RU2592078C1 - Method of immobilization of liquid containing tritium radioactive wastes - Google Patents
Method of immobilization of liquid containing tritium radioactive wastes Download PDFInfo
- Publication number
- RU2592078C1 RU2592078C1 RU2015129657/07A RU2015129657A RU2592078C1 RU 2592078 C1 RU2592078 C1 RU 2592078C1 RU 2015129657/07 A RU2015129657/07 A RU 2015129657/07A RU 2015129657 A RU2015129657 A RU 2015129657A RU 2592078 C1 RU2592078 C1 RU 2592078C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- tritium
- water
- liquid
- crystalline
- metal salt
- Prior art date
Links
Landscapes
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов, конкретно, к иммобилизации жидких содержащих тритий радиоактивных отходов [G21F9/16].The invention relates to the field of processing of radioactive waste, in particular, to the immobilization of liquid containing tritium radioactive waste [G21F9 / 16].
Известен способ отверждения жидких радиоактивных отходов по патенту РФ № 2115963, включающий их смешение с цементом и сорбционной добавкой глины, где при отверждении радиоактивных концентратов природных вод, солевой состав которых определяется сульфатами, хлоридами и солями жесткости, используют глиноземистый цемент при массовом соотношении концентрата, цемента и глины, равном 1:1,11 - 1,43:0,11 - 0,14. Недостатком способа применительно к иммобилизации жидких тритийсодержащих радиоактивных отходов является низкий уровень энергии связи молекул тритийсодержащей воды с молекулами отвердителя, поскольку способ направлен на иммобилизацию радиоактивных концентратов природных вод сложного солевого состава, а не самой воды.A known method of curing liquid radioactive waste according to the patent of the Russian Federation No. 2115963, including mixing them with cement and a sorption additive of clay, where during the curing of radioactive concentrates of natural waters, the salt composition of which is determined by sulfates, chlorides and hardness salts, use alumina cement with a mass ratio of concentrate, cement and clay equal to 1: 1.11 - 1.43: 0.11 - 0.14. The disadvantage of the method with respect to the immobilization of liquid tritium-containing radioactive waste is the low level of binding energy of tritium-containing water molecules with hardener molecules, since the method is aimed at immobilizing radioactive concentrates of natural waters of complex salt composition, and not the water itself.
Известен способ иммобилизации жидких радиоактивных отходов по патенту РФ №2214011, который включает их концентрирование и отверждение с выдерживанием смеси до формирования прочного твердого монолитного блока. Отверждение осуществляют путем смешивания отходов с раствором хлористого магния плотностью 1,2-1,35 г/см3, магнезиального вяжущего и тонкодисперсного минерального наполнителя с размерами частиц 0,005-0,015 мм. Преимущества изобретения заключаются в использовании недорогих природных материалов, высокой степени наполнения компаунда радиоактивными отходами и низкой выщелачиваемости радионуклидов. Недостатком способа применительно к иммобилизации жидких тритийсодержащих радиоактивных отходов является низкий уровень энергии связи молекул тритиевой воды с молекулами отвердителя, поскольку способ направлен на иммобилизацию солевых и органических отходов, растворенных в воде, а не на фиксирование самих молекул воды. Необходим способ, позволяющий надёжно закрепить молекулы воды в молекулярной структуре прочного твердого монолитного блока.A known method of immobilization of liquid radioactive waste according to the patent of the Russian Federation No. 2214011, which includes their concentration and curing with the aging of the mixture to form a solid solid monolithic block. Curing is carried out by mixing the waste with a solution of magnesium chloride with a density of 1.2-1.35 g / cm 3 , a magnesian binder and a finely divided mineral filler with a particle size of 0.005-0.015 mm. The advantages of the invention are the use of inexpensive natural materials, a high degree of filling of the compound with radioactive waste and low leachability of radionuclides. The disadvantage of the method with respect to the immobilization of liquid tritium-containing radioactive waste is the low level of binding energy of tritium water molecules with hardener molecules, since the method is aimed at immobilizing salt and organic waste dissolved in water, and not at fixing the water molecules themselves. A method is needed that can reliably fix water molecules in the molecular structure of a solid solid monolithic block.
Известна установка для очистки жидких радиоактивных отходов от трития по патенту РФ на полезную модель № 126185, содержащая емкость для исходного раствора, соединенную с ректификационной колонной, оборудованной конденсатором паров и кубом-испарителем, накопительную емкость для обогащенной тритием воды, колонну холодного изотопного химического обмена, колонну горячего изотопного химического обмена, магистраль для циркуляции водорода по колоннам двухтемпературного изотопного химического обмена, магистраль для подачи воды из колонны горячего изотопного химического обмена в голову процесса, дополнительную колонну холодного изотопного химического обмена, вход которой соединяется магистралью с выходом колонны холодного изотопного химического обмена, электролизер и контейнер для сбора водорода, обогащенного тритием, на выходе из верхней части дополнительной колонны холодного изотопного химического обмена установлена каталитическая горелка для сжигания водорода, сообщающаяся магистралью для возвращения образовавшейся воды для доочистки в колонну горячего изотопного химического обмена. Недостатками установки является её сложность и малая производительность. A known installation for the purification of liquid radioactive waste from tritium according to the patent of the Russian Federation for utility model No. 126185, containing a container for the initial solution, connected to a distillation column equipped with a vapor condenser and a cube-evaporator, a storage tank for tritium-enriched water, a cold isotope chemical exchange column, a column of hot isotopic chemical exchange, a line for the circulation of hydrogen through columns of two-temperature isotopic chemical exchange, a line for supplying water from the column of isotopic chemical exchange to the head of the process, an additional cold isotope chemical exchange column, the input of which is connected by a line to the output of a cold isotope chemical exchange column, an electrolyzer and a container for collecting hydrogen enriched with tritium, a catalytic catalyst is installed at the outlet of the upper part of the additional cold isotope chemical exchange column a burner for burning hydrogen, connected by a line to return the formed water for purification to the hot isotope column of chemical exchange. The disadvantages of the installation is its complexity and low productivity.
Известен компаунд для иммобилизации жидких тритийсодержащих радиоактивных отходов по патенту СССР № 1447173 (прототип), который, помимо отходов, содержит известь в качестве минерального связующего и петролатум в качестве гидроизолирующего компонента и дополнительного связующего. Содержание воды в компаунде - 9,4 -12,1%, извести - 37,9- 40,6%, петролатум - остальное. Недостатком компаунда для иммобилизации жидких содержащих тритий радиоактивных отходов низкий уровень энергии связи извести с содержащей тритий водой, что допускает выход тритиевой воды в окружающую среду. Недостатками этого технического решения являются также низкая степень наполнения компаунда содержащей тритий водой - всего 9,4 -12,1% и невысокая прочность. A known compound for immobilizing liquid tritium-containing radioactive waste according to USSR patent No. 1447173 (prototype), which, in addition to waste, contains lime as a mineral binder and petrolatum as a waterproofing component and an additional binder. The water content in the compound is 9.4-12.1%, lime - 37.9-40.6%, petrolatum - the rest. The disadvantage of the compound for immobilizing liquid tritium-containing radioactive waste is the low level of lime binding energy with tritium-containing water, which allows tritium water to escape into the environment. The disadvantages of this technical solution are also the low degree of filling of the compound with tritium water - only 9.4 -12.1% and low strength.
Задачей заявляемого способа является устранение недостатков прототипа.The objective of the proposed method is to eliminate the disadvantages of the prototype.
Техническим результатом изобретения является повышение экологической безопасности при длительном хранении жидких содержащих тритий радиоактивных отходов при одновременном повышении степени наполнения компаундов жидкими содержащими тритий радиоактивными отходами.The technical result of the invention is to increase environmental safety during long-term storage of liquid tritium-containing radioactive waste while increasing the degree of filling of compounds with liquid tritium-containing radioactive waste.
Указанный технический результат достигается тем, что заявлен способ иммобилизации жидких тритийсодержащих радиоактивных отходов, состоящий в их отверждении в устойчивой кристаллической матрице, получаемой путем обезвоживания кристаллогидрата соли металла, удаления кристаллизационной воды, добавления к безводному солевому основанию кристаллогидрата жидких тритийсодержащих отходов в количестве по жидкости на 5-7% больше количества удаленной воды, и перемешиванию до образования новых кристаллогидратов соли металла. The specified technical result is achieved by the fact that the claimed method of immobilization of liquid tritium-containing radioactive waste, which consists in curing them in a stable crystalline matrix obtained by dehydration of the metal hydrate of the metal salt, removal of crystallization water, adding to the anhydrous salt base of the crystalline hydrate of liquid tritium-containing waste in liquid by 5 -7% more than the amount of water removed, and stirring to form new crystalline hydrates of the metal salt.
Предпочтительно, в качестве кристаллогидрата соли металла используют железный купорос. Предпочтительно, в качестве кристаллогидрата соли металла используют цинковый купорос. Предпочтительно, после образования новых кристаллогидратов их измельчают до фракций 1-1,5 мм и используют далее как наполнитель при приготовлении отверждаемых минеральных смесей. Предпочтительно, в качестве отверждаемых минеральных смесей используют солевые композиции на основе магнезиального вяжущего.Preferably, iron sulfate is used as the crystalline hydrate of the metal salt. Preferably, zinc sulfate is used as the crystalline hydrate of the metal salt. Preferably, after the formation of new crystalline hydrates, they are crushed to fractions of 1-1.5 mm and used further as a filler in the preparation of curable mineral mixtures. Preferably, magnesian binder based salt compositions are used as curable mineral mixtures.
Осуществление изобретенияThe implementation of the invention
Промышленный тритий получают облучением лития-6 нейтронами в ядерных реакторах по следующей реакции:Industrial tritium is obtained by irradiating lithium-6 with neutrons in nuclear reactors by the following reaction:
Тритий имеет период полураспада (12,32 ± 0,02) года. Реакция распада трития имеет следующий вид:Tritium has a half-life (12.32 ± 0.02) years. The decomposition reaction of tritium has the following form:
При этом выделяется 18,59 кэВ энергии, из них на электрон (бета-частицу) приходится в среднем 5,7 кэВ, а на электронное антинейтрино - оставшаяся часть. Образовавшиеся бета-частицы распространяются в воздухе всего на 6,0 мм и не могут преодолеть даже верхний слой кожи человека.In this case, 18.59 keV of energy is released, of which 5.7 keV falls on the electron (beta particle) on average, and the remainder on the electron antineutrino. The formed beta particles propagate in the air by only 6.0 mm and cannot even overcome the upper layer of human skin.
В силу малой энергии распада трития [1, 2, 3, 4], испускаемые электроны хорошо задерживаются даже простейшими преградами типа одежды или резиновых хирургических перчаток. Тем не менее этот изотоп считается одним из самых радиотоксичных и представляет радиационную опасность при вдыхании, поглощении с пищей, впитывании через кожу.Due to the low decay energy of tritium [1, 2, 3, 4], the emitted electrons are well detained even by the simplest barriers such as clothes or rubber surgical gloves. Nevertheless, this isotope is considered one of the most radiotoxic and poses a radiation hazard by inhalation, absorption with food, and absorption through the skin.
Тритиевая вода (сверхтяжёлая вода) [6] - вода, в молекулах которой атомы протия (лёгкого водорода) замещены атомами трития (тяжёлого радиоактивного изотопа водорода). В чистой форме называется оксидом трития (T2O или 3H2O) или супертяжёлой водой. Из-за собственной радиоактивности чистый T2O имеет высокую коррозионную активность - при спонтанном бета-распаде трития в 3He происходит выделение атомарного кислорода. Кроме того, из-за собственной радиоактивности происходит радиолиз воды с выделением трития и кислорода. Удельная объёмная активность тяжёлой воды составляет 2650 Ки/мл, поэтому она не может быть получена в больших количествах в неразбавленном виде. Тритиевая вода, участвуя в метаболизме почти одинаковым образом с обычной водой, обладает высокой радиотоксичностью.Tritium water (superheavy water) [6] is water in the molecules of which the atoms of protium (light hydrogen) are replaced by atoms of tritium (a heavy radioactive isotope of hydrogen). In pure form, it is called tritium oxide (T 2 O or 3 H 2 O) or heavy water. Due to its own radioactivity, pure T 2 O has a high corrosivity - atomic oxygen is released during spontaneous beta decay of tritium in 3 He. In addition, due to its own radioactivity, radiolysis of water occurs with the release of tritium and oxygen. The specific volumetric activity of heavy water is 2650 Ci / ml; therefore, it cannot be obtained in large quantities in undiluted form. Tritium water, participating in the metabolism in almost the same way as ordinary water, has high radiotoxicity.
Для T2O температура плавления - 274,70 K (+1,25 °C), тройная точка - 277,64 K (+4,49 °C), температура кипения +101,6 °C, плотность - 1,21459 г/см³. В других источниках данные о температуре плавления и кипения несколько отличаются. For T 2 O, the melting point is 274.70 K (+1.25 ° C), the triple point is 277.64 K (+4.49 ° C), the boiling point is +101.6 ° C, and the density is 1.21459 g / cm³. In other sources, the data on the melting and boiling points are somewhat different.
Принципиальным отличием жидких, содержащих тритий, радиоактивных отходов от жидких радиоактивных отходов, тритий не содержащих, выступает то обстоятельство, что, представляющая радиационную опасность субстанция, не растворена и не взвешена в жидкости (воде), а является самой жидкостью ─ тритиевой водой. Отсюда и концептуальные отличия способов иммобилизации жидких, содержащих тритий, радиоактивных отходов от способов иммобилизации жидких радиоактивных отходов, тритий не содержащих. The fundamental difference between liquid tritium-containing radioactive waste and liquid tritium-free radioactive waste is the fact that the substance representing the radiation hazard is not dissolved and suspended in the liquid (water), but is the liquid itself - tritium water. Hence the conceptual differences in the methods for immobilizing liquid tritium-containing radioactive wastes from the methods for immobilizing liquid radioactive tritium-free wastes.
Критериями оценки качества иммобилизации жидких тритийсодержащих радиоактивных отходов путем их отверждения являются надёжность закрепления молекул содержащей тритий воды в матрице отвердителя и количество содержащей тритий воды в создаваемом компаунде. Чем выше энергия химической связи между молекулами содержащей тритий воды и отвердителя, тем надёжней иммобилизация жидких тритийсодержащих радиоактивных отходов и тем выше экологическая безопасность при длительном их хранении. Чем выше содержание тритиевой воды в создаваемом компаунде, тем эффективней иммобилизация жидких тритийсодержащих радиоактивных отходов. Такая «водная» оценка способов иммобилизации жидких содержащих тритий радиоактивных отходов даёт возможность сравнить их на количественном уровне. The criteria for assessing the quality of immobilization of liquid tritium-containing radioactive waste by curing are the reliability of the fixation of the molecules of tritium-containing water in the hardener matrix and the amount of tritium-containing water in the compound being created. The higher the chemical bond energy between the molecules of tritium-containing water and the hardener, the more reliable the immobilization of liquid tritium-containing radioactive waste and the higher the environmental safety during long-term storage. The higher the content of tritium water in the created compound, the more effective the immobilization of liquid tritium-containing radioactive waste. This “water” assessment of the methods for immobilizing liquid tritium-containing radioactive waste makes it possible to compare them at a quantitative level.
Отверждение содержащей тритий воды обеспечивает повышение экологической безопасности при длительном хранении жидких содержащих тритий радиоактивных отходов. Прочность (энергия) химической связи между молекулами содержащей тритий воды и отвердителя - при прочих равных условиях - оценивается прочностью получаемого компаунда.The curing of tritium-containing water provides increased environmental safety during long-term storage of liquid tritium-containing radioactive waste. The strength (energy) of the chemical bond between the molecules of tritium-containing water and the hardener, ceteris paribus, is evaluated by the strength of the resulting compound.
Итак, задачей иммобилизации жидких содержащих тритий радиоактивных отходов является энергетически надёжная и количественно достаточная изоляция тритиевой воды. В подавляющем большинстве химических и физико- химических процессов тритиевая вода (T2O) ведёт себя так же, как протиевая (H2O) [5]. Вследствие этого обстоятельства, плодотворной представляется идея замещения протиевой воды (H2O) в устойчивых химических соединениях тритиевой водой(T2O). Для реализации этой идеи очень удобны кристаллогидраты солей металлов, особенно купоросы.So, the task of immobilizing liquid tritium-containing radioactive waste is the energetically reliable and quantitatively sufficient isolation of tritium water. In the overwhelming majority of chemical and physicochemical processes, tritium water (T 2 O) behaves the same as pristine (H 2 O) [5]. Owing to this circumstance, the idea of replacing protium water (H 2 O) in stable chemical compounds with tritium water (T 2 O) seems fruitful. To implement this idea, crystalline hydrates of metal salts, especially vitriol, are very convenient.
Кристаллогидраты - кристаллы, содержащие молекулы воды и образующиеся, если в кристаллической решётке катионы образуют более прочную связь с молекулами воды, чем связь между катионами и анионами в кристалле безводной соли. При низких температурах вода в кристаллогидратах может быть связана как с катионами, так и с анионами солей. Кристаллогидраты солей различаются и по количеству кристаллизационной воды, и по характеру связи молекул воды с другими частицами, составляющими кристалл. Нередко данное соединение образует несколько кристаллогидратов, различающихся по содержанию воды. При этом кристаллогидрат с наибольшим содержанием воды устойчив при относительно более низких температурах, а с повышением температуры он становится неустойчивым и разлагается с образованием менее гидратированного продукта [7].Crystal hydrates are crystals containing water molecules and formed if cations form a stronger bond with water molecules in the crystal lattice than the bond between cations and anions in an anhydrous salt crystal. At low temperatures, water in crystalline hydrates can be associated with both cations and salt anions. Salt crystalline hydrates differ both in the amount of crystallization water and in the nature of the bonding of water molecules to other particles making up the crystal. Often this compound forms several crystalline hydrates that differ in water content. Moreover, the crystalline hydrate with the highest water content is stable at relatively lower temperatures, and with increasing temperature it becomes unstable and decomposes with the formation of a less hydrated product [7].
Замещение кристаллизационной воды в кристаллогидратах тритиевой водой приведёт к образованию кристаллических структур, в которых содержащая тритий вода надёжно закреплена в кристаллах, на что указывают высокие температуры дегидратации кристаллогидратов (см., например, а.с. СССР №74315). Обычно, добавление незначительного количества воды к уже набравшему максимальное количество воды кристаллогидрату приводит к его твердению и его превращению из порошка в камень. Substitution of crystallization water in crystalline hydrates with tritium water will lead to the formation of crystalline structures in which tritium-containing water is firmly fixed in the crystals, as indicated by high dehydration temperatures of crystalline hydrates (see, for example, AS USSR No. 74315). Usually, the addition of a small amount of water to the crystalline hydrate that has already reached the maximum amount of water leads to its hardening and its transformation from powder to stone.
Имея в виду, что жидкие тритийсодержащие радиоактивные отходы могут одновременно содержать органическую и высокосолевую компоненты, после фиксации тритиевой воды необходимо принять меры к дальнейшей иммобилизации полученного комплекса отходов. Это можно осуществить по любой известной технологии, например, полученные окаменелые кристаллогидраты измельчить до фракций 1-1,5 мм и использовать в качестве наполнителя в минеральной матрице (например, на основе солевых вяжущих по патенту РФ № 2214011). Bearing in mind that liquid tritium-containing radioactive waste can simultaneously contain organic and high salt components, after fixing tritium water, it is necessary to take measures to further immobilize the resulting waste complex. This can be done by any known technology, for example, crushed fossilized crystalline hydrates obtained to fractions of 1-1.5 mm and used as a filler in a mineral matrix (for example, based on salt binders according to RF patent No. 2214011).
Большая Энциклопедия Нефти Газа [9] утверждает, что «дегидратация кристаллогидратов часто происходит самопроизвольно и при обычных температурах. Самопроизвольная потеря кристаллизационной воды наблюдается, например, при хранении на воздухе семиводных сульфатов железа, никеля или магния» [10]. Однако данные других источников [8] говорят, что при температуре 20-25 градусов Цельсия обезвоживание железного купороса не превышает 1%, что сравнимо с ошибкой эксперимента.The Big Encyclopedia of Gas Oil [9] states that “dehydration of crystalline hydrates often occurs spontaneously and at ordinary temperatures. Spontaneous loss of crystallization water is observed, for example, during storage of heptahydrate sulfates of iron, nickel or magnesium in air ”[10]. However, data from other sources [8] say that at a temperature of 20-25 degrees Celsius the dehydration of iron sulfate does not exceed 1%, which is comparable with the experimental error.
Нами потеря кристаллизационной воды при хранении на воздухе семиводных сульфатов железа, эпсомита (семиводного сульфата магния) и бишофита (шестиводного хлорида магния) не наблюдалась (за весьма длительный период - до 10 лет).We did not observe a loss of crystallization water during storage in air of heptahydrate sulfates of iron, epsomite (heptahydrate of magnesium sulfate) and bischofite (hemihydric magnesium chloride) (over a very long period of up to 10 years).
Для иллюстрации заявляемого способа иммобилизации тритийсодержащей воды нами были выбраны несколько кристаллогидратов - железный, медный и цинковый купоросы. Эксперимент заключался в последовательном осуществлении способа: обезвоживание, удаление кристаллизационной воды и последующее добавление имитатора тритиевой воды, которой служила обыкновенная техническая неочищенная вода (как уже указывалось, в физико-химических реакциях тритиевая воды ведет себя совершенно аналогично воде протиевой).To illustrate the proposed method for the immobilization of tritium-containing water, we selected several crystalline hydrates - iron, copper and zinc sulfate. The experiment consisted in the sequential implementation of the method: dehydration, removal of crystallization water and the subsequent addition of a tritium water simulator, which served as ordinary industrial untreated water (as already mentioned, in physicochemical reactions tritium water behaves completely similar to protium water).
Пример 1.Example 1
Железный купорос FeSO4*7H2O массой 100г был обезвожен нагреванием. В результате масса навески уменьшилась до 54,5г. К оставшемуся в форме порошку FeSO4 добавлена «тритиевая» вода массой 50г. Через 1 сутки образовался камень. Прочность камня через 7 суток - 5,2 МПа.Iron sulfate FeSO 4 * 7H 2 O weighing 100 g was dehydrated by heating. As a result, the weight of the sample decreased to 54.5 g. To the remaining FeSO 4 powder, 50 g of tritium water was added. After 1 day, a stone formed. The strength of the stone after 7 days is 5.2 MPa.
Пример 2.Example 2
Медный купорос CuSO4*7H2O массой 100г был обезвожен нагреванием. В результате масса навески уменьшилась до 64,5г. К оставшемуся в форме порошку CuSO4 добавлена «тритиевая» вода массой 40г. Через 1 сутки образовался камень. Прочность камня через 7 суток - 4,1 МПа.Copper sulfate CuSO 4 * 7H 2 O weighing 100 g was dehydrated by heating. As a result, the weight of the sample decreased to 64.5 g. 40 g of tritium water was added to the remaining CuSO 4 powder in the form. After 1 day, a stone formed. The strength of the stone after 7 days is 4.1 MPa.
Пример 3.Example 3
Цинковый купорос ZnSO4*7H2O массой 100г был обезвожен нагреванием. В результате масса навески уменьшилась до 56г. К оставшемуся в форме порошку ZnSO4 добавлена «тритиевая» вода массой 50г. Через 1 сутки образовался камень. Прочность камня через 7 суток - 9,1 МПа.Zinc sulfate ZnSO 4 * 7H 2 O weighing 100 g was dehydrated by heating. As a result, the weight of the sample decreased to 56 g. To the remaining ZnSO 4 powder, 50 g of tritium water was added. After 1 day, a stone formed. The strength of the stone after 7 days is 9.1 MPa.
Пример 4. Example 4
В соответствии c п. 4 заявляемого способа каждый из вновь образованных кристаллогидратов был помещён в качестве наполнителя в магнезиально-минерально-солевую композицию (ММСК), приготовленную в соответствии с патентом РФ № 2214011. Для этого была приготовлена суспензия при соотношении масс вяжущего (каустический магнезит ПМК-87) и раствора хлористого магния (плотностью 1,25 г/см3) 1:1. В эту суспензию после измельчения был помещён каждый из вновь образованных кристаллогидратов при соотношении масс кристаллогидрата и суспензии 4 к 1. Прочности полученных упаковок через 28 суток были примерно одинаковы и составили 54 МПа.In accordance with paragraph 4 of the proposed method, each of the newly formed crystalline hydrates was placed as a filler in a magnesia-mineral-salt composition (MMSC) prepared in accordance with RF patent No. 2214011. For this, a suspension was prepared with a binder mass ratio (caustic magnesite PMK-87) and a solution of magnesium chloride (density 1.25 g / cm 3 ) 1: 1. After grinding, each of the newly formed crystalline hydrates was placed into this suspension with a mass ratio of crystalline hydrate and suspension of 4 to 1. The strengths of the resulting packages after 28 days were approximately the same and amounted to 54 MPa.
Источники информацииInformation sources
1. Эванс Э. Тритий и его соединения. М., «Атомиздат», 1970.1. Evans E. Tritium and its compounds. M., "Atomizdat", 1970.
2. Ленский Л.А. Физика и химия трития. М., «Атомиздат», 1981.2. Lensky L.A. Physics and chemistry of tritium. M., "Atomizdat", 1981.
3. Беловодский Л.Ф., Гаевой В.К., Гришмановский В.И. Тритий. М., «Атомиздат», 1985.3. Belovodsky L.F., Gaevoy V.K., Grishmanovsky V.I. Tritium. M., "Atomizdat", 1985.
4. Андреев Б.М., Зельвенский Я.Д., Катальников С.Г. Тяжелые изотопы водорода в ядерной технике. М., «Атомиздат», 1987.4. Andreev B.M., Zelvensky Y.D., Katalnikov S.G. Heavy hydrogen isotopes in nuclear technology. M., "Atomizdat", 1987.
5. Леенсон И.А. 100 вопросов и ответов по химии. М., АСТ-Астрель, 2002.5. Leenson I.A. 100 questions and answers in chemistry. M., AST-Astrel, 2002.
6. Большой медицинский словарь, 2000, http://dic.academic.ru/.6. The Big Medical Dictionary, 2000, http://dic.academic.ru/.
7. Большая Советская Энциклопедия; http://www.pandia.ru/230940/7. The Great Soviet Encyclopedia; http://www.pandia.ru/230940/
8. Е.Ф. Беленький, И.В. Рискин «Химия и технология пигментов». Л., 1961г. Стр. 410- 451, рис.132.8. E.F. Belenky, I.V. Riskin "Chemistry and technology of pigments." L., 1961 Page 410-451, fig. 132.
9. Большая Энциклопедия Нефти и Газа; http://www.ngpedia.ru/id659260p1.html.9. The Great Encyclopedia of Oil and Gas; http://www.ngpedia.ru/id659260p1.html.
10. Хамский Е.В. «Кристаллизация в химической промышленности»; http://www.ngpedia.ru/cgibin/getpage.exe?cn=270&uid=0.0744933052919805&inte=1.10. Khamsky E.V. "Crystallization in the chemical industry"; http://www.ngpedia.ru/cgibin/getpage.exe?cn=270&uid=0.0744933052919805&inte=1.
Claims (5)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2015129657/07A RU2592078C1 (en) | 2015-07-20 | 2015-07-20 | Method of immobilization of liquid containing tritium radioactive wastes |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2015129657/07A RU2592078C1 (en) | 2015-07-20 | 2015-07-20 | Method of immobilization of liquid containing tritium radioactive wastes |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2592078C1 true RU2592078C1 (en) | 2016-07-20 |
Family
ID=56412843
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2015129657/07A RU2592078C1 (en) | 2015-07-20 | 2015-07-20 | Method of immobilization of liquid containing tritium radioactive wastes |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2592078C1 (en) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2627690C1 (en) * | 2016-09-15 | 2017-08-10 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Method of conditioning water containing tritium |
| RU2652084C1 (en) * | 2017-06-07 | 2018-04-25 | Владимир Эрнестович Петров | Method of immobilization of liquid radioactive wastes containing tritium and polluted by radioactive salts and organics and device for its implementation |
| RU2706019C1 (en) * | 2018-09-21 | 2019-11-13 | Виктор Павлович Ремез | Method of processing liquid radioactive wastes containing, including tritium isotopes |
| RU2712541C1 (en) * | 2019-05-22 | 2020-01-29 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Московский государственный университет имени М.В. Ломоносова" (МГУ) | Method of tritium concentration from contaminated water |
| RU2767867C1 (en) * | 2020-12-29 | 2022-03-22 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования «Московский государственный университет имени М.В.Ломоносова» (МГУ) | Method for separating tritium from water contaminated with it |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2001127593A (en) * | 2001-10-10 | 2003-06-20 | Общество с ограниченной ответственностью "ТВЭЛЛ" | The method of immobilization of liquid radioactive waste |
| RU2214011C2 (en) * | 2001-10-10 | 2003-10-10 | Общество с ограниченной ответственностью "ТВЭЛЛ" | Method for immobilizing liquid radioactive wastes |
| RU2380144C1 (en) * | 2008-05-06 | 2010-01-27 | Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Российский химико-технологический университет им. Д.И. Менделеева" (РХТУ им. Д.И. Менделеева) | Method of water purification from tritium by means of catalytic isotopic exchange between water and hydrogen |
-
2015
- 2015-07-20 RU RU2015129657/07A patent/RU2592078C1/en active IP Right Revival
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2001127593A (en) * | 2001-10-10 | 2003-06-20 | Общество с ограниченной ответственностью "ТВЭЛЛ" | The method of immobilization of liquid radioactive waste |
| RU2214011C2 (en) * | 2001-10-10 | 2003-10-10 | Общество с ограниченной ответственностью "ТВЭЛЛ" | Method for immobilizing liquid radioactive wastes |
| RU2380144C1 (en) * | 2008-05-06 | 2010-01-27 | Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Российский химико-технологический университет им. Д.И. Менделеева" (РХТУ им. Д.И. Менделеева) | Method of water purification from tritium by means of catalytic isotopic exchange between water and hydrogen |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2627690C1 (en) * | 2016-09-15 | 2017-08-10 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Method of conditioning water containing tritium |
| RU2652084C1 (en) * | 2017-06-07 | 2018-04-25 | Владимир Эрнестович Петров | Method of immobilization of liquid radioactive wastes containing tritium and polluted by radioactive salts and organics and device for its implementation |
| WO2019078758A3 (en) * | 2017-06-07 | 2019-07-25 | Владимир Эрнестович ПЕТРОВ | Method and device for immobilizing tritium-containing liquid radioactive waste |
| RU2706019C1 (en) * | 2018-09-21 | 2019-11-13 | Виктор Павлович Ремез | Method of processing liquid radioactive wastes containing, including tritium isotopes |
| RU2712541C1 (en) * | 2019-05-22 | 2020-01-29 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Московский государственный университет имени М.В. Ломоносова" (МГУ) | Method of tritium concentration from contaminated water |
| RU2767867C1 (en) * | 2020-12-29 | 2022-03-22 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования «Московский государственный университет имени М.В.Ломоносова» (МГУ) | Method for separating tritium from water contaminated with it |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2592078C1 (en) | Method of immobilization of liquid containing tritium radioactive wastes | |
| Wagh et al. | Experimental study on cesium immobilization in struvite structures | |
| Başçetin et al. | Adsorption behavior of strontium on binary mineral mixtures of montmorillonite and kaolinite | |
| Sun et al. | Solidification of borate radioactive resins using sulfoaluminate cement blending with zeolite | |
| Mulyutin et al. | Sorption of Cs, Sr, U, and Pu radionuclides on natural and modified clays | |
| US9480965B2 (en) | Method for preparing granulated inorganic adsorbent for radionuclides | |
| Vinokurov et al. | Solidification of high level waste using magnesium potassium phosphate compound | |
| Bassez | Anoxic and Oxic Oxidation of Rocks Containing Fe (II) Mg-Silicates and Fe (II)-Monosulfides as Source of Fe (III)-Minerals and Hydrogen. Geobiotropy. | |
| Daintith | The facts on file dictionary of chemistry | |
| RU2381580C1 (en) | Method of stabilising highly saline high-activity wastes | |
| Godelitsas et al. | Uranium sorption from aqueous solutions on sodium-form of HEU-type zeolite crystals | |
| Mukiza et al. | Co-immobilization of cesium and strontium containing waste by metakaolin-based geopolymer: Microstructure, mineralogy and mechanical properties | |
| US4537710A (en) | Method of storing radioactive wastes using modified tobermorite | |
| Mobasher et al. | Ba (OH) 2–blast furnace slag composite binders for encapsulation of sulphate bearing nuclear waste | |
| Gorbunova | Cementation of liquid radioactive waste with high content of borate salts | |
| RU2627690C1 (en) | Method of conditioning water containing tritium | |
| Ivanets et al. | Effective removal of 60 Co from high-salinity water by Ca–Mg phosphate sorbents | |
| RU2652084C1 (en) | Method of immobilization of liquid radioactive wastes containing tritium and polluted by radioactive salts and organics and device for its implementation | |
| Volkov et al. | Sorption of 90Sr and 137Cs on clays used to build safety barriers in radioactive waste storage facilities | |
| Nayak et al. | Synergistic extraction of neodymium and carrier-free promethium by the mixture of HDEHP and PC88A | |
| Nomura et al. | Immobilization of cesium by zirconium phosphate | |
| RU2727711C1 (en) | Conditioning method of tritium-containing water | |
| Jain et al. | Kinetics of in-situ pollucite crystallization in relation to cesium immobilization in the fly ash-based geopolymers | |
| US3153566A (en) | Decontamination of volatile radioactive effluents | |
| Kononenko et al. | Monolith matrix of calcium aluminate and gypsum—promising material for incorporating NaNO3-containing liquid radioactive waste |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20180721 |
|
| NF4A | Reinstatement of patent |
Effective date: 20200212 |
|
| PD4A | Correction of name of patent owner |