RU2370836C1 - Method of processing liquid radioactive wastes (lrw) - Google Patents
Method of processing liquid radioactive wastes (lrw) Download PDFInfo
- Publication number
- RU2370836C1 RU2370836C1 RU2008111258/06A RU2008111258A RU2370836C1 RU 2370836 C1 RU2370836 C1 RU 2370836C1 RU 2008111258/06 A RU2008111258/06 A RU 2008111258/06A RU 2008111258 A RU2008111258 A RU 2008111258A RU 2370836 C1 RU2370836 C1 RU 2370836C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- ethylene glycol
- evaporation
- lrw
- phthalic anhydride
- glycol
- Prior art date
Links
Landscapes
- Heat Treatment Of Water, Waste Water Or Sewage (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к способам переработки (обезвреживания) жидких радиоактивных отходов (ЖРО) и промышленных отходов, содержащих экологически опасные токсичные вещества, в частности, гликоли.The invention relates to methods for processing (rendering harmless) liquid radioactive waste (LRW) and industrial waste containing environmentally hazardous toxic substances, in particular glycols.
Основными задачами, решаемыми в рамках проблемы обезвреживания ЖРО, являются очистка основной массы отходов от радионуклидов и концентрирование последних в минимальном объеме с последующим отверждением (замоноличиванием) радиоактивных концентратов солей в виде продукта, исключающего выход радионуклидов в окружающую среду.The main tasks to be solved within the framework of the LRW disposal problem are the purification of the bulk of the waste from radionuclides and the concentration of the latter in a minimum volume with the subsequent solidification (monolization) of the radioactive salt concentrates in the form of a product that excludes the release of radionuclides into the environment.
На практике для решения этих задач на стадиях очистки и концентрирования ЖРО обычно используют традиционные осадительные, термические, сорбционные и мембранные методы. Отверждение солевых концентратов ЖРО, как правило, проводят после их термической или механической сушки включением в инертные матрицы (битум, цемент, термореактивные смолы и др.) [А.С.Никифиров, В.В.Куличенко, М.И.Жихарев. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. Энергоатомиздат, Москва, 1985, с.13-115].In practice, traditional precipitation, thermal, sorption and membrane methods are usually used to solve these problems at the stages of treatment and concentration of LRW. The curing of LRW salt concentrates is usually carried out after their thermal or mechanical drying by incorporation into inert matrices (bitumen, cement, thermosetting resins, etc.) [A.S. Nikifirov, V.V. Kulichenko, M.I. Zhikharev. Neutralization of liquid radioactive waste. Energoatomizdat, Moscow, 1985, p.13-115].
Все рассмотренные выше методы индивидуальны и могут решать не более одной-двух задач в цикле обезвреживания ЖРО, что требует при разработке технологических схем переработки ЖРО предусматривать использование на каждой стадии процесса своего специфического оборудования.All the methods discussed above are individual and can solve no more than one or two tasks in the LRW disposal cycle, which requires the development of specific equipment at each stage of the process for developing LRW processing schemes.
С точки зрения максимального концентрирования ЖРО в технологическом цикле их обезвреживания наиболее рациональным способом считается способ термической дистилляции (упаривания) ЖРО. Несмотря на относительно высокие энергозатраты, термический метод нашел широкое применение в практике упаривания ЖРО и сушки солевых концентратов благодаря своим технологическим преимуществам [А.С.Никифиров, В.В.Куличенко, М.И.Жихарев. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. Энергоатомиздат, Москва, 1985, с.14].From the point of view of the maximum concentration of LRW in the technological cycle of their disposal, the most rational way is considered to be the method of thermal distillation (evaporation) of LRW. Despite the relatively high energy consumption, the thermal method has found wide application in the practice of evaporating LRW and drying salt concentrates due to its technological advantages [A.S. Nikifirov, V.V. Kulichenko, M.I. Zhikharev. Neutralization of liquid radioactive waste. Energoatomizdat, Moscow, 1985, p.14].
Известен способ переработки ЖРО, включающий: концентрирование ЖРО упариванием кубовых растворов (солевых концентратов) солесодержанием 130-150 г/л в азотнокислой среде при рН 3,5-4,0 в выпарных аппаратах, работающих в режиме передачи тепла через теплопередающую поверхность, с последующим хранением высококонцентрированных кубовых остатков солесодержанием 600-800 г/л в емкостях временного хранения, или их отверждение методами битумирования, цементирования и др. [А.с. 654010. СССР. Способ концентрирования жидких радиоактивных отходов. Опубл. в Б.И., 1980, №3].A known method of processing LRW, including: concentration of LRW by evaporation of bottoms (salt concentrates) with a salinity of 130-150 g / l in nitric acid at pH 3.5-4.0 in evaporators operating in the mode of heat transfer through a heat transfer surface, followed by storing highly concentrated bottoms with a salinity of 600-800 g / l in temporary storage tanks, or curing them using bitumen, cementing, etc. [A.S. 654010. USSR. The method of concentration of liquid radioactive waste. Publ. in B.I., 1980, No. 3].
Недостатками данного способа являются:The disadvantages of this method are:
- инкрустация (осаждение солей) греющих поверхностей, что приводит к снижению производительности процесса и требует проведения периодических химических промывок выпарного аппарата;- inlay (precipitation of salts) of the heating surfaces, which leads to a decrease in the productivity of the process and requires periodic chemical washing of the evaporator;
- вспенивание ЖРО при наличии в них детергентов (поверхностно-активных веществ), существенно затрудняющее процесс выпаривания;- foaming of LRW in the presence of detergents (surfactants) in them, which significantly complicates the evaporation process;
- коррозионная агрессивность солевого азотнокислого концентрата по отношению к конструкционным материалам используемого в цикле обезвреживания ЖРО оборудования;- corrosiveness of salt nitrate concentrate with respect to structural materials used in the equipment LRW neutralization cycle;
- относительно низкая степень концентрирования солей (не более 600-800 г/л);- a relatively low degree of concentration of salts (not more than 600-800 g / l);
- при глубоком упаривании ЖРО до солесодержания 600-800 г/л и более возникают трудности последующего обращения с кубовым остатком из-за выпадения в трубопроводах и емкостях временного хранения осадков кристаллогидратов солей, что осложняет их транспортировку, а также исключает возможность полной раскачки емкостей в аварийной ситуации и освобождение емкостей после истечения гарантированного срока хранения концентратов ЖРО и, следовательно, создает опасность выхода радионуклидов в окружающую среду [А.С.Никифиров, В.В.Куличенко, М.И.Жихарев. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. Энергоатомиздат, Москва, 1985, с.109-112].- with deep evaporation of LRW to a salinity of 600-800 g / l or more, difficulties arise in the subsequent handling of bottoms due to the precipitation of crystalline hydrates of salts in pipelines and tanks for temporary storage, which complicates their transportation, and also eliminates the possibility of full buildup of tanks in emergency situations and the release of containers after the expiration of the guaranteed shelf life of LRW concentrates and, therefore, creates the risk of radionuclides entering the environment [A.S. Nikifirov, V.V. Kulichenko, M.I. Zhikharev. Neutralization of liquid radioactive waste. Energoatomizdat, Moscow, 1985, pp. 109-112].
Известен способ переработки жидких радиоактивных отходов, заключающийся в концентрировании отходов упариванием при температуре 105-150°С путем подачи жидких радиоактивных отходов в глицерин при их соотношении в зоне упаривания 1:9-1:1 [Патент РФ №2168222, Бюл. №15, 2001 г.]. Данный способ выбран в качестве прототипа, как наиболее близкий к заявляемому способу по технической сути и достигаемым результатам.There is a method of processing liquid radioactive waste, which consists in concentrating the waste by evaporation at a temperature of 105-150 ° C by feeding liquid radioactive waste into glycerin with a ratio in the evaporation zone of 1: 9-1: 1 [RF Patent No. 2168222, Bull. No. 15, 2001]. This method is selected as a prototype, as the closest to the claimed method in technical essence and the achieved results.
Несмотря на свои неоспоримые достоинства, такие как: повышение степени упаривания ЖРО, предотвращение инкрустации греющих поверхностей солевыми отложениями, исключение возможности развития местной коррозии нержавеющей стали, предотвращение вспенивания упариваемых растворов при наличии в ЖРО детергентов, упрощение операций последующего обращения с кубовым остатком и др., - способ-прототип имеет свои недостатки:Despite its indisputable advantages, such as: increasing the degree of evaporation of LRW, preventing the incrustation of heating surfaces with salt deposits, eliminating the possibility of local corrosion of stainless steel, preventing foaming of the evaporated solutions in the presence of detergents in LRW, simplifying the operations of the subsequent treatment of bottoms, etc., - the prototype method has its drawbacks:
- глицерин является дефицитным продуктом, так как он нашел широкое применение не только в технике в качестве высокотемпературного теплоносителя и компонента охлаждающих и гидравлических жидкостей, но и входит в состав продукции, выпускаемой в пищевой, ликероводочной, фармацевтической отраслях промышленности;- Glycerin is a scarce product, since it has found widespread use not only in technology as a high-temperature coolant and component of cooling and hydraulic fluids, but is also part of the products manufactured in the food, alcoholic and pharmaceutical industries;
- способ-прототип, как и аналог [А.с. 654010. СССР. Способ концентрирования жидких радиоактивных отходов. Опубл. в Б.И., 1980, №3], не обеспечивают условий надежного, длительного хранения радиоактивных солевых концентратов, исключающих выход радионуклидов в окружающую среду в случае аварийной разгерметизации емкостей хранилищ концентратов ЖРО и их контакта с водой.- prototype method, like an analogue [A.S. 654010. USSR. The method of concentration of liquid radioactive waste. Publ. in BI, 1980, No. 3], do not provide the conditions for reliable, long-term storage of radioactive salt concentrates, which exclude the release of radionuclides into the environment in the event of an emergency depressurization of the storage tanks of LRW concentrates and their contact with water.
Задачей настоящего изобретения является создание способа переработки жидких радиоактивных отходов, позволяющего максимально устранить указанные недостатки, а именно:The objective of the present invention is to provide a method for processing liquid radioactive waste, which allows to eliminate these disadvantages, namely:
- упростить технологию обезвреживания ЖРО за счет проведения всего цикла их переработки в одной емкости;- to simplify the technology of disposal of LRW by conducting the entire cycle of their processing in one tank;
- обезвредить промышленно отработанные высокотоксичные водные растворы на основе этиленгликоля;- neutralize industrially developed highly toxic aqueous solutions based on ethylene glycol;
- снизить финансовые затраты на приобретение основных реагентов за счет замены дорогостоящего глицерина на этиленгликоль или выработавшие свой ресурс охлаждающие и гидравлические жидкости на основе этиленгликоля;- reduce financial costs for the purchase of basic reagents by replacing expensive glycerol with ethylene glycol or used cooling and hydraulic fluids based on ethylene glycol that have exhausted their resources;
- повысить надежность длительного хранения радиоактивных солевых концентратов и токсичных отходов за счет включения их в матрицу на основе полиэфирных смол;- increase the reliability of long-term storage of radioactive salt concentrates and toxic waste by including them in a matrix based on polyester resins;
- снизить техногенное воздействие вредных веществ на окружающую среду регионов и улучшить экологическую обстановку, что является одним из приоритетных направлений развития науки, технологий и техники в отечественной и зарубежной практике обращения с радиоактивными и высокотоксичными отходами промышленных производств.- to reduce the technogenic impact of harmful substances on the environment of the regions and improve the ecological situation, which is one of the priority areas for the development of science, technology and technology in the domestic and foreign practice of handling radioactive and highly toxic industrial waste.
Для решения поставленной задачи и достижения указанного технического результата в способе переработки жидких радиоактивных отходов, заключающемся в термическом упаривании отходов путем подачи жидких радиоактивных отходов в горячий гидрофильный органический теплоноситель, предлагается на всех стадиях обезвреживания жидких радиоактивных отходов, от их термического упаривания до отверждения обезвоженных солей в инертной матрице, использовать в качестве теплоносителя гликоли или выработавшие ресурс охлаждающие и гидравлические жидкости, содержащие гликоли, а в качестве основного компонента связующего - этиленгликоль или выработавшие ресурс охлаждающие и гидравлические жидкости, содержащие этиленгликоль.To solve the problem and achieve the technical result in a method for processing liquid radioactive waste, which consists in the thermal evaporation of waste by feeding liquid radioactive waste into a hot hydrophilic organic coolant, it is proposed at all stages of the neutralization of liquid radioactive waste, from their thermal evaporation to the curing of the dehydrated salts in inert matrix, use glycols as a coolant or used cooling and hydraulic fluids bones containing glycols, and ethylene glycol as the main component of the binder or cooling and hydraulic fluids containing ethylene glycol that have developed a resource.
Предлагается так же, термическое упаривание жидких радиоактивных отходов и обезвоживание солевых концентратов проводить при температуре 102-140 С до образования в аппарате солевого кубового продукта, представляющего собой «насыщенный солями раствор гликоля - безводные кристаллы солей» и прекращения испарения из продукта воды.It is also proposed that the thermal evaporation of liquid radioactive waste and the dehydration of salt concentrates be carried out at a temperature of 102-140 C until a brine product is formed in the apparatus, which is a “salt-saturated glycol solution - anhydrous salt crystals” and the evaporation of water from the product is stopped.
Кроме того предлагается:In addition, it is proposed:
- в кубовый продукт вводить добавку раствора, содержащего фталевый ангидрид и этиленгликоль или фталевый ангидрид и выработавшие свой ресурс охлаждающие и гидравлические жидкости на основе этиленгликоля при соотношении компонентов в растворе от 1,0 до 2,3 грамма фталевого ангидрида на 1,0 грамм этиленгликоля, в пересчете на безводные компоненты;- add an additive of a solution containing phthalic anhydride and ethylene glycol or phthalic anhydride to the bottoms product and cooling and hydraulic fluids based on ethylene glycol that have developed their life when the ratio of components in the solution is from 1.0 to 2.3 grams of phthalic anhydride per 1.0 gram of ethylene glycol, in terms of anhydrous components;
- полученную смесь перемешивать при температуре 130-140°С до получения квазигомогенного продукта «солевой фталево- этиленгликолевый раствор - безводные кристаллы солей» и прекращения испарения из продукта воды;- mix the resulting mixture at a temperature of 130-140 ° C until a quasi-homogeneous product “salt phthalic ethylene glycol solution - anhydrous salt crystals” is obtained and the evaporation from the water product is stopped;
- продолжать нагрев продукта в аппарате и, поддерживая температуру на уровне 220-240°С, проводить, при перемешивании, его термическую обработку до образования в аппарате продукта, представляющего собой расплав полимерной смолы с включенными в нее радиоактивными солями;- continue heating the product in the apparatus and, while maintaining the temperature at the level of 220-240 ° С, carry out, with stirring, its heat treatment until the product forms in the apparatus, which is a melt of a polymer resin with radioactive salts included in it;
- образовавшийся солесодержащий полимерный продукт в горячем состоянии выливать в охранные контейнеры или охлаждать в аппарате до температуры окружающей среды до образования твердого монолита.- pour the resulting salt-containing polymer product in hot condition into protective containers or cool in the apparatus to ambient temperature until a solid monolith is formed.
Количество фталево - этиленгликолевого раствора при проведении синтеза полимерной смолы предлагается определять, исходя из требования получения на завершающей стадии обезвреживания ЖРО твердого, беспористого монолитного продукта.It is proposed to determine the amount of a phthalic - ethylene glycol solution during the synthesis of a polymer resin based on the requirement to obtain a solid, non-porous monolithic product at the final stage of LRW neutralization.
В качестве гидрофильного высокотемпературного теплоносителя в предлагаемом способе переработки ЖРО можно использовать высококипящие органические вещества, относящиеся к классу двухатомных спиртов (гликолям) [А.А.Петров и др., Органическая химия. Высшая школа, Москва, 1973, с.130-131], такие как этиленгликоль, диэтиленгликоль, триэтиленгликоль, тетраэтиленгликоль и пропиленгликоль [А.М.Сухотин и др., Негорючие теплоносители и гидравлические жидкости. Химия, Ленинград, 1979, с.269].As the hydrophilic high-temperature coolant in the proposed method for processing LRW, high-boiling organic substances belonging to the class of dihydric alcohols (glycols) can be used [A.A. Petrov et al., Organic chemistry. Higher School, Moscow, 1973, pp. 130-131], such as ethylene glycol, diethylene glycol, triethylene glycol, tetraethylene glycol and propylene glycol [A. M. Sukhotin et al., Non-combustible heat transfer fluids and hydraulic fluids. Chemistry, Leningrad, 1979, p. 269].
Сущность заявляемого способа заключается в том, что в нем заложен принцип «токсичное утилизируется в токсичном». Предлагается, например, переработку жидких радиоактивных отходов на всех стадиях технологического цикла, включающем термическое упаривание отходов и обезвоживание солевых концентратов с последующим замоноличеванием (отверждением) обезвоженных солевых концентратов в инертные матрицы (связующие), проводить с использованием в качестве теплоносителя гликолей или выработавших свой ресурс токсичных охлаждающих и гидравлических жидкостей на основе гликолей, а в качестве одного из компонентов матрицы (отвердителя) - выработавших свой ресурс токсичных охлаждающих и гидравлических жидкостей на основе этиленгликоля.The essence of the proposed method lies in the fact that it incorporates the principle of "toxic is disposed of in toxic." It is proposed, for example, to process liquid radioactive waste at all stages of the technological cycle, including thermal evaporation of waste and dehydration of salt concentrates, followed by monolithization (curing) of dehydrated salt concentrates into inert matrices (binders), to carry out using glycols as toxic heat transfer agents or cooling and hydraulic fluids based on glycols, and as one of the components of the matrix (hardener), they have developed their RS of toxic ethylene glycol based coolants and hydraulic fluids.
Известно, например [А.М.Сухотин и др., Негорючие теплоносители и гидравлические жидкости. Химия, Ленинград, 1979, с.266-269], что большая часть производимого в мире этиленгликоля расходуется на изготовление антифризов, представляющих собой водные растворы этиленгликоля различной концентрации и содержащих ингибиторы коррозии, пеногасители, буферные солевые добавки (для поддержания определенного рН) и иногда - красители, которые обладают лучшими физико-химическими свойствами, чем другие гликоли. Из этого же источника известно, что охлаждающие и гидравлические жидкости, содержащие этиленгликоль, обладают более высокой токсичностью в сравнении с другими гликолевыми растворами. Также известно, что безаварийная эксплуатация автомобильного транспорта, где используются в качестве охлаждающих жидкостей антифризы на основе этиленгликоля, требует не реже 1 раза в 2 года полной замены отработавшего антифриза на новый. При этом образуются большие объемы отходов (только для одного легкового автомобиля - около 10 литров жидких отходов, содержащих высокотоксичный, экологически опасный этиленгликоль), что, естественно, требует проведения обязательных мероприятий по их обезвреживанию или регенерации.It is known, for example [A.M. Sukhotin et al., Non-combustible coolants and hydraulic fluids. Chemistry, Leningrad, 1979, p. 266-269], that most of the ethylene glycol produced in the world is spent on the manufacture of antifreezes, which are aqueous solutions of ethylene glycol of various concentrations and containing corrosion inhibitors, antifoaming agents, buffered salt additives (to maintain a certain pH) and sometimes - dyes that have better physicochemical properties than other glycols. From the same source it is known that cooling and hydraulic fluids containing ethylene glycol have higher toxicity compared to other glycol solutions. It is also known that trouble-free operation of automobile transport, where antifreeze based on ethylene glycol is used as coolant, requires at least once every 2 years the complete replacement of spent antifreeze with a new one. At the same time, large amounts of waste are generated (for only one passenger car - about 10 liters of liquid waste containing highly toxic, environmentally hazardous ethylene glycol), which, of course, requires the implementation of mandatory measures for their neutralization or regeneration.
Известно [А.А.Петров и др., Органическая химия. Высшая школа, Москва, 1973, с.135], что полиэфиры на основе этиленгликоля и фталевого ангидрида получили широкое применение в различных отраслях промышленности в качестве пленкообразующих веществ для лаков и красок, а также в качестве основы полиэфирных смол и синтетических волокон. Известны основные химико-технологические параметры проведения реакции синтеза полиэфирной смолы из этиленгликоля и фталевого ангидрида [А.П. Григорьев, О.Я. Федотова. Лабораторный практикум по технологии пластических масс, часть 2. Высшая школа, Москва, 1977, с.92-93].It is known [A.A. Petrov et al., Organic chemistry. Higher School, Moscow, 1973, p.135] that polyesters based on ethylene glycol and phthalic anhydride have been widely used in various industries as film-forming substances for varnishes and paints, as well as as the basis for polyester resins and synthetic fibers. The main chemical and technological parameters of the reaction for the synthesis of polyester resin from ethylene glycol and phthalic anhydride are known [A.P. Grigoriev, O.Ya. Fedotova. Laboratory workshop on technology of plastic masses, part 2. Higher school, Moscow, 1977, pp. 92-93].
Авторами экспериментально установлено, что водные глицериновые и этиленгликолевые растворы в температурном диапазоне 102-140°С обладают практически идентичными физическими и теплофизическими характеристиками (текучесть, вязкость, гигроскопичность, температура кипения, скорость испарения из растворов воды и др.). (Смотри, например, температуры кипения водных растворов глицерина и этиленгликоля, приведенные в таблице 1). Также установлено, что при осуществлении процесса упаривания растворов, соответствующих по химическому составу ЖРО (тип 3 в соответствии с таблицей 1 способа-прототипа) в глицерине, этиленгликоле и промышленном антифризе марки 40 (тосоле) при температуре 102-140°С в лабораторном выпарном аппарате, снабженном обратным холодильником, на стадии упаривания ЖРО и обезвоживания солевого концентрата образуются идентичные продукты, представляющие собой подвижный квазигомогенный кубовый остаток «насыщенный по солям раствор этиленгликоля - обезвоженные кристаллы солей».The authors experimentally established that aqueous glycerol and ethylene glycol solutions in the temperature range of 102-140 ° C have almost identical physical and thermophysical characteristics (fluidity, viscosity, hygroscopicity, boiling point, evaporation rate from water solutions, etc.). (See, for example, the boiling points of aqueous glycerol and ethylene glycol solutions shown in table 1). It was also found that during the process of evaporation of solutions corresponding to the chemical composition of LRW (type 3 in accordance with table 1 of the prototype method) in glycerol, ethylene glycol and industrial grade 40 antifreeze (antifreeze) at a temperature of 102-140 ° C in a laboratory evaporator equipped with a reflux condenser, at the stage of LRW evaporation and salt concentrate dehydration, identical products are formed, which are a mobile quasi-homogeneous bottoms residue "saturated salt solution of ethylene glycol - dehydration salt crystals. "
Кроме того, установлено, что после ввода в этиленгликолевые солевые концентраты добавки раствора этиленгликоля с фталевым ангидридом, при рекомендуемом заявляемым способом соотношении компонентов, и проведения термической обработки продукта при температуре 220-240°С на финишной стадии образуются подвижные продукты, представляющие собой гомогенную смесь обезвоженных минеральных солей, включенных в полиэфирную синтетическую смолу на основе органических олигомеров, которая после охлаждения до температуры окружающей среды превращается в твердый монолит.In addition, it was found that after adding ethylene glycol solution with phthalic anhydride to ethylene glycol salt concentrates, at a component ratio recommended by the claimed method, and carrying out heat treatment of the product at a temperature of 220-240 ° C, mobile products are formed at the finish stage, which are a homogeneous mixture of dehydrated mineral salts included in a polyester synthetic resin based on organic oligomers, which after cooling to ambient temperature turns in solid monolith.
Предлагаемый способ осуществляется следующим образом. В обогреваемый аппарат (емкость), снабженный мешалкой и обратным холодильником, обеспечивающим перемешивание продукта в аппарате и возврат в его реакционную зону возгона (конденсатов, летучих при температурах выше 140°С веществ), помещают гликоль или выработавшие ресурс охлаждающие жидкости на его основе. После нагрева гликолевой жидкости в аппарате до температуры кипения, которая зависит от содержания в используемой жидкости воды, осуществляют стадию термического упаривания жидких радиоактивных отходов при температуре 102-140°С путем подачи в аппарат ЖРО до образования в аппарате подвижного кубового остатка, представляющего собой «насыщенный солями раствор гликоля - безводные кристаллы солей ЖРО». После прекращения испарения из продукта воды, что свидетельствует об обезвоживании солевого кубового остатка, в аппарат вводят раствор, содержащий этиленгликоль и фталевый ангидрид из расчета сухих компонентов в растворе от 1,0 до 2,3 грамма фталевого ангидрида на 1,0 грамм этиленгликоля. Полученную смесь, содержащую солевой кубовый остаток и добавку, перемешивают при температуре 130-140°С до получения квазигомогенного продукта «солевой фталево-этиленгликолевый раствор - безводные кристаллы солей» и прекращения испарения из продукта воды. При постоянном перемешивании повышают температуру продукта в аппарате и, поддерживая ее на уровне 220-240°С, проводят термическую обработку продукта до образования вязкого расплава полимерной смолы на основе олигомеров с включенными в нее радиоактивными солями. Далее образовавшийся солесодержащий полимерный продукт охлаждают до температуры окружающего воздуха с образованием в аппарате монолита или в горячем состоянии выливают в охранные контейнеры, где он и отверждается при снижении температуры до температуры окружающей среды. После отверждения аппарат и контейнеры с радиоактивным твердм продуктом передаются на длительное хранение или захоронение.The proposed method is as follows. In a heated apparatus (container), equipped with a stirrer and a reflux condenser, which provides mixing of the product in the apparatus and return of sublimation (condensates volatile at temperatures above 140 ° С) to its reaction zone, glycol or life-working coolants based on it are placed. After heating the glycolic liquid in the apparatus to a boiling point, which depends on the water content in the liquid used, the stage of thermal evaporation of liquid radioactive waste is carried out at a temperature of 102-140 ° C by feeding the liquid radioactive waste into the apparatus until a mobile bottoms remainder which is “saturated” salts, glycol solution - anhydrous crystals of LRW salts. ” After the termination of evaporation of water from the product, which indicates the dehydration of the saline bottoms, a solution containing ethylene glycol and phthalic anhydride is introduced into the apparatus based on the dry components in the solution from 1.0 to 2.3 grams of phthalic anhydride per 1.0 gram of ethylene glycol. The resulting mixture containing saline bottoms and additives is stirred at a temperature of 130-140 ° C until a quasi-homogeneous product “phthalic-ethylene glycol salt-anhydrous salt crystals” is obtained and the evaporation of water from the product is stopped. With constant stirring, the temperature of the product in the apparatus is increased and, maintaining it at the level of 220-240 ° C, the product is heat treated until a viscous polymer melt is formed based on oligomers with radioactive salts included in it. Next, the resulting salt-containing polymer product is cooled to ambient temperature to form a monolith in the apparatus or poured into protective containers in the hot state, where it cures when the temperature drops to ambient temperature. After curing, the apparatus and containers with radioactive solid product are transferred for long-term storage or disposal.
На базе предлагаемой технологии могут быть созданы мобильные технические средства обезвреживания жидких радиоактивных и токсичных веществ, позволяющие создать не только гибкие технологии переработки отходов различного их физико-химического состава и обеспечить экологически безопасные условия хранения твердых конечных продуктов, но и уменьшить территории, отторгаемые для длительного хранения токсичных отходов.On the basis of the proposed technology, mobile technical means of neutralizing liquid radioactive and toxic substances can be created, which allow creating not only flexible technologies for processing wastes of various physicochemical composition and providing environmentally safe storage conditions for solid final products, but also reducing the territories torn away for long-term storage toxic waste.
Claims (4)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2008111258/06A RU2370836C1 (en) | 2008-03-24 | 2008-03-24 | Method of processing liquid radioactive wastes (lrw) |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2008111258/06A RU2370836C1 (en) | 2008-03-24 | 2008-03-24 | Method of processing liquid radioactive wastes (lrw) |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2370836C1 true RU2370836C1 (en) | 2009-10-20 |
Family
ID=41263069
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2008111258/06A RU2370836C1 (en) | 2008-03-24 | 2008-03-24 | Method of processing liquid radioactive wastes (lrw) |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2370836C1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2459297C1 (en) * | 2011-07-11 | 2012-08-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Method of cleaning and decontaminating reactor circuit equipment with liquid-metal lead-bismuth heat carrier |
-
2008
- 2008-03-24 RU RU2008111258/06A patent/RU2370836C1/en active
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2459297C1 (en) * | 2011-07-11 | 2012-08-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" | Method of cleaning and decontaminating reactor circuit equipment with liquid-metal lead-bismuth heat carrier |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Almustafa et al. | Boron extraction from aqueous medium using novel hydrophobic deep eutectic solvents | |
| Hsu et al. | Solubility of carbon dioxide in aqueous mixtures of (reline+ monoethanolamine) at T=(313.2 to 353.2) K | |
| AU2018204383B2 (en) | Evaporative treatment method for aqueous solution | |
| CN105236665B (en) | A kind of method of coking chemical waste water strong brine reuse | |
| Schütze et al. | Corrosion resistance of aluminium and aluminium alloys | |
| CN102642963B (en) | Comprehensive treatment method of salt-contained waste water produced by extracting vanadium from stone coal | |
| CN101050537A (en) | Corrosion inhibitor for restraining metal corrosion, and preparation method | |
| RU2370836C1 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes (lrw) | |
| AU2014202849A1 (en) | Evaporative treatment method for aqueous solution | |
| RU2342721C1 (en) | Method of treating liquid radioactive wastes of atomic power stations (versions) | |
| EP2885368A1 (en) | Method for improving nitrite salt compositions used as heat transfer medium or heat storage medium | |
| CN111074284A (en) | Safe pollution-free emission steel pickling process and application thereof | |
| CN108793214B (en) | A kind of mineral acid treatment method and device thereof of aluminium isopropoxide dead catalyst | |
| Pereira et al. | Acid catalyst screening for hydrolysis of post-consumer PET waste and exploration of acidolysis | |
| RU2472699C1 (en) | Method of decontaminating toxic industrial wastes | |
| Trus et al. | Applications of antiscalants in circulating water supply systems | |
| US10947124B2 (en) | Concentrated aqueous solutions of aluminum chlorohydrate monohydrate | |
| CN103420439A (en) | Treatment method for realizing leachate pollutant zero-discharge and recycling | |
| JP4696287B2 (en) | Method for degrading crosslinked organic polymers | |
| CN104310556B (en) | A kind of preparation method of multiple-effect flocculation agent and application thereof | |
| JP6844981B2 (en) | Neutralization method of acidic oil and oil with reduced corrosiveness | |
| CN103508866A (en) | Synthetic technology of salicylaldehyde | |
| SU654010A1 (en) | Method of concentrating liquid radioactive waste | |
| RU2352008C1 (en) | Method of reprocessing radioactive ion-exchange resin | |
| Guida et al. | 5. COMPARISON OF METHODS TO RECOVER AMMONIA FROM BRINE GENERATED FROM WASTEWATER TREATMENT THROUGH ION EXCHANGE PROCESS |