергенеза разного геологического возраста. Такие месторождения создают наименьшие экологические угрозы при физическом и химическом выветривании. Вмещающее алюмосиликатное вещество преобразуется в поглощающий комплекс с огромной активной поверхностью, а большая часть радиоизотопов принадлежит к элементам-гидролизатам - плохим мигрантам в водной среде. Продукты гидролиза алюмосиликатных систем пресекают миграцию катионов щелочных, основных и иных металлов, включая их в свой состав. Элементы-гидролизаты отлагаются на месте образования их гидроксидов и также адсорбируют подвижные металлы. Дополнительный геохимический барьер предлагается создать, обваловывая алюмосиликатные керамики и стекла катионообменными глинами. В таком могильнике с эшелонированной защитой радионуклиды как минимум сотни тысяч лет будут полностью изолированы от зоны активного водообмена.The objective of the invention is the organization of the conservation of radioactive waste, in particular isotopes of transuranium elements, according to natural models for the formation of ore deposits of rare and radioactive elements at the geochemical barriers of hypergenesis zones of different geological age. Such deposits pose the least environmental threats during physical and chemical weathering. The host aluminosilicate substance is converted into an absorbing complex with a huge active surface, and most of the radioisotopes belong to hydrolyzate elements - poor migrants in the aquatic environment. The products of hydrolysis of aluminosilicate systems suppress the migration of cations of alkali, base and other metals, including their composition. Hydrolyzate elements are deposited at the site of their hydroxide formation and also adsorb mobile metals. It is proposed to create an additional geochemical barrier by bridging aluminosilicate ceramics and glass with cation-exchange clays. In such a burial ground with layered protection, the radionuclides will be completely isolated from the active water exchange zone for at least hundreds of thousands of years.
Технический результат - формирование риолитоподобных матриц, обеспечивающих надежную иммобилизацию изотопов трансурановых элементов ядерного цикла, стойких к радиолизу, термолизу и химическому выщелачиванию, совместимых по химическим характеристикам с породным веществом депозитариев. Ближайшими природными аналогами таких алюмосиликатных матриц являются высокотемпературные метаморфические породы и вулканические стекла, устойчивые в обводненных системах многие миллионы лет.EFFECT: formation of rhyolite-like matrices providing reliable immobilization of isotopes of transuranic elements of the nuclear cycle that are resistant to radiolysis, thermolysis and chemical leaching, compatible in chemical characteristics with the rock material of depositories. The closest natural analogues of such aluminosilicate matrices are high-temperature metamorphic rocks and volcanic glasses, stable in flooded systems for many millions of years.
Технический результат достигается тем, что способ иммобилизации изотопов трансурановых элементов радиоактивных отходов в алюмосиликатной стеклокерамике по первому варианту включает осаждение радиоактивных элементов на полученном гальванохимическим способом гидроксиде железа (III), приготовление матрицы из смеси осушенных осажденных радиоактивных элементов и бентонитовой (монтмориллонитовой) глины с введением в смесь поглотителя нейтронов - оксида кадмия при обеспечении соотношения компонентов в пересчете на оксиды, мас.%:The technical result is achieved by the fact that the method for immobilizing isotopes of transuranic elements of radioactive waste in aluminosilicate glass ceramics according to the first embodiment includes the deposition of radioactive elements on the iron (III) hydroxide obtained by the galvanochemical method, the preparation of a matrix from a mixture of dried precipitated radioactive elements and bentonite (montmorillonite clay) a mixture of a neutron absorber - cadmium oxide while ensuring a ratio of components in terms of oxides, wt.%:
трансурановые элементы - 15-17;transuranic elements - 15-17;
SiO2 - 65-73;SiO 2 - 65-73;
Al2O3 - 8-12;Al 2 O 3 - 8-12;
сумма оксидов (Na2O, K2O, MgO, CaO, FeO и др.) - 6-10;the sum of oxides (Na 2 O, K 2 O, MgO, CaO, FeO, etc.) - 6-10;
поглотитель нейтронов CdO - 0,5;CdO neutron absorber - 0.5;
формирование ударным прессованием гранул, состоящих из оболочки и сердечника, при этом оболочка выполнена из спрессованной гомогенной смеси бентонитовой глины и 10-30 мас.% SiO2, сердечник - из спрессованной смеси радиоактивных элементов и бентонитовой (монтмориллонитовой) глины, при соотношении оболочка/сердечник, равном от 1/20 до 1/10 мас.%, последующие сушку сформированных гранул, спекание нагревом от комнатной или температуры 180°С со скоростью повышения температуры от 1 до 25°С в минуту до температуры конечной выдержки от 1000 до 1200°С в течение от 2 до 8 часов для получения риолитоподобных стеклокерамических блоков и охлаждение.the formation by shock pressing of granules consisting of a shell and a core, while the shell is made of a compressed homogeneous mixture of bentonite clay and 10-30 wt.% SiO 2 , the core is made of a compressed mixture of radioactive elements and bentonite (montmorillonite) clay, with a shell / core ratio equal to from 1/20 to 1/10 wt.%, subsequent drying of the formed granules, sintering by heating from room temperature or 180 ° C at a rate of temperature increase from 1 to 25 ° C per minute to a temperature of final exposure from 1000 to 1200 ° C during from 2 to 8 hours to obtain rhyolite-like glass-ceramic blocks and cooling.
По второму варианту для осаждения радиоактивных элементов используют торф, при этом для получения риолитоподобных стеклокерамических блоков температура конечной выдержки гранул составляет 1100-1200°С, что обусловлено выгоранием гумусовых органических веществ, которое снижает температуру спекания и полного стеклования (1200°С).According to the second option, peat is used to precipitate the radioactive elements, and to obtain rhyolite-like glass-ceramic blocks, the temperature of the final exposure of the granules is 1100-1200 ° C, which is due to the burning out of humic organic substances, which reduces the sintering temperature and full glass transition (1200 ° C).
Способ обеспечивает создание для консервации изотопов трансурановых элементов риолитоподобные стеклокерамические блоки, характеризующиеся как природные материалы - высокотемпературные метаморфические породы (контактовые роговики) и вулканические стекла.The method provides for the creation of isotopes of transuranic elements for preservation of rhyolite-like glass-ceramic blocks, characterized as natural materials - high-temperature metamorphic rocks (contact hornfelses) and volcanic glasses.
Для обеспечения быстрого прекращения возможной цепной реакции в активной зоне ядерного деления в матрицу вводят поглотители нейтронов - кадмий или другие (В, Gd, Sm, Eu, Pm и др.).To ensure the rapid termination of a possible chain reaction in the active nuclear fission zone, neutron absorbers — cadmium or others (B, Gd, Sm, Eu, Pm, etc.) are introduced into the matrix.
Использование для создания матрицы бентонитовых глин при соотношении в мас.% SiO2/Al2O3/оксиды металлов (Na2O, K2O, MgO, CaO, FeO и др.)=(65-73)/(8-12)/(6-10) для матрицы материала сердечника обеспечивает высокую емкость катионного обмена (ЕКО = 80-120 мг·экв/100 г) глины и легкоплавкость получаемой на ее основе смеси. Увеличение содержания оксида алюминия, близкого к соотношению Al2O3/SiO2=1:1, приведет к повышению температуры образования стеклокерамики до 1250-1350°С, будет получен состав смеси, аналогичный применяемому для этих целей каолиновых глин и полевошпатово-кварцевого песка или гранитной крошки. Увеличение содержания оксида кремния приведет к формированию при спекании стекол, близких к обсидианам, несовместимым по химическому составу с гранитным веществом депозитариев. Насыщение матрицы трансурановыми элементами более 17 мас.% приведет к повышению выщелачиваемости радионуклидов (не менее 10-3-10-5 г/см2·сут по урану), а введение поглотителя нейтронов более 0,5 мас.% приведет к снижению загрузки матрицы ТУЭ и, как следствие, неэффективному использованию бентонитового сырья.Use to create a matrix of bentonite clays at a ratio in wt.% SiO 2 / Al 2 O 3 / metal oxides (Na 2 O, K 2 O, MgO, CaO, FeO, etc.) = (65-73) / (8- 12) / (6-10) for the core material matrix provides a high cation exchange capacity (EKO = 80-120 mg · eq / 100 g) of clay and fusibility of the mixture obtained on its basis. An increase in the content of alumina close to the ratio Al 2 O 3 / SiO 2 = 1: 1 will lead to an increase in the temperature of formation of glass ceramics to 1250-1350 ° C, and a mixture composition similar to that used for these purposes of kaolin clay and feldspar-quartz sand will be obtained or granite chips. An increase in the content of silicon oxide will lead to the formation during sintering of glasses close to obsidian, incompatible in chemical composition with the granite material of the depositories. Saturation of the matrix with transuranic elements of more than 17 wt.% Will lead to an increase in the leachability of radionuclides (at least 10 -3 -10 -5 g / cm 2 · day for uranium), and the introduction of a neutron absorber of more than 0.5 wt.% Will lead to a decrease in matrix loading TUE and, as a consequence, inefficient use of bentonite raw materials.
Линейный подъем температуры от комнатной или 180°С со скоростью повышения температуры от 1 до 25°С в минуту до температуры конечной выдержки от 1000 до 1200°С обеспечивает по сравнению с прототипом равномерную, бестрещинную усадку гранул с оболочкой с формированием литоидного стеклокерамического брикета.A linear rise in temperature from room temperature or 180 ° C with a rate of temperature increase from 1 to 25 ° C per minute to a final exposure temperature of 1000 to 1200 ° C provides, in comparison with the prototype, uniform, crackless shrinkage of granules with a shell with the formation of a lithoid glass-ceramic briquette.
Использованием для осаждения изотопов трансурановых элементов торфа достигается многократное по хемосорбционной емкости превосходство перед любыми минеральными хемосорбентами, в том числе цеолитами и смектитовыми глинами. Осадителями уранила являются гумус и гуминовые вещества. Особенно активно хемосорбируют уран гумусовые кислоты - гуминовые и фульвовые. При погружении их в водный раствор ионы водорода диссоциируют из этих кислотных групп, а их место начинают занимать катионы металлов. Коэффициент геохимической очистки при этом достигает 10000 единиц. Кинетика процесса значительна - обмен занимает несколько секунд. При спекании торф-бентонитовых смесей при нехватке атмосферного кислорода углерод отнимает кислород у кремния и в виде СО и CO2 улетучивается, а диоксид кремния переходит в монооксид (2SiO2+C→2SiO+CO2↑) с низкой температурой плавления, что облегчает стеклование. Торф в настоящем способе выполняет роль хемосорбента и легковыгорающей добавки, снижающей температуру стеклования. При последующей термообработке органика полностью выгорит с образованием плотного стеклокерамического черепка литоидного облика, а радионуклиды остаются в матрице. Перспективность такого подхода подтверждается возможностью варьирования составов смесей бентонит-торф в широком интервале концентраций торфа (до 75 мас.%) и снижением температур окончательного отжига при повышении содержаний органической составляющей в таких композитах.The use of transuranic elements of peat for the deposition of isotopes gives a superiority over any chemisorption capacity over any mineral chemisorbents, including zeolites and smectite clays. Uranyl precipitators are humus and humic substances. Humic acids — humic and fulvic — are especially active in chemisorbing uranium. When immersed in an aqueous solution, hydrogen ions dissociate from these acid groups, and metal cations begin to take their place. The coefficient of geochemical treatment at the same time reaches 10,000 units. The kinetics of the process is significant - the exchange takes a few seconds. During sintering of peat-bentonite mixtures with a lack of atmospheric oxygen, carbon takes oxygen away from silicon and evaporates in the form of CO and CO 2 , and silicon dioxide passes into monoxide (2SiO 2 + C → 2SiO + CO 2 ↑) with a low melting point, which facilitates the glass transition . Peat in the present method plays the role of a chemisorbent and an easily-burning additive that lowers the glass transition temperature. During the subsequent heat treatment, the organics will completely burn out with the formation of a dense glass-ceramic shard of lithoid appearance, and the radionuclides remain in the matrix. The prospects of this approach are confirmed by the possibility of varying the compositions of bentonite-peat mixtures in a wide range of peat concentrations (up to 75 wt.%) And lowering the temperature of final annealing with an increase in the content of the organic component in such composites.
Примеры конкретного выполнения способа.Examples of specific performance of the method.
Пример 1. Сернокислый радиоактивный раствор, содержащий 1,80 мг/л урана, с солесодержанием 73 г/л подвергают гальванокоагуляционной обработке - пропускают при рН 3 через гальванопару железо-кокс при частоте вибрации f=30 Гц, температуре 20°С, времени контакта 10 мин. После этого проводят коррекцию рН растворов при помощи 20%-ного раствора гидроксида натрия и отделяют осадок. Количество осадка составляет 13-15 г/л. Раствор, содержащий осадок из гидроксидов железа и радионклидов, смешивают с тонкоизмельченной бентонитовой глиной с введенным поглотителем нейтронов - оксидом кадмия (0,6 мас.% CdO на массу сухой глины) в соотношении 1:6 по массе. Из смеси готовят прессованием при давлении 10-20 МПа гранулы диаметром и длиной 12 мм, их сушат при температуре 150-180°С в течение 3 часов. Стеклокерамики получают спеканием гранул в воздушной атмосфере при нагреве от температуры 180°С со скоростью повышения температуры 1-10°С в минуту до температуры конечной выдержки 1000-1200°С и выдерживают в течение 2,5 часов.Example 1. Sulfate radioactive solution containing 1.80 mg / l of uranium, with a salt content of 73 g / l, is subjected to galvanic coagulation treatment - iron-coke is passed through a galvanic couple at pH 3 at a vibration frequency of f = 30 Hz, a temperature of 20 ° C, contact time 10 min. After that, the pH of the solutions is adjusted using a 20% sodium hydroxide solution and the precipitate is separated. The amount of sediment is 13-15 g / l. A solution containing a precipitate of iron hydroxides and radionclides is mixed with finely ground bentonite clay with an introduced neutron absorber - cadmium oxide (0.6 wt.% CdO per weight of dry clay) in a ratio of 1: 6 by weight. From the mixture prepared by pressing at a pressure of 10-20 MPa granules with a diameter and a length of 12 mm, they are dried at a temperature of 150-180 ° C for 3 hours. Glass ceramics are obtained by sintering granules in an air atmosphere when heated from a temperature of 180 ° C at a rate of temperature increase of 1-10 ° C per minute to a final exposure temperature of 1000-1200 ° C and held for 2.5 hours.
Получены оплавленные образцы без трещин. По данным рентгенофазового анализа (РФА) в стеклокерамике обнаружены типичные для изучаемой керамики минералы - кварц, окислы урана (VI и IV), анортит, кристобалит, гематит.Melted samples without cracks were obtained. According to X-ray phase analysis (XRD), minerals typical of the studied ceramics were discovered in glass ceramics - quartz, uranium oxides (VI and IV), anorthite, cristobalite, hematite.
Пример 2. Тонкоизмельченный Таганский торф (ЗАО «Сорбсиб») смешивают с разбавленным азотнокислым раствором, содержащим 10-2-10-4 г/л урана. Активация хемоеорбции торфом урана достигается использованием магнитной мешалки в течение 1 часа при комнатной температуре. Осадок, содержащий торф с хемосорбиованным ураном (2500 мг·экв U на 100 г сухого вещества сорбента), влажностью 7-8%, смешивают с измельченной бентонитовой глиной в пропорции 1:1. Из смеси формуют прессованием при давлении 10-20 МПа гранулы диаметром и длиной 12 мм и просушивают при 150°С до постоянства веса. Стеклокерамики получают спеканием гранул в воздушной атмосфере при нагреве от температуры 150°С со скоростью повышения температуры 1-5°С в минуту до температуры конечной выдержки от 1000 до 1200°С и выдерживают в течение 2,5 часов.Example 2. Finely ground Tagansky peat (ZAO Sorbsib) is mixed with a dilute nitric acid solution containing 10 -2 -10 -4 g / l of uranium. The activation of chemo-absorption by peat of uranium is achieved by using a magnetic stirrer for 1 hour at room temperature. The precipitate containing peat with chemisorbed uranium (2500 mEq U per 100 g of dry matter of the sorbent), with a moisture content of 7-8%, is mixed with crushed bentonite clay in a ratio of 1: 1. Granules with a diameter and a length of 12 mm are formed by compression molding at a pressure of 10-20 MPa from the mixture and dried at 150 ° C until the weight is constant. Glass ceramics are obtained by sintering granules in an air atmosphere when heated from a temperature of 150 ° C with a rate of temperature increase of 1-5 ° C per minute to a temperature of final exposure from 1000 to 1200 ° C and incubated for 2.5 hours.
Получены оплавленные образцы без трещин. По данным РФА в стеклокерамике обнаружены минералы - α-кварц, окислы урана (VI и IV), калиевый полевой шпат, кристобалит.Melted samples without cracks were obtained. According to X-ray powder diffraction data, minerals - α-quartz, uranium oxides (VI and IV), potassium feldspar, and cristobalite were found in glass ceramics.
Пример 3. К 65,34 г прокаленной при 500°С в течение 1 часа Камалинской бентонитовой глины ОС-3 добавляют оксид урана (UO2) - 18,40 г, SiO: - 38,34 г, CdO - 0,61 г и пластификатор - вазелин (6,66 г). Полученную смесь гомогенизируют в шаровой мельнице в течение 10 мин, при соотношении масс шаров и смеси 4:1. Из смеси готовят прессованием при давлении 10-20 МПа гранулы диаметром и длиной 12 мм. Стеклокерамики получают спеканием гранул в воздушной атмосфере при нагреве от температуры 180°С со скоростью повышения температуры 1°С в минуту до температуры конечной выдержки от 1000 до 1200°С и выдерживают в течение 2,5 часов.Example 3. To 65.34 g calcined at 500 ° C for 1 hour, Kamalinskoye bentonite clay OS-3 add uranium oxide (UO 2 ) - 18.40 g, SiO: - 38.34 g, CdO - 0.61 g and plasticizer - petrolatum (6.66 g). The resulting mixture is homogenized in a ball mill for 10 minutes, with a mass ratio of balls and mixture of 4: 1. From the mixture is prepared by pressing at a pressure of 10-20 MPa granules with a diameter and a length of 12 mm Glass ceramics are obtained by sintering granules in an air atmosphere when heated from a temperature of 180 ° C at a rate of temperature increase of 1 ° C per minute to a final exposure temperature of from 1000 to 1200 ° C and held for 2.5 hours.
Получены оплавленные образцы без трещин. По РФА в стеклокерамике обнаружены типичные для изучаемой керамики минералы - кварц, окислы урана (VI и IV), анортит, кордиерит, кристобалит, гематит.Melted samples without cracks were obtained. According to the XRD, in glass ceramics, minerals typical for the studied ceramics were discovered - quartz, uranium oxides (VI and IV), anorthite, cordierite, cristobalite, hematite.
Пример 4. К 100,00 г прокаленной при 500°С в течение 1 часа Камалинской бентонитовой глины ОС-3 добавляют: оксид молибдена - имитатора ТУЭ МоО3 - 28,18 г, SiO2 - 58,69 г, CdO - 0,94 г и пластификатор - вазелин (6,66 г). Полученную смесь гомогенизируют в шаровой мельнице в течение 10 мин, при соотношении масс шаров и смеси 4:1. Из смеси готовят прессованием при давлении 12-25 МПа гранулы диаметром и длиной 12 мм. Стеклокерамики получают спеканием гранул в воздушной атмосфере при нагреве от температуры 180°С со скоростью повышения температуры 10°С в минуту до температуры конечной выдержки 1100°С и выдерживают в течение 3 часов.Example 4. To 100.00 g calcined at 500 ° C for 1 hour, the Kamalinskoye bentonite clay OS-3 was added: molybdenum oxide - a simulator of TUE MoO 3 - 28.18 g, SiO 2 - 58.69 g, CdO - 0, 94 g and plasticizer - petrolatum (6.66 g). The resulting mixture is homogenized in a ball mill for 10 minutes, with a mass ratio of balls and mixture of 4: 1. Granules with a diameter and a length of 12 mm are prepared from the mixture by pressing at a pressure of 12-25 MPa. Glass ceramics are obtained by sintering granules in an air atmosphere when heated from a temperature of 180 ° C at a rate of temperature increase of 10 ° C per minute to a final exposure temperature of 1100 ° C and held for 3 hours.
По данным РФА полученных бестрещиноватых образцов стеклокерамика содержит следующие минералы - кварц, окисид молибдена и кристобалит.According to the XRD data of the obtained fissured samples, glass ceramics contains the following minerals - quartz, molybdenum oxide, and cristobalite.
Пример 5. К 200,00 г прокаленной при 500°С в течение 1 часа Камалинской бентонитовой глины ОС-3 добавляют: ацетат уранила - 64,89 г (UO2 - 41,32 г), CdO - 1,22 г и пластификатор - вазелин (25,66 г). Полученную смесь гомогенизируют в шаровой мельнице в течение 10 мин, при соотношении масс шаров и смеси 3:1. Из смеси готовят прессованием при давлении 12-25 МПа гранулы диаметром и длиной 12 мм. Стеклокерамики получают спеканием гранул в воздушной атмосфере при нагреве от комнатной температуры со скоростью повышения температуры 20°С в минуту до температуры 1150°С и выдерживают в течение 2 часов.Example 5. To 200.00 g calcined at 500 ° C for 1 hour, Kamalinskoye bentonite clay OS-3 was added: uranyl acetate - 64.89 g (UO 2 - 41.32 g), CdO - 1.22 g and plasticizer - petrolatum (25.66 g). The resulting mixture is homogenized in a ball mill for 10 minutes, with a mass ratio of balls and mixture of 3: 1. Granules with a diameter and a length of 12 mm are prepared from the mixture by pressing at a pressure of 12-25 MPa. Glass ceramics are obtained by sintering granules in an air atmosphere when heated from room temperature at a rate of temperature increase of 20 ° C per minute to a temperature of 1150 ° C and incubated for 2 hours.
Методом РФА в стеклокерамике обнаружены следующие минералы - кварц, оксиды урана (VI и IV), кордиерит.The following minerals were discovered in glass ceramics by the XRD method: quartz, uranium oxides (VI and IV), cordierite.
Пример 6. К 150,00 г прокаленной при 500°С в течение 1 часа Камалинской бентонитовой глины ОС-3 добавляют: МоО3 - 31,00 г, CdO - 0,92 г и пластификатор - вазелин (3,32 г). Смесь гомогенизируют в шаровой мельнице в течение 15 мин, при соотношении масс шаров и смеси 5:1. Из смеси готовят прессованием при давлении 10-30 МПа гранулы диаметром и длиной 12 мм. Стеклокерамики получают спеканием гранул в воздушной атмосфере при нагреве от комнатной температуры со скоростью повышения температуры 25°С в минуту до температуры 1150°С и выдерживают 4 часа. Фазовый состав стеклокерамики - кварц, окислы урана (VI и IV), анортит, кордиерит, кристобалит, гематит.Example 6. To 150.00 g calcined at 500 ° C for 1 hour, Kamalinskoye bentonite clay OS-3 was added: MoO 3 - 31.00 g, CdO - 0.92 g and plasticizer - petrolatum (3.32 g). The mixture is homogenized in a ball mill for 15 minutes, with a mass ratio of balls and mixture of 5: 1. Granules with a diameter and a length of 12 mm are prepared from the mixture by pressing at a pressure of 10-30 MPa. Glass ceramics are obtained by sintering granules in an air atmosphere when heated from room temperature at a rate of temperature increase of 25 ° C per minute to a temperature of 1150 ° C and incubated for 4 hours. The phase composition of glass ceramics is quartz, uranium oxides (VI and IV), anorthite, cordierite, cristobalite, hematite.
Пример 7. К 216,00 г прокаленной при 500°С в течение 1 часа Камалинской бентонитовой глины ОС-3 добавляют: ацетат уранила - 74,05 г (UO2 - 47,15 г), CdO - 1,58 г, CrO3 - 9,02 г, TiO2 - 10,43 г, FeO - 7,53 г, Ni2О3 - 7,54 г, ZrO2 - 7,53 г, MnO2·(H2O)X - 7,54 г. Смесь гомогенизируют в шаровой мельнице в течение 12 мин, при соотношении масс шаров и смеси 4:1. Из смеси готовят прессованием при давлении 12-14 МПа гранулы диаметром и длиной 12 мм. Стеклокерамики получают спеканием гранул в воздушной атмосфере при нагреве от комнатной температуры со скоростью повышения температуры 12°С в минуту до температуры 1200°С и выдерживают 8 часов. Фазовый состав стеклокерамики: кварц, окислы урана (VI и IV), кристобалит, оксиды хрома, титана, марганца, гематит.Example 7. To 216.00 g calcined at 500 ° C for 1 hour, the Kamalinskoye bentonite clay OS-3 was added: uranyl acetate - 74.05 g (UO 2 - 47.15 g), CdO - 1.58 g, CrO 3 - 9.02 g, TiO 2 - 10.43 g, FeO - 7.53 g, Ni 2 O 3 - 7.54 g, ZrO 2 - 7.53 g, MnO 2 · (H 2 O) X - 7.54 g. The mixture is homogenized in a ball mill for 12 minutes, with a mass ratio of balls and mixture of 4: 1. Granules with a diameter and a length of 12 mm are prepared from the mixture by pressing at a pressure of 12-14 MPa. Glass ceramics are obtained by sintering granules in an air atmosphere when heated from room temperature at a rate of temperature increase of 12 ° C per minute to a temperature of 1200 ° C and incubated for 8 hours. The phase composition of glass ceramics: quartz, oxides of uranium (VI and IV), cristobalite, oxides of chromium, titanium, manganese, hematite.
Пример 8. К 150,05 г прокаленной при 500°С в течение 1 часа Камалинской бентонитовой глины ОС-3 добавляют: МоО3 - 32,75 г, CdO - 1,10 г, CrO3 - 6,96 г, TiO2 - 6,80 г, FeO - 6,79 г, М2O3 - 7,06 г, ZrO2 - 6,83 г и пластификатор - вазелин (3,76 г). Смесь гомогенизируют в шаровой мельнице в течение 20 мин, при соотношении масс шаров и смеси 3:1. Из смеси готовят прессованием при давлении 10-12 МПа гранулы диаметром и длиной 12 мм. Стеклокерамики получают спеканием гранул в воздушной атмосфере при нагреве от температуры 180°С со скоростью повышения температуры 25°С в минуту до температуры 1200°С и выдерживают 4 часа. Фазовый состав стеклокерамики: кварц, кристобалит, тридимит, циркон, оксиды молибдена, титана, хрома, гематит.Example 8. To 150.05 g calcined at 500 ° C for 1 hour, the Kamalinsky bentonite clay OS-3 was added: MoO 3 - 32.75 g, CdO - 1.10 g, CrO 3 - 6.96 g, TiO 2 - 6.80 g, FeO - 6.79 g, M 2 O 3 - 7.06 g, ZrO 2 - 6.83 g and plasticizer - petrolatum (3.76 g). The mixture is homogenized in a ball mill for 20 minutes, with a mass ratio of balls and mixture of 3: 1. Granules with a diameter and a length of 12 mm are prepared from the mixture by pressing at a pressure of 10-12 MPa. Glass ceramics are obtained by sintering granules in an air atmosphere when heated from a temperature of 180 ° C at a rate of temperature increase of 25 ° C per minute to a temperature of 1200 ° C and incubated for 4 hours. The phase composition of glass ceramics: quartz, cristobalite, tridimite, zircon, oxides of molybdenum, titanium, chromium, hematite.
Определение скорости выщелачивания урана и молибдена из полученных образцов стеклокерамик проводят по стандартной методике, основанной на национальном стандарте РФ ГОСТ Р 52126-2003 "Отходы радиоактивные. Определение химической устойчивости отвержденных высокоактивных отходов методом длительного выщелачивания". В качестве выщелачивающего агента используют дистиллированную и модельную морскую воду при температурах 25 и 90°С. Время выщелачивания - отбор воды через 1, 3, 7, 10, 14, 21 и 28 суток. Чувствительность метода анализа молибдена - не менее 0,02 мг/л, а урана n·10-11 г/мл. Скорость выщелачивания молибдена по заявляемому изобретению составляет 0,31-0,44·10-8 г/см2·сут (примеры 4, 6, 8), а по прототипу она не ниже 0,7·10-5 г/см2·сут.The leaching rate of uranium and molybdenum from the obtained glass-ceramic samples is determined according to the standard procedure based on the national standard of the Russian Federation GOST R 52126-2003 "Radioactive waste. Determination of the chemical stability of solidified high-level waste by the method of long-term leaching". As a leaching agent, distilled and model seawater is used at temperatures of 25 and 90 ° C. Leaching time - water withdrawal after 1, 3, 7, 10, 14, 21 and 28 days. The sensitivity of the method of analysis of molybdenum is not less than 0.02 mg / l, and that of uranium n · 10 -11 g / ml. The leaching rate of molybdenum according to the claimed invention is 0.31-0.44 · 10 -8 g / cm 2 · day (examples 4, 6, 8), and in the prototype it is not lower than 0.7 · 10 -5 g / cm 2 · Day
Скорость выщелачивания урана из риолитоподобных по химизму стеклокерамик по заявляемому изобретению составляет 0,11-0,79·10-7 г/см2·сут (примеры 1-3), что соответствует требованиям, предъявляемым к отвержденным высокоактивным отходам (ГОСТ Р 50926-96 "Отходы высокоактивные отвержденные. Общие технические требования"). Полученные стеклокерамики после испытаний не растрескиваются, не теряют своих механических свойств и геометрических размеров. Они обладают низкой скоростью выщелачивания, и технология их получения может быть использована при изготовлении стеклокерамик, содержащих радионуклиды ТУЭ, с возможностью длительного и безопасного хранения.The rate of leaching of uranium from rheolite-like chemistries of glass ceramics according to the claimed invention is 0.11-0.79 · 10 -7 g / cm 2 · day (examples 1-3), which meets the requirements for solidified high-level waste (GOST R 50926- 96 "Highly cured waste. General specifications"). The resulting glass ceramics after testing do not crack, do not lose their mechanical properties and geometric dimensions. They have a low leaching rate, and the technology for their production can be used in the manufacture of glass ceramics containing TUE radionuclides, with the possibility of long-term and safe storage.
Скорость выщелачивания урана из андезитоподобных (пример 5) и базальтоподобных (пример 7) по химизму стеклокерамик составляет от 0,22·10-6 до - 4,51·10-5 г/см2·сут, что не позволяет их рекомендовать для геоконсервации трансурановых радионуклидов.The leaching rate of uranium from andesite-like (example 5) and basalt-like (example 7) in terms of the chemistry of glass ceramics is from 0.22 · 10 -6 to –4.51 · 10 -5 g / cm 2 · day, which does not allow them to be recommended for geoconservation transuranic radionuclides.
Claims (2)
при формировании гранул обеспечивают соотношение оболочки и матрицы от 1/20 до 1/10 мас.% соответственно, спекание проводят нагревом от комнатной или температуры 180°С со скоростью повышения температуры от 1 до 25°С в минуту до температуры конечной выдержки от 1000 до 1200°С в течение от 2 до 8 ч для получения риолитоподобных стеклокерамических блоков.1. A method of immobilizing isotopes of transuranic elements of radioactive waste in aluminosilicate glass ceramics, including the deposition of transuranic elements on a galvanic-chemical iron (III) hydroxide, preparation of a matrix from a mixture of dried precipitated radioactive elements and bentonite (montmorillonite) clay, the formation of granular compression molding and the core, while the shell is made of a compressed homogeneous mixture of bentonite clay and 10-30 wt.% SiO 2 and the core is made of a solid mixture of radioactive elements and bentonite (montmorillonite) clay, subsequent drying of the formed granules, sintering and cooling, characterized in that a neutron absorber - cadmium oxide is introduced into the mixture containing deposited transuranic elements and bentonite clay, while ensuring the ratio of components in terms of oxides, wt.%:
when forming granules, the ratio of the shell and the matrix is from 1/20 to 1/10 wt.%, respectively, sintering is carried out by heating from room temperature or 180 ° C at a rate of temperature increase from 1 to 25 ° C per minute to a final exposure temperature from 1000 to 1200 ° C for 2 to 8 hours to obtain rhyolite-like glass-ceramic blocks.
при формировании гранул обеспечивают соотношение оболочки и матрицы от 1/20 до 1/10 мас.% соответственно, спекание проводят нагревом от комнатной или температуры 180°С со скоростью повышения температуры от 1 до 25°С в минуту до температуры конечной выдержки от 1100 до 1200°С в течение от 2 до 8 ч для получения риолитоподобных стеклокерамических блоков. 2. A method of immobilizing isotopes of transuranic elements of radioactive waste in aluminosilicate glass ceramics, including the deposition of transuranic elements, the preparation of a matrix based on a mixture of dried precipitated transuranic elements and bentonite (montmorillonite) clay, the formation by shock pressing of granules consisting of a core and a shell, the shell . a homogeneous mixture of bentonite clay and 10-30 wt% SiO 2, a core - of the matrix material, followed by drying the formed pellets, sintering and Okhla denie to produce glass-ceramic blocks, characterized in that for the deposition of radioactive elements used peat, in a matrix containing precipitated radioactive elements and bentonite clay, administered neutron absorber - cadmium oxide, while ensuring the ratio of components in terms of oxides by mass%.
when forming granules, the ratio of the shell and the matrix is from 1/20 to 1/10 wt.%, respectively, sintering is carried out by heating from room temperature or 180 ° C at a rate of temperature increase from 1 to 25 ° C per minute to a final exposure temperature from 1100 to 1200 ° C for 2 to 8 hours to obtain rhyolite-like glass-ceramic blocks.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2007139474/06A RU2361299C1 (en) | 2007-10-25 | 2007-10-25 | Method of immobilisation of isotopes of radioactive wastes of transuranic elements (versions) |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2007139474/06A RU2361299C1 (en) | 2007-10-25 | 2007-10-25 | Method of immobilisation of isotopes of radioactive wastes of transuranic elements (versions) |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2007139474A RU2007139474A (en) | 2009-04-27 |
| RU2361299C1 true RU2361299C1 (en) | 2009-07-10 |
Family
ID=41018632
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2007139474/06A RU2361299C1 (en) | 2007-10-25 | 2007-10-25 | Method of immobilisation of isotopes of radioactive wastes of transuranic elements (versions) |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2361299C1 (en) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2459296C1 (en) * | 2011-04-19 | 2012-08-20 | Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственное предприятие "Эксорб" | Method of processing radioactive resins |
| RU2669853C1 (en) * | 2017-10-20 | 2018-10-16 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Дальневосточный федеральный университет" (ДВФУ) | Method of sorption water cleaning from dissolved uranium |
| RU2691099C2 (en) * | 2015-07-23 | 2019-06-11 | Общество С Ограниченной Ответственностью Промышленная Компания "Технология Металлов" | Method of preparing radioactive dust for long-term storage or burial and device for its implementation |
-
2007
- 2007-10-25 RU RU2007139474/06A patent/RU2361299C1/en not_active IP Right Cessation
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2459296C1 (en) * | 2011-04-19 | 2012-08-20 | Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственное предприятие "Эксорб" | Method of processing radioactive resins |
| RU2691099C2 (en) * | 2015-07-23 | 2019-06-11 | Общество С Ограниченной Ответственностью Промышленная Компания "Технология Металлов" | Method of preparing radioactive dust for long-term storage or burial and device for its implementation |
| RU2669853C1 (en) * | 2017-10-20 | 2018-10-16 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Дальневосточный федеральный университет" (ДВФУ) | Method of sorption water cleaning from dissolved uranium |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2007139474A (en) | 2009-04-27 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Niu et al. | Adsorption behaviour of simulant radionuclide cations and anions in metakaolin-based geopolymer | |
| Singh et al. | Inorganic waste forms for efficient immobilization of radionuclides | |
| CN106588117B (en) | Radiation-proof functional aggregate prepared from electroplating sludge containing Cr and Zn | |
| Bao et al. | Preparation and properties of hydroceramic waste forms made with simulated hanford low‐activity waste | |
| CN107188533A (en) | A kind of method of geopolymer ceramic solidification high activity liquid waste | |
| EP2784039B1 (en) | Cement curing formulation and method for high-level radioactive boron waste resins from nuclear reactor | |
| JP2013018695A (en) | Method and use of organic and mineral admixtures for emi and radioactive isotope shielding of building materials such as glass fiber wall coverings, reflective ceiling insulation and electrically conductive or resistive, high performance, high strength concrete | |
| WO2016045490A1 (en) | New geological cement for solidifying radioactive evaporation residue and method for solidification | |
| CN112466503A (en) | Preparation method of glass ceramic body for solidifying Cs-containing soil | |
| RU2361299C1 (en) | Method of immobilisation of isotopes of radioactive wastes of transuranic elements (versions) | |
| CN104291762B (en) | Chemically bonded cementing agent for curing radioactive spent resin and curing method of chemically bonded cementing agent | |
| Pusch | Stability of deep-sited smectite minerals in crystalline rock-chemical aspects | |
| Vance et al. | Geopolymers for nuclear waste immobilisation | |
| CN111635168B (en) | High-stability composite geological cement for nuclide solidification and application method thereof | |
| McCulloch et al. | Cements in radioactive waste disposal: some mineralogical considerations | |
| Vance et al. | Development of geopolymers for nuclear waste immobilisation | |
| JPS6120839B2 (en) | ||
| Yang et al. | Effect of Fe2O3 on the Immobilization of High‐Level Waste with Magnesium Potassium Phosphate Ceramic | |
| CN111524632A (en) | Magnesium-based cement curing substrate and method for treating low-medium radioactive nuclear waste | |
| KR20170089042A (en) | Additive-containing aluminoborosilicate and process for producing the same | |
| TW201731797A (en) | Environment-friendly cement and production method thereof comprising an active filler (1), an inert filler (2) and a sodium metasilicate aqueous solution (3) to serve as a fire resistant and heat insulation material | |
| RU2439726C1 (en) | Method to immobilise radioactive wastes in mineral-like matrix | |
| Jain | Fly ash-based geopolymers for immobilization of nuclear waste containing cesium | |
| RU2197763C1 (en) | Method for solidifying liquid radioactive wastes and ceramic material used for the purpose | |
| Cheng et al. | Immobilize Nd2O3 as simulated nuclear waste in silicate-apatite glass-ceramics |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PD4A | Correction of name of patent owner | ||
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20181026 |