SU519969A1 - Method of hardening aqueous radioactive waste - Google Patents

Method of hardening aqueous radioactive waste

Info

Publication number
SU519969A1
SU519969A1 SU7502120373A SU2120373A SU519969A1 SU 519969 A1 SU519969 A1 SU 519969A1 SU 7502120373 A SU7502120373 A SU 7502120373A SU 2120373 A SU2120373 A SU 2120373A SU 519969 A1 SU519969 A1 SU 519969A1
Authority
SU
USSR - Soviet Union
Prior art keywords
volume
waste
radioactive waste
resin
hardening
Prior art date
Application number
SU7502120373A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
О.И. Волкова
К.П. Захарова
А.А. Нерода
Ю.К. Фомин
З.С. Хасанов
Original Assignee
Предприятие П/Я Р-6575
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 Предприятие П/Я Р-6575 filed Critical Предприятие П/Я Р-6575
Priority to SU7502120373A priority Critical patent/SU519969A1/en
Application granted granted Critical
Publication of SU519969A1 publication Critical patent/SU519969A1/en

Links

Landscapes

  • Processing Of Solid Wastes (AREA)

Claims (2)

Изо:бретен,ие относитс  к области переработки жидких радиоактивных о тходов с низкими уровн ми активности, в частности перевода их в отвержденное состо ние путем включени  в .органические 1смолы. Известен способ включени  радиоактивных отходов IB полимеризующиес  лри температуре окружающей среды смолы, 1, основной ;Недостато1к которого заключаетс  в том, что данным способом возможно отверждение только предварительно обезвоженных отходов . Наиболее близким по технической сущности к предлагаемому  вл етс  способ отверждени  водных радиоактивных отходов без предварительного обезвоживани , заключающийс  в смещении радиоактивных отходов с цементО|М 2. Этот способ цементир.сшани  водных отходов не требует предварительного Обезвожива .ни  отходов, но имеет два существенных недостатка: большое увеличение объема конеч1ного продукта и длительное врем  твердени . Цементированию могут подвергатьс  только растворы или щламы, содержащие не более 100-120 г/уг раствори-мых солей. Дл  получени  прочного монолита на 1 л отходов необходимо добавл ть аколо 2 кг портландцемента . При этом объем конечного продукта в 1,7 раза превышает объем вз того раствора. Л идкие радиоактивные отходы, поступающие на отверждение, как правило содержат 600 г и более солей на 1 .л раствора. Необходимость разбавлени  раствора до концентрации солей 100 г/л приводит к еще больщему увеличению объема продуктов, подлежащих захоронению, что требует повыщенного расхода св зующего, увеличени  объема хранилища и приводит к удорожанию процесса отверждени  отходов. Твердение цементаой массы происходит в течение нескольких суток. Целью изобретени   вл етс  (повыщение производительности процесса отверн дени  радиоактивных отходов, что позволило бы сократить объем захораниваемых радиоактивных отходов в виде монолита и ускорить процесс образовани  последнего. Эта цель достигаетс  тем, что водные радиоактивные отходы смещквают при комнатной температуре с водной эмульсией карбамидной смолы при весовом соотношении отходов и смолы от 3 : 1 до 1:1 при рН смеси 2-3. Процесс идет при температуре окружающей среды без предварительного обезвоживани . Твердение карбамидной смолы происходит в кислой среде. Оптимальное значение рН 2-3. В более кислой среде происходит слишком быстрое твердение, а при меньщей кислотности образуютс  материалы с малой прочностью. При рН 2-3 твердение происходит в течение 2-3 ч. Водоустойчивость получаемых материалов характеризуетс  скоростью вымывани , равной 10 -10-3 sfcM в сутки, котора  равна скорО|Сти вымывани  це ментных блоков. В отличие от процесса цементировани  включение в карба1мидную смолу может примен тьс  дл  отходов с любой концентрацией солей, что при пра,ктически одинаковой водоустойчивости дает заметный выигрыш в объеме конечного продукта. Пример I. Шлам, содержащий 30% НзВОз, 24% NaNOs, 6% ионообменной смолы , 40% воды и имеющий рН 2-3, смешиваетс  при коимнатлой температуре с водной эмульсией ка-рба-мидной смолы марки М-3 50 концентрации при весовом соотношении отход-смола 2,2-1. При этом происходит быстрое твердение массы (2-3 ч). Из 1 л данного шлама получаетс  продукт, имеющий объем 1,4 м. При цементировании этого шлама с учетом разбавлени  до «одцентрации солей 100 г/л из 1 л шлама получаетс  твердый продукт с объемом 10,2 л. Получаетс  сокращение объема в 7 раз, причем вымываемость остаетс  на уровне цементных блоков. Пример 2. Шлам, состо щий из 80% нитрата натри  и 20% воды подкисл етс  разбавленной азотной кислотой до рН 2-3. Затем смешиваетс  с водной эмульсией карбамидной смолы М-3 в весовоМ соотношении 2,75 : 1. Происходит быстрое (2-3 ч) твердение массы. Из 1 дм исходного продукта получаетс  1,5 дм отвержденного отхода. При цементировании этого раствора с учетом разбавлени  до концентрации 100 г/л солей объем продукта равен 13,6 дм, т. е. объем сокращаетс  в 9 раз. Пример 3. Шлам, содержащий 42 вес. % нитрата натри , 17 вес. % борной кислоты, 14 вес. % ионообменных материалов и 27 вес. % воды с рП 2 смещиваетс  при комнатной температуре с водной эмульсией карбамидной смолы 50%-ной концентрации (М-3) в весовом соотношении 1,7:1. Твердение происходит Б течение 2-3 ч. Из 1 л указанного раствора получаетс  твердый продЗкт с объемом 1,4 дм. При цементировании этого раствора с учетом разбавлени  до концентрации СО-лей 100 г/л из 1 л раствора получаетс  твердый продукт с объемом 12,4 дм. ТаКим образом, получаетс  сокращение объема в 9 раз. Предложенный способ позвол ет сократить объем в 7-9 раз, увеличить скорость твердени  в 10 раз, что позвол ет уменьщить затраты на процесс захоронени . Формула изобретени  Способ отверждени  водных радиоактивных отходо1В путем фиксации их в устойчивой твердой среде, отличающийс  тем, Ч.ТО, с целью повыщени  производительности процесса, жидкие радиоактивные отходы смешивают  ри комнатной температуре с водной эмульсией карбамидной смолы 50%-ной концентрации при весовом соотношении от 3:1 до 1 : I при рН 2-3. Источники информации, прин тые во внимание при экспертизе: 1.Патент Франции N° 2129836. From: battles, not related to the processing of liquid radioactive waste with low levels of activity, in particular, their transfer to the hardened state by incorporation into organic resins. A known method of incorporating radioactive waste IB polymerizing ambient temperature resin, 1, the main; The lack of which lies in the fact that this method can cure only previously dehydrated waste. The closest in technical essence to the proposed method is the curing of aqueous radioactive waste without prior dehydration, which consists in shifting the radioactive waste from cement | M 2. This method of cementing waste water does not require preliminary dewatering nor waste, but has two significant drawbacks: a large increase in the volume of the final product and a long curing time. Only solutions or slots containing not more than 100-120 g / ug of soluble salts may be subjected to cementation. To obtain a solid monolith per 1 liter of waste, you must add acol 2 kg of portland cement. The volume of the final product is 1.7 times greater than the volume of the taken solution. Liquid radioactive waste entering for curing, as a rule, contains 600 g and more salts per 1 liter of solution. The need to dilute the solution to a salt concentration of 100 g / l leads to an even greater increase in the volume of products to be disposed of, which requires an increased consumption of the binder, an increase in the storage volume and leads to an increase in the cost of solidifying the waste. Hardening of the cement mass occurs within a few days. The aim of the invention is to increase the productivity of the process of radioactive waste hardening, which would reduce the amount of stored radioactive waste in the form of a monolith and speed up the formation of the latter. the ratio of waste and resin is from 3: 1 to 1: 1 at a pH of 2-3. The process takes place at ambient temperature without first drying. resin occurs in an acidic environment. The optimum pH value is 2-3. In a more acidic environment, hardening is too fast, and materials with low strength are formed at a lower acidity. At pH 2-3, hardening occurs within 2-3 hours. the rate of leaching is 10 -10-3 sfcM per day, which is equal to the rate of leaching of cement blocks. Unlike the cementing process, the inclusion in carbamate-resin can be used for wastes with any salt concentration that oic water stability gives a significant gain in volume of the final product. Example I. The sludge containing 30% NWO3, 24% NaNOs, 6% ion-exchange resin, 40% water and having a pH of 2-3, is mixed at co-freezing temperature with an aqueous emulsion of 50% concentration m-3 resin at weight waste-resin ratio 2.2-1. When this occurs, the rapid hardening of the mass (2-3 hours). From 1 liter of this sludge, a product is obtained having a volume of 1.4 m. By cementing this sludge, taking into account dilution to a salt concentration of 100 g / l, from 1 l of sludge a solid product with a volume of 10.2 l is obtained. A volume reduction of 7 times is obtained, and the leachability remains at the level of the cement blocks. Example 2. A slurry consisting of 80% sodium nitrate and 20% water is acidified with dilute nitric acid to a pH of 2-3. Then it is mixed with a water emulsion of carbamide resin M-3 in a weight ratio of 2.75: 1. A rapid hardening of the mass occurs (2-3 hours). From 1 dm of the starting product, 1.5 dm of cured waste is obtained. When cementing this solution, taking into account dilution to a concentration of 100 g / l of salts, the volume of the product is equal to 13.6 dm, i.e., the volume is reduced by a factor of 9. Example 3. Sludge containing 42 weight. % sodium nitrate, 17 wt. % boric acid, 14 wt. % ion exchange materials and 27 wt. % of water with RP 2 is shifted at room temperature with an aqueous emulsion of urea resin of 50% concentration (M-3) in a weight ratio of 1.7: 1. Hardening occurs in B for 2-3 hours. A solid product with a volume of 1.4 dm is obtained from 1 l of this solution. By cementing this solution, taking into account dilution to a CO-leum concentration of 100 g / l, a solid product with a volume of 12.4 dm is obtained from 1 liter of solution. Thus, a reduction in volume of 9 times is obtained. The proposed method allows reducing the volume by 7-9 times, increasing the hardening rate by 10 times, which allows reducing the costs of the disposal process. The invention of the method of solidifying aqueous radioactive waste 1B by fixing them in a stable solid medium, characterized in part.TO, in order to increase the productivity of the process, liquid radioactive waste is mixed at room temperature with an aqueous emulsion of urea resin with a 50% concentration with a weight ratio of 3 : 1 to 1: I at pH 2-3. Sources of information taken into account in the examination: 1.Patent of France N ° 2129836. 2.КуличенКо В. В. и др. К вопросу о цементировании радиоактивных отходо:в. МАГАТЭ Вена, 1965.2.Kulichenko V.V. et al. On the question of cementing radioactive waste: in. IAEA Vienna, 1965.
SU7502120373A 1975-04-04 1975-04-04 Method of hardening aqueous radioactive waste SU519969A1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU7502120373A SU519969A1 (en) 1975-04-04 1975-04-04 Method of hardening aqueous radioactive waste

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU7502120373A SU519969A1 (en) 1975-04-04 1975-04-04 Method of hardening aqueous radioactive waste

Publications (1)

Publication Number Publication Date
SU519969A1 true SU519969A1 (en) 1978-01-30

Family

ID=20614946

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU7502120373A SU519969A1 (en) 1975-04-04 1975-04-04 Method of hardening aqueous radioactive waste

Country Status (1)

Country Link
SU (1) SU519969A1 (en)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4594186A (en) * 1982-04-26 1986-06-10 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh Method for improving the radionuclide retention properties of solidified radioactive wastes
RU2645737C1 (en) * 2017-06-05 2018-02-28 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Method of immobilization of liquid high-salt radioactive waste

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4594186A (en) * 1982-04-26 1986-06-10 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh Method for improving the radionuclide retention properties of solidified radioactive wastes
RU2645737C1 (en) * 2017-06-05 2018-02-28 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Method of immobilization of liquid high-salt radioactive waste

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR860001452A (en) Solidification Method of Waste Slurry Containing Boric Acid
US4363757A (en) Method for noncontaminating solidification for final storage of aqueous, radioactive waste liquids
KR840001527A (en) Additives for Aqueous Cement Mixtures
US4620947A (en) Solidification of aqueous radioactive waste using insoluble compounds of magnesium oxide
DE1186032B (en) Process for solidifying aqueous slurries
US4652404A (en) Process for conditioning contaminated waste through cementing
GB1116319A (en) A process for solidifying radioactive wastes
SU519969A1 (en) Method of hardening aqueous radioactive waste
EP0644555A1 (en) Preparation of inorganic hardenable slurry and method for solidifying wastes with the same
US3298960A (en) Method for the disposal of waste solutions using rigid gels
US4839102A (en) Block for containing and storing radioactive waste and process for producing such a block
US4892685A (en) Process for the immobilization of ion exchange resins originating from radioactive product reprocessing plants
GB1429187A (en) Process for the conversion of anhydrite into gypsum
DE3142405A1 (en) "METHOD FOR FIXING FOREIGN SUBSTANCES IN WATER"
GB1531672A (en) Method of treating clay-containing phosphate rock
RU2518501C2 (en) Conditioning of liquid radioactive wastes
RU2552845C2 (en) Method for nitrate-containing liquid radioactive waste processing
KR100304731B1 (en) Coagulation Methods and Coagulants for Boric Acid and / or Borate Solutions
JPS60638B2 (en) Method for solidifying tritium-containing water
JPH073475B2 (en) Method for solidifying radioactive waste
RU2201630C2 (en) Method for recovery of liquid acid radioactive wastes
JPS61258198A (en) Method and device for encapsulating low-level and intermediate-level radioactive waste with hydraulic cement
GB2130428A (en) A process for reducing the volume of aqueous radioactive waste
SU459443A1 (en) Building mixture
RU581679C (en) Complex additive