RU2395859C1 - Method of solidifying concentrates of radioactive lubricatig-cooling liquids - Google Patents

Method of solidifying concentrates of radioactive lubricatig-cooling liquids Download PDF

Info

Publication number
RU2395859C1
RU2395859C1 RU2009109476/06A RU2009109476A RU2395859C1 RU 2395859 C1 RU2395859 C1 RU 2395859C1 RU 2009109476/06 A RU2009109476/06 A RU 2009109476/06A RU 2009109476 A RU2009109476 A RU 2009109476A RU 2395859 C1 RU2395859 C1 RU 2395859C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
radioactive
concentrates
cooling liquids
lubricating
solidifying
Prior art date
Application number
RU2009109476/06A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Николай Александрович Овчинников (RU)
Николай Александрович Овчинников
Маргарита Николаевна Овчинникова (RU)
Маргарита Николаевна Овчинникова
Original Assignee
Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный Ядерный Центр - Всероссийский Научно-Исследовательский Институт Технической Физики имени академика Е.И. Забабахина" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИТФ им. академ. Е.И. Забабахина")
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный Ядерный Центр - Всероссийский Научно-Исследовательский Институт Технической Физики имени академика Е.И. Забабахина" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИТФ им. академ. Е.И. Забабахина") filed Critical Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный Ядерный Центр - Всероссийский Научно-Исследовательский Институт Технической Физики имени академика Е.И. Забабахина" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИТФ им. академ. Е.И. Забабахина")
Priority to RU2009109476/06A priority Critical patent/RU2395859C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2395859C1 publication Critical patent/RU2395859C1/en

Links

Landscapes

  • Processing Of Solid Wastes (AREA)

Abstract

FIELD: chemistry.
SUBSTANCE: method of solidifying concentrates of radioactive lubricating-cooling liquids (LCL) relates to treatment of radiation contaminated materials, specifically to processing liquid radioactive wastes (LRW), spent radiation contaminated lubricating-cooling liquids in particular. The method of solidifying concentrates of radioactive lubricating-cooling liquids involves successive addition of orthophosphoric acid, liquid glass, montmorillonite and caustic magnesite to concentrates of spent radioactive lubricating-cooling liquids in defined ratio in weight parts without stirring.
EFFECT: immobilisation of organic and surface-active substances, reduction of the solidified radio active waste object, reduced Sr and Cs leaching, lower temperature of the solidified monolith and its further cracking.

Description

Изобретение относится к области обработки материалов с радиоактивным заражением, а именно к отверждению с последующей иммобилизацией жидких радиоактивных отходов (ЖРО), в частности, отработанных радиоактивно-загрязненных смазочно-охлаждающих жидкостей (СОЖ).The invention relates to the field of processing materials with radioactive contamination, namely, curing with subsequent immobilization of liquid radioactive waste (LRW), in particular, spent radioactive contaminated cutting fluids (coolant).

Простейшим способом отверждения ЖРО является способ, описанный в книге И.А.Соболева и Л.М.Хомчика «Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах». М.: Энергоатомиздат, 1983 г., стр.40, заключающийся в смешении их с цементом в соотношении 1:1,3-2 для получения монолитных блоков с прочностью на сжатие не менее 5 МПа. Недостатком данного способа является высокая выщелачиваемость радионуклидов из цементных блоков.The simplest way to cure LRW is the method described in the book by I. A. Sobolev and L. M. Khomchik "Disposal of radioactive waste at centralized sites." M .: Energoatomizdat, 1983, p. 40, consisting in mixing them with cement in a ratio of 1: 1.3-2 to obtain monolithic blocks with a compressive strength of at least 5 MPa. The disadvantage of this method is the high leachability of radionuclides from cement blocks.

В целях устранения указанного недостатка применяется способ отверждения ЖРО, описанный авторами Pomarola J., Feliers P., Testemale G. в "Management of Low- and Intermediate - Level Radioaktive Wastes", Vienna IAEA, 1970, p.537-562, основанный на смешении концентратов ЖРО с портландцементом и вермикулитом в соотношении 1:1,2:0,2, что обеспечивает снижение выщелачиваемости, например, цезия до 10-4 см/сут.In order to eliminate this drawback, a LRW curing method is used, described by the authors Pomarola J., Feliers P., Testemale G. in "Management of Low- and Intermediate - Level Radioaktive Wastes", Vienna IAEA, 1970, p.537-562, based on mixing LRW concentrates with Portland cement and vermiculite in a ratio of 1: 1.2: 0.2, which ensures a decrease in leachability, for example, cesium to 10 -4 cm / day.

Недостатком данного способа является то, что при цементировании ЖРО, содержащих ПАВ (поверхностно-активные вещества), происходит растрескивание отвержденных блоков и увеличение выщелачиваемости из них радионуклидов, что вынуждает значительно повышать расход цемента (до соотношения концентрат: цемент, равного 1:(2-2,5)).The disadvantage of this method is that when cementing LRW containing surfactants (surfactants), the cured blocks crack and increase the leachability of radionuclides from them, which forces a significant increase in cement consumption (to a concentrate: cement ratio of 1: (2- 2.5)).

Ближайшим аналогом к заявляемому изобретению, выбранным в качестве прототипа, является способ отверждения концентратов радиоактивных отработанных смазочно-охлаждающих жидкостей, описанный в заявке на изобретение №2001104269 от 23.02.2001 г., опубл. 27.01.2003 г., МПК7 G21F 9/16, включающий последовательное внесение без перемешивания ортофосфорной кислоты, жидкого стекла и каустического магнезита в определенном массовом соотношении. Недостатками известного способа являются:The closest analogue to the claimed invention, selected as a prototype, is a method of curing concentrates of radioactive spent cutting fluids, described in the application for invention No. 2001104269 from 02.23.2001, publ. 01/27/2003, IPC 7 G21F 9/16, including the sequential introduction without stirring of phosphoric acid, water glass and caustic magnesite in a certain mass ratio. The disadvantages of this method are:

- больший на 10% объем полученного отверждаемого монолита при взятых до иммобилизации одинаковых объемов СОЖ;- a 10% greater volume of the cured monolith obtained when equal volumes of coolant were taken before immobilization;

- более жесткая регламентация концентраций при дозировании вяжущих компонентов монолита, что повышает требования к автоматизации контроля процесса отверждения во избежание неполного связывания или растрескивания монолита;- more stringent regulation of concentrations during the dosage of the binder components of the monolith, which increases the requirements for automation of the control of the curing process in order to avoid incomplete bonding or cracking of the monolith;

- более длительный по времени, примерно в 1,5 раза, процесс отверждения;- a longer time, about 1.5 times, the curing process;

- получение менее прочных, примерно на 10%, и более выщелачиваемых, примерно на 10%, иммобилизационных монолитов.- obtaining less durable, about 10%, and more leached, about 10%, immobilization monoliths.

Задача, решаемая данным изобретением, заключается в улучшении эксплуатационных возможностей способа с одновременным снижением используемых дорогих компонентов вяжущего и трудозатрат.The problem solved by this invention is to improve the operational capabilities of the method while reducing the used expensive components of the binder and labor.

Технический результат заключается в том, что удалось иммобилизовать органические и поверхностно-активные вещества, использовав при этом в минимальном количестве легко доступные и дешевые компоненты вяжущего, значительно уменьшить отверждаемый объем радиоактивных отходов за счет реакций полимеризации и поликонденсации при определенной «соразмерности» интенсивности процесса химического взаимодействия между компонентами и интенсивности процессов структурообразования, уменьшить выщелачиваемость Sr и Cs при включении их в иммобилизующий монолит, понизить температуру отверждения монолита и его дальнейшее растрескивание, включить в единицу объема на 10% больше органических веществ.The technical result consists in the fact that it was possible to immobilize organic and surfactants, using at the same time in a minimum amount of easily available and cheap binder components, to significantly reduce the curable volume of radioactive waste due to polymerization and polycondensation reactions with a certain "proportion" of the intensity of the chemical interaction between components and the intensity of structure formation processes, reduce the leaching of Sr and Cs when they are included in immobilization conductive monolith, the monolith lower the cure temperature and further cracking, included in unit volume of more than 10% of organic substances.

Это достигается тем, что в способе отверждения концентратов радиоактивных отработанных смазочно-охлаждающих жидкостей, включающем последовательное внесение без перемешивания ортофосфорной кислоты, жидкого стекла и каустического магнезита, согласно изобретению вносят монтмориллонит, обеспечивая массовое соотношение компонентов концентрат: ортофосфорная кислота: жидкое стекло: монтмориллонит: каустический магнезит, равное 1:(0,6-0,8):(0,03-0,1):(0,03-0,06):(0,4-0,6).This is achieved by the fact that in the method of curing concentrates of radioactive waste cutting fluids, including the sequential application of orthophosphoric acid, liquid glass and caustic magnesite, according to the invention, montmorillonite is introduced, providing the mass ratio of the components concentrate: orthophosphoric acid: liquid glass: montmorillonite magnesite equal to 1: (0.6-0.8) :( 0.03-0.1) :( 0.03-0.06) :( 0.4-0.6).

Наличие в заявляемом изобретении признаков, отличающих его от прототипа, позволяет считать его соответствующим условию «новизна».The presence in the claimed invention features that distinguish it from the prototype, allows us to consider it appropriate to the condition of "novelty."

Новые признаки способа (внесение монтмориллонита с обеспечением массового соотношения компонентов концентрат: ортофосфорная кислота: жидкое стекло: монтмориллонит: каустический магнезит, равным 1:(0,6-0,8):(0,03-0,1):(0,03-0,06):(0,4-0,6)), не выявлены в технических решениях аналогичного назначения. На этом основании можно сделать вывод о соответствии заявляемого изобретения условию «изобретательский уровень».New features of the method (the introduction of montmorillonite with a mass ratio of components of the concentrate: phosphoric acid: liquid glass: montmorillonite: caustic magnesite equal to 1: (0.6-0.8) :( 0.03-0.1) :( 0, 03-0.06) :( 0.4-0.6)), are not identified in technical solutions for a similar purpose. On this basis, we can conclude that the claimed invention meets the condition of "inventive step".

Предлагаемый способ осуществляют следующим образом.The proposed method is as follows.

Концентраты радиоактивных СОЖ, представляющие собой донные и всплывшие в результате, например, седиментации, составляющие СОЖ, а также концентраты, полученные обработкой СОЖ, например, после деэмульгирования и декантации воды, заливают фосфорной кислотой и жидким стеклом с временной выдержкой для выравнивания компонентов в объеме, затем засыпают монтмориллонитом и каустическим магнезитом в соотношении: 1:(0,6-0,8):(0,03-0,12):(0,03-0,075):(0,4-0,65) их массовых частей. Затем для набора прочности отвержденные продукты выдерживают в течение 20 суток. Достигаемая при этом прочность на сжатие больше 5 МПа, а скорость выщелачивания цезия и стронция меньше 4,5·10-5 и 4,0·10-5 см/сут. Объем отходов при данном способе отверждения увеличивается не более чем в 1,2 раза.Concentrates of radioactive coolant, which are bottom and floating as a result of, for example, sedimentation, components of the coolant, as well as concentrates obtained by processing the coolant, for example, after demulsification and decantation of water, are poured with phosphoric acid and liquid glass with a temporary exposure to equalize the components in volume, then they are covered with montmorillonite and caustic magnesite in the ratio: 1: (0.6-0.8) :( 0.03-0.12) :( 0.03-0.075) :( 0.4-0.65) parts. Then, to gain strength, the cured products are incubated for 20 days. The compressive strength achieved in this case is more than 5 MPa, and the leaching rate of cesium and strontium is less than 4.5 · 10 -5 and 4.0 · 10 -5 cm / day. The volume of waste with this method of curing increases by no more than 1.2 times.

Пример 1.Example 1

В 1000 г концентрата СОЖ заливают 600 г ортофосфорной кислоты и 100 г жидкого стекла. После заливки смесь выдерживается 10 часов. После указанной выдержки производят засыпку монтмориллонита и каустического магнезита в количестве 75 г и 400 г соответственно. Затем для набора достаточной прочности отвержденные продукты выдерживают в течение 20 суток при атмосферных условиях (см. таблицу).600 g of phosphoric acid and 100 g of water glass are poured into 1000 g of coolant concentrate. After pouring, the mixture is aged 10 hours. After this exposure, fill in montmorillonite and caustic magnesite in the amount of 75 g and 400 g, respectively. Then, for a set of sufficient strength, the cured products are incubated for 20 days under atmospheric conditions (see table).

Примеры 2-6 отличаются от примера 1 соотношением компонентов (см. таблицу).Examples 2-6 differ from example 1 in the ratio of components (see table).

Полученные данные по отверждению СОЖ внесены в таблицу.The obtained data on the curing of the coolant are listed in the table.

№ п/пNo. p / p Состав отверждаемых продуктов мас. частиThe composition of the cured products wt. parts Прочность на сжатие (после 20 суток), МПаCompressive strength (after 20 days), MPa Скорость выщелачивания цезия (через 20 сут)Cesium leaching rate (after 20 days) Скорость выщелачивания стронция (через 20 суток)Strontium leaching rate (after 20 days) Vсож+Vком.от./Vсож* V + V sozh kom.ot. / V sozh *   СОЖ,концентра тСОЖCoolant, tCOF concentrate Ортофосфорная кислотаOrthophosphoric acid Жидкое стеклоLiquid glass МонтмориллонитMontmorillonite Каустический магнезитCaustic Magnesite 1one 1one 0,60.6 0,030,03 0,030,03 0,40.4 5,35.3 4,9·10-5 4.9 · 10 -5 4,4·10-5 4.4 · 10 -5 ~1,2~ 1.2 22 1one 0,70.7 0,070,07 0,0450,045 0,50.5 5,75.7 4,6·10-5 4.6 · 10 -5 4,1·10-5 4.1 · 10 -5 ~1,2~ 1.2 33 1one 0,60.6 0,10.1 0,0750,075 0,40.4 5,85.8 5,1·10-5 5.1 · 10 -5 4,7·10-5 4.7 · 10 -5 ~1,2~ 1.2 4four 1one 0,550.55 0,050.05 0,050.05 0,450.45 4,84.8 4,6·10-5 4.6 · 10 -5 4,8·10-5 4.8 · 10 -5 -1,2-1.2 55 1one 0,80.8 0,120.12 0,070,07 0,650.65 5,95.9 5,6·10-5 5.6 · 10 -5 5,4·10-5 5,4 · 10 -5 ~1,3~ 1.3 66 1one 0,50.5 0,0250,025 0,020.02 0,350.35 В компаунде не подвергнут отверждению примерно 1% взятых на иммобилизацию продуктов СОЖAbout 1% of coolant products taken for immobilization are not cured in the compound *Vсож - объем СОЖ или их концентрата;* V sozh - the volume of coolant or their concentrate; Vком.от. - суммарный объем связывающих компонентов, используемых для отверждения и иммобилизации СОЖ.V com.ot. - the total amount of binding components used for curing and immobilization of the coolant.

Из данных, приведенных в таблице, видно, что при соотношении концентрат: ортофосфорная кислота: жидкое стекло: монтмориллонит: каустический магнезит менее 1:0,55:0,025:0,02:0,35 не происходит полного связывания продуктов, подвергаемых отверждению (пример 6). При соотношении указанных компонентов более 1:0,85:0,12:0,07:0,65 неоправданно возрастает объем отверждаемого продукта при достижении необходимых лимитирующих (прочность, скорость выщелачивания) параметрах получаемого цементного монолита (пример 5).From the data given in the table, it can be seen that with a ratio of concentrate: phosphoric acid: liquid glass: montmorillonite: caustic magnesite less than 1: 0.55: 0.025: 0.02: 0.35, the products subjected to curing are not completely bound (example 6). When the ratio of these components is more than 1: 0.85: 0.12: 0.07: 0.65, the volume of the cured product increases unjustifiably when the required limiting (strength, leaching rate) parameters of the obtained cement monolith are reached (Example 5).

В предлагаемом техническом решении отверждение, полученное любым физико-химическим воздействием на радиоактивную СОЖ их концентратов непосредственно (при необходимости) в емкости, либо за ее пределами, позволило включить в компаунд при максимально известной степени наполнения иммобилизующих блоков по радиоактивным концентратам при сохранении нормируемой выщелачиваемости радионуклидов из отвержденного монолита без предварительного перемешивания составляющих отверждаемого компаунда.In the proposed technical solution, curing obtained by any physico-chemical effect on the radioactive coolant of their concentrates directly (if necessary) in the container or outside it allowed to include immobilizing blocks in the compound with the maximum known degree of filling in radioactive concentrates while maintaining the normalized leachability of radionuclides from cured monolith without prior mixing of the components of the cured compound.

Использование настоящего изобретения позволило отверждать и более надежно иммобилизовать концентраты СОЖ, а также сами СОЖ, содержащие в своем составе органические нефтепродукты (масла, ПАВ), тяжелые металлы, Sr и Cs без тщательного и интенсивного перемешивания вносимых ингредиентов, отказаться от больших объемов и дорогих по стоимости компонентов вяжущего, значительно уменьшить отверждаемый объем радиоактивных отходов, снизить температуру отверждения монолита и его дельнейшую растрескиваемость, включить в единицу объема монолита на 10% больше органических веществ.The use of the present invention allowed to solidify and more reliably immobilize coolant concentrates, as well as the coolant itself, containing organic oil products (oils, surfactants), heavy metals, Sr and Cs without thorough and intensive mixing of the introduced ingredients, to abandon large volumes and expensive the cost of the binder components, significantly reduce the curable volume of radioactive waste, reduce the curing temperature of the monolith and its further cracking, include 10 units of the monolith volume % more organic matter.

Для заявленного изобретения в том виде, как оно охарактеризовано в формуле изобретения, подтверждена возможность осуществления способа отверждения концентратов радиоактивных смазочно-охлаждающих жидкостей и способность обеспечения достижения усматриваемого заявителем технического результата.For the claimed invention in the form described in the claims, the possibility of implementing a method for curing concentrates of radioactive cutting fluids and the ability to achieve the technical result perceived by the applicant is confirmed.

Следовательно, заявленное изобретение соответствует условию «промышленная применимость».Therefore, the claimed invention meets the condition of "industrial applicability".

Claims (1)

Способ отверждения концентратов радиоактивных смазочно-охлаждающих жидкостей, включающий последовательное внесение без перемешивания ортофосфорной кислоты, жидкого стекла и каустического магнезита, отличающийся тем, что вносят монтмориллонит, обеспечивая массовое соотношение компонентов концентрат : ортофосфорная кислота : жидкое стекло : монтмориллонит : каустический магнезит, равное 1:(0,6-0,8):(0,03-0,12):(0,03-0,075):(0,4-0,65). A method of curing concentrates of radioactive cutting fluids, including the sequential application of phosphoric acid, water glass and caustic magnesite without stirring, characterized in that montmorillonite is added, providing a mass ratio of components of concentrate: orthophosphoric acid: liquid glass: montmorillonite: caustic magnesite: 1 caustic magnesite (0.6-0.8) :( 0.03-0.12) :( 0.03-0.075) :( 0.4-0.65).
RU2009109476/06A 2009-03-16 2009-03-16 Method of solidifying concentrates of radioactive lubricatig-cooling liquids RU2395859C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2009109476/06A RU2395859C1 (en) 2009-03-16 2009-03-16 Method of solidifying concentrates of radioactive lubricatig-cooling liquids

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2009109476/06A RU2395859C1 (en) 2009-03-16 2009-03-16 Method of solidifying concentrates of radioactive lubricatig-cooling liquids

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2395859C1 true RU2395859C1 (en) 2010-07-27

Family

ID=42698186

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2009109476/06A RU2395859C1 (en) 2009-03-16 2009-03-16 Method of solidifying concentrates of radioactive lubricatig-cooling liquids

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2395859C1 (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111799009A (en) * 2020-07-31 2020-10-20 中核四川环保工程有限责任公司 Method for solidifying radioactive waste scintillation liquid

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111799009A (en) * 2020-07-31 2020-10-20 中核四川环保工程有限责任公司 Method for solidifying radioactive waste scintillation liquid
CN111799009B (en) * 2020-07-31 2024-04-19 中核四川环保工程有限责任公司 Method for solidifying radioactive waste scintillation liquid

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4113504A (en) Disposal of heavy metal containing sludge wastes
CA2972799C (en) Method for processing liquid radioactive waste and for the recovery thereof
FR2542223A1 (en) PROCESS FOR INCORPORATING ION EXCHANGE RESINS IN SOLID MASS
CN102381778B (en) Method for harmless treatment of drilling well waste mud
RU2395859C1 (en) Method of solidifying concentrates of radioactive lubricatig-cooling liquids
US4623469A (en) Method for rendering hazardous wastes less permeable and more resistant to leaching
FR2507928A1 (en) PROCESS FOR THE PREPARATION OF POLLUTION-FREE DISPOSABLE WASTE
US9072926B2 (en) Method for stabilizing waste and hazardous waste
EP0137054B1 (en) Process for the preparation of a leaching-resistant solidification product of harmful waste sludges and cement
DE2531056C3 (en) Process for solidifying an aqueous solution containing radioactive or toxic waste materials
CN114746956A (en) Method for treating tritium-containing radioactive waste liquid
RU2518501C2 (en) Conditioning of liquid radioactive wastes
JP6941514B2 (en) Method for immobilizing cesium in cesium-containing waste
CN106517951B (en) It is a kind of to utilize the non-burning brick of heavy metal polluted bed mud preparation
WO2018021940A1 (en) Method for reprocessing liquid radioactive waste
JPS5815000B2 (en) Radioactive waste disposal method
FI129112B (en) Method for treating and solidifying liquid waste
RU2675251C1 (en) Method for processing liquid radioactive wastes
RU2115963C1 (en) Method of solidification of liquid radioactive wastes
JPS5959281A (en) Chemical liquid composition for treatment of noxious waste matter and its preparation
SU1691385A1 (en) Method of neutralization of spent drilling mud
RU2575044C1 (en) Calcium silicate based composite granular sorbent
RU2312415C1 (en) Method for immobilizing liquid radioactive wastes containing water and petroleum products
CA1254588A (en) Method and composition for waste disposal
RU2055409C1 (en) Method for solidifying liquid wastes of nuclear power plants

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20190317