WO2017014666A1 - Способ подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению и устройство для его осуществления - Google Patents

Способ подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению и устройство для его осуществления Download PDF

Info

Publication number
WO2017014666A1
WO2017014666A1 PCT/RU2015/000464 RU2015000464W WO2017014666A1 WO 2017014666 A1 WO2017014666 A1 WO 2017014666A1 RU 2015000464 W RU2015000464 W RU 2015000464W WO 2017014666 A1 WO2017014666 A1 WO 2017014666A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
container
long
slag
term storage
radioactive dust
Prior art date
Application number
PCT/RU2015/000464
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
Анатолий Анатольевич ГОЛУБЕВ
Юрий Александрович ГУДИМ
Original Assignee
Общество С Ограниченной Ответственностью Промышленная Компания "Технология Металлов"
Анатолий Анатольевич ГОЛУБЕВ
Юрий Александрович ГУДИМ
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 Общество С Ограниченной Ответственностью Промышленная Компания "Технология Металлов", Анатолий Анатольевич ГОЛУБЕВ, Юрий Александрович ГУДИМ filed Critical Общество С Ограниченной Ответственностью Промышленная Компания "Технология Металлов"
Priority to RU2017138709A priority Critical patent/RU2691099C2/ru
Priority to PCT/RU2015/000464 priority patent/WO2017014666A1/ru
Publication of WO2017014666A1 publication Critical patent/WO2017014666A1/ru

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/28—Treating solids
    • G21F9/34—Disposal of solid waste
    • G21F9/36—Disposal of solid waste by packaging; by baling

Definitions

  • the invention relates to the field of environmental protection, namely, the preparation of dust and solid waste from the production of radioactive materials for long-term storage or disposal.
  • radioactive waste selected by the applicant as the closest analogue of the method, including dust removal of exhaust furnace gases in a gas treatment plant at the final stage of processing,
  • a device for preparing radioactive dust for long-term storage or disposal [5], selected by the applicant as the closest analogue of the claimed device.
  • a device for preparing radioactive dust for long-term storage or disposal contains a containment container with a lid and a metal container for radioactive dust located inside the container, separated by a remote cavity.
  • the walls of the enclosing container are made of reinforced concrete. Inside the case is a container of sheet metal.
  • the bottom of the tank is made with the lower fixing elements mounted on them, made of corners located in the form of rays, outgoing from the center of the bottom of the tank. At the same time, the elements act as dampers.
  • the optimal composition of the material filling the remote cavity of the container was not determined if the latter was used to place radioactive dust in it.
  • the radioactive dust is periodically loaded into a hermetically sealed metal storage tank, which is placed in an interoperable storage container in a technological protective container, and for long-term storage or burial, the specified container is placed in an inner lined container, which is poured with molten acidic slag with a temperature of 1450- 1600 ° C in a volume of 90-95% of the volume of the lined part of the container, while acidic slag contains in mass%:
  • the container is sealed, closed with a lid and transported to a place of long-term storage or burial.
  • a metal load is placed in a metal storage tank with dust.
  • the ratio of the mass of acidic slag poured into the enclosing container to the mass of radioactive dust loaded in a metal container is maintained within 6-12 depending on the level of dust activity.
  • Acid slag smelted from non-radioactive slag-forming materials can be poured into a container with a metal container placed in it filled with radioactive dust.
  • Acid slag obtained during the pyrometallurgical processing of solid radioactive waste can be poured into a container with a metal container placed in it filled with radioactive dust.
  • a sealing layer of acidic self-hardening refractory mixture consisting of quartz sand, water glass, caustic soda, clay is applied to the surface of the container lining in its upper part in contact with the lining of the container lid. close with a lid and after exposure to complete cooling sent for long-term storage or disposal.
  • a device for preparing radioactive dust for long-term storage or burial comprising a containment container with a lid and a metal container with a lid for radioactive dust placed inside the container, separated by a distance cavity
  • the container and its lid are lined on the inside with a fireproof, self-hardening acidic refractory mass composition in wt.%: quartz sand - 86-87; water glass - 5.8-6.2; clay - 3.8-4.2; caustic soda - 1.9-2.1; water - the rest
  • the cross-sectional area of the metal container for radioactive dust is 0.45-0.55 of the cross-sectional area of the inner space of the lined part of the container
  • the height of the capacity for radioactive dust is 0.40-0.45 the height of the lined part of the container
  • the cavity is filled with cooled and hardened acidic slag of the composition in wt.%: Si0 2 - 50-55; A1 2 0 3 - 6-8; FeO -
  • the enclosing container and lid are made of sheet steel 4-6 mm thick.
  • the metal tank and its lid are made of sheet steel with a thickness of 2-2.5 mm.
  • the tank for radioactive dust rests on a damper, consisting of two steel sheets with a thickness of 2.0-2.5 mm, arranged vertically and parallel to each other and attached to the bottom of the tank.
  • the height of the damper is 0.25 of the height of the lined part
  • Remote metal strips are attached to the lateral outer surfaces of the radioactive dust container.
  • the lid and the enclosure of the enclosing container are sealed with a self-hardening acidic refractory mass.
  • the premises of the radioactive dust storage tank after the next loading into a technological protective container for transferring it to interoperational storage reduces the possibility of radioactive dust penetrating into production rooms, and when pouring into a protective protective container with metal tank with a lid of hot slag prevents the ingress of gaseous particles into industrial premises, formed during the evaporation of dust as a result of exposure to high temperature of hot slag.
  • an increase in the level of safety of the process of preparing radioactive dust for long-term storage or disposal is achieved.
  • pouring the enclosing container with liquid acidic slag with a temperature of 1450-1600 ° C allows you to obtain a solid monolithic slag ingot after solidification and cooling of the slag, reliably fixing the metal container with the radioactive dust contained in it, which increases the safety of transportation of the container and loading and unloading operations.
  • a slag temperature of 1450 ° C is preferable when using large enclosing non-returnable containers, and a slag temperature of 1600 ° C is preferable for small containers.
  • the content of MnO in the slag of less than 1% cannot be obtained when the content of iron oxides in the slag is 6-7%, since the charge materials containing iron or its oxides always contain some amount of manganese or its oxides.
  • the content of Cr 2 0 3 in the slag of less than 1% cannot be obtained when the content of iron oxides in the slag is 6-7%, since the charge materials containing iron or its oxides contain some amount of chromium or its oxides.
  • the content of Cr 2 0 3 more than 10% significantly increases the viscosity of the slag, as a result of which there are difficulties with filling the container with molten slag.
  • the MgO content in the slag is more than 9%, the basicity of acidic slag decreases and it is difficult to obtain the necessary vitreous structure after solidification of the slag.
  • the MgO content is less than 8%, the slag viscosity increases and it becomes difficult to fill the container with slag.
  • Cooling the surface of hardened slag to 50 ° C eliminates the deformation of the lid after closing the container and ensures reliable sealing of the container.
  • a metal load in a metal storage tank eliminates the possibility of the storage tank floating up to the top of the enclosing container, which allows you to maintain the necessary slag layer thickness above the metal container, thereby preventing radiation from the container surface, thereby increasing the level of operator safety and safety of storage of a container with radioactive dust.
  • the enclosing container, to the mass of radioactive dust loaded in a metal container, within 6-12 provides an acceptable level of safety during storage of dust.
  • the ratio of the mass of acidic slag poured into the enclosing container for fixing the container with radioactive dust to the mass of radioactive dust loaded in a metal container is 6 when storing radioactive dust of low activity.
  • the ratio of the mass of acidic slag poured into the non-returnable container to the mass of radioactive dust loaded in a metal container is 12 to reduce the average activity of the contents of the container.
  • Acidic slag for filling a non-returnable lined protective container with a metal container containing radioactive dust is smelted from pure non-radioactive slag-forming materials if the radioactive dust has an average level of activity close to a high level of activity. In this case, the average activity of the contents of the container decreases.
  • the container can be filled with acidic slag obtained by pyrometallurgical
  • the hardening and hardening of the sealing layer between the lining of the lid and the lining of the container occurs under the influence of heat contained in the slag.
  • the surface temperature of the slag ingot is 50 ° C
  • the temperature in the center of the ingot exceeds 500 ° C.
  • the presence of a lining on the inside of the container and the lid, made of self-hardening acidic refractory mass of the composition in wt.%: Silica sand - 86-87; water glass - 5.8-6.2; clay - 3.8-4.2; caustic soda - 1.9-2.1; water - the rest allows you to protect the structural elements of the container from exposure to high the temperature of the hot slag poured into the container and the chemical effect of the slag on the protected elements.
  • the above composition of acid refractory mass provides sufficient lining strength and a decrease in ionizing radiation from the surface of the enclosing container, which increases the level of container safety during transportation, loading and unloading and during long-term storage and disposal.
  • the ratio of the cross-sectional area of the metal container for radioactive dust to the cross-sectional area of the inner space of the lined part of the enclosing container in the value of 0.45-0.55 and the execution of the height of the container in the ratio of 0.40-0.45 of the height of the lined part of the container determine the uniformity of the thickness of the slag layer around the dust container, thereby ensuring uniformity of ionizing radiation on the outer surfaces of the container, which increases the level of safety of the device.
  • MnO - 1-5; Cr 2 0z - 1-10; CaO - 9-10; MgO - 8-9 provides a decrease in ionizing radiation and an increase in the resistance to penetration of radionuclides, increases the resistance of the device to atmospheric moisture and acid solutions, which increases the level of safety of the device.
  • the implementation of the enclosing container and the cover of sheet steel with a thickness of 4-6 mm helps to reduce the weight of the container compared to the prototype, while maintaining the strength and rigidity of the device, and at the same time, together with the lining applied to the inner surface of the steel sheets, reduces the level of ionizing radiation from the outer surface container and lid, thereby increasing the safety of the device.
  • the thickness of the steel sheets 4 mm is applicable for the manufacture of small containers, and their thickness 6 mm - for large containers.
  • the implementation of the damper with a height equal to 0.25 of the height of the lined part of the container determines the uniformity of the thickness of the slag layers from the bottom and top of the metal tank, which ensures uniformity of ionizing radiation from the bottom, top sheet and lid of the container, increasing the safety of the device.
  • FIG. 1 shows a frontal section of a container with a lid and a metal container for radioactive dust placed inside it.
  • FIG. 2 shows a section AA in FIG. one.
  • a method of preparing radioactive dust for long-term storage or disposal is implemented as follows.
  • the radioactive dust trapped by the gas treatment system is periodically loaded into a metal storage tank, having previously placed a metal load on the bottom of the tank.
  • the storage tank in which a portion of the radioactive dust is loaded, is closed with a lid and placed for interoperational storage in
  • the storage tank loaded completely with radioactive dust and covered with a lid, is placed in a lined enclosing container, ensuring equal distances between the lining of the container and
  • a container with a metal tank is installed under the slag trough of the furnace and its remote cavity is filled with acidic slag in a volume of 90-95% of the volume of the lined part of the container. 5. After hardening and cooling of the slag to 50 ° C, the container is closed with a lid, after applying the acidic sealing layer
  • the device comprises a containment container 1 made of sheet steel with a thickness of 4-6 mm.
  • Stiffeners 2 made of an angular profile are attached to the inner surfaces of the container 1.
  • the lid 3 of the container is made of sheet steel 4-6 mm thick and is framed by an angular profile 4.
  • the container 1, the lid 3 and the angular profile 4 are lined on the inside with a fireproof self-hardening mass 5 of the composition in mass. %: silica sand - 86-87; water glass - 5.8-6.2; clay - 3.8-4.2; caustic soda - 1, 9-2.1; water is the rest.
  • a metal tank 6 with a lid 7 is installed, designed to store radioactive dust 8, resulting from the metallurgical processing of radioactive waste.
  • the metal tank 6 is supported by a damper consisting of two steel sheets 9, 2.0-2.5 mm thick, arranged vertically and parallel to each other and attached to the bottom of the tank 6.
  • the sheets 9 of the damper are mounted on the lining 5 of the bottom of the container 1.
  • To the outer side the surfaces of the tank 6 are attached remote metal strips 10, facilitating the centering of the tank 6 in the cavity of the lined space of the container 1.
  • a load 11 At the bottom of the tank 6 is placed a load 11.
  • the cavity 12 between the lining of the container 1 and tank 6 (remote) is filled with cooling solid and hardened acidic slag 13 composition, in mass. %:
  • the lid 3 and the container 1 are sealed with a self-hardening acidic mass 14.
  • a self-hardening acidic mass 14 An example of a specific implementation of the proposed method and its device.
  • the metal case of container 1 was made from a sheet 5 mm thick with external dimensions of 1.3x1, 3x1, 1m.
  • the lining 5 of the housing 1 was filled with a self-hardening refractory mass of the composition in masses. % silica sand 86.5; liquid glass 6.0; clay 4.0; caustic soda 2.0; water 1.5.
  • the packed lining 5 was dried at a temperature of 300 ° C. with a gas burner for 4 hours.
  • the cover 3 of container 1 with lining 5 was made in the same way.
  • a metal container 6 for radioactive dust was made from a sheet 2 mm thick, while the cross-sectional area of the metal container 6 was 0.5 of the cross-sectional area of the inner space of the lined part of the container.
  • the height of the container 6 was 0.42 of the height of the lined part of the container 1.
  • the height of the damper was 0.25 of the height of the lined part of the container.
  • slag was heated to 1600 ° C and poured into a container 1 with a metal container 6 installed in it, filled with dust and a closed lid 7.
  • a sealing layer 14 of an acidic self-hardening mixture of the composition: silica sand, liquid glass, clay is applied to the surface of the printed refractory lining of container 1 in its upper part in contact with the lining of container lid 3 caustic soda.
  • the container 1 was closed with a lid 3 and kept it for a day until completely cooled.
  • the device was tested for mechanical strength. For this, a loaded container was dropped from a height of 0.5 m onto the metal floor of the workshop, then a metal rod with a diameter of 50 mm and a weight of 15 kg was dropped from a height of 5 m. Destruction of the container after testing was not found.

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Environmental & Geological Engineering (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Processing Of Solid Wastes (AREA)
  • Gasification And Melting Of Waste (AREA)

Abstract

Группа изобретений относится к подготовке пылевых и твердых отходов производства радиоактивных материалов к длительному хранению или захоронению. Способ подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению включает загрузку уловленной системой газоочистки пыли в контейнер и заполнение его жидким шлаком. Радиоактивную пыль периодически загружают в герметически закрывающуюся металлическую емкость-накопитель. Емкость-накопитель помещают в технологический защитный контейнер на межоперационное хранение. Для длительного хранения или захоронения указанную ёмкость помещают в футерованный изнутри ограждающий контейнер. Контейнер заливают расплавленным жидким кислым шлаком с температурой 1450-1600°С в объёме, составляющем 90-95% объёма футерованной части контейнера, при этом кислый шлак содержит в массовых %: SiO2 - 50-55; Al2O3 - 6-8; ∑FeO - 6-7; MnO - 1-5; Cr2O3 - 1-10; CaO - 9-10; MgO - 8-9, прочие (остальное). После затвердевания шлака и охлаждения его поверхности до 50°С, контейнер герметизируют, закрывают крышкой и транспортируют в место длительного хранения или захоронения. Также имеется устройство для подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению. Группа изобретений позволяет повысить уровень безопасности длительного хранения или захоронения радиоактивной пыли.

Description

Способ подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению и устройство для его осуществления
Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а именно к подготовке пылевых и твердых отходов производства радиоактивных материалов к длительному хранению или захоронению.
При производстве радиоактивных материалов и эксплуатации ядерных установок образуется значительное количество радиоактивной пыли, не менее 1% от массы перерабатываемого радиоактивного материала [1,2].
Широко известны способы подготовки отходов ядерных материалов к длительному хранению или захоронению путем остекловывания радиоактивной пыли в небольших электропечах (печи сопротивления, индукционные печи, индукционные печи с холодным тиглем и др.) [1]. Известные способы остекловывания радиоактивной пыли имеют следующие недостатки:
- сложность технологических схем;
- низкая производительность устройств остекловывания пыли;
- сложность газоочистных сооружений для улавливания пыли и аэрозолей;
- значительные затраты на осуществление процесса остекловывания пыли.
Известен способ [3] металлургической переработки твердых
радиоактивных отходов, выбранный заявителем в качестве ближайшего аналога способа, включающий очистку от пыли отходящих печных газов в газоочистной установке на заключительной стадии переработки,
упаковывание уловленной пыли и помещение её на дно ёмкости, которая заполняется жидким радиоактивным шлаком, выпущенным из плавильной печи (пункт 7 формулы).
Известный способ имеет следующие недостатки:
- недостаточный уровень безопасности подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению и процесса её хранения в
результате того, что:
- не отражен процесс периодической загрузки пыли в контейнер; - не решен вопрос безопасного межоперационного хранения радиоактивной пыли;
- не указаны состав и температура шлака, который заливают в контейнер;
- не решен вопрос защиты ограждающих конструкций контейнера от высокой температуры шлака, заливаемого в контейнер;
- не отражен вопрос герметизации стыка контейнера с крышкой после заливки контейнера горячим шлаком.
Известны металлические (стальные) контейнеры для хранения и захоронения радиоактивных отходов [4]. Недостатками таких контейнеров являются:
- возможность захоронения только низко- и среднеактивных радиоактивных отходов;
- исключение возможности заливания в металлический контейнер большого количества жидкого расплавленного шлака с высокой температурой вследствие деформации контейнера и возможного нарушения герметичности сварного металлического контейнера под воздействием высокой температуры.
Известно устройство для подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению [5], выбранное заявителем в качестве ближайшего аналога заявляемого устройства.
Устройство для подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению содержит ограждающий контейнер с крышкой и размещенную внутри контейнера металлическую ёмкость для радиоактивной пыли, разделенные дистанционной полостью. Стенки ограждающего контейнера выполнены железобетонными. Внутри корпуса расположена ёмкость из тонколистового металла. Днище ёмкости выполнено с закрепленными на них нижними фиксирующими ёмкость элементами, выполненными из уголков, расположенных в виде лучей, исходящих из центра днища емкости. Одновременно элементы выполняют функцию демпферов.
Недостатками известного устройства являются:
- недостаточный уровень безопасности подготовки радиационной пыли к длительному хранению или захоронению и процесса хранения пыли в результате того, что:
- железобетон ограждающих стенок контейнера не достаточно устойчив к выщелачиванию;
- бетон не обладает приемлемой радиационной и тепловой стабильностью и без дополнительной защиты не решает проблемы длительного хранения радиоактивных отходов;
- не решен вопрос защиты стенок, дна и крышки ограждающего контейнера от воздействия на них высокой температуры в случае заливки в контейнер горячего шлака, а также от химического воздействия шлака на защищаемые элементы контейнера;
- не решен вопрос соотношения площади поперечного сечения металлической ёмкости для радиоактивной пыли к площади поперечного сечения внутреннего пространства контейнера;
- не определено соотношение высоты металлической ёмкости для радиоактивной пыли к высоте внутренней части контейнера;
не определен оптимальный состав материала, заполняющего дистанционную полость контейнера в случае применения последнего для помещения в него радиоактивной пыли.
Задачей и техническим результатом предлагаемого способа подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению и
устройства для его осуществления является повышение уровня
безопасности длительного хранения или захоронения радиоактивной пыли. Технический результат достигается следующими решениями, объединенными общим изобретательским замыслом.
В способе подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению, включающем загрузку уловленной системой газоочистки пыли в контейнер и последующее заполнение его жидким шлаком,
согласно изобретению, радиоактивную пыль периодически загружают в герметически закрывающуюся металлическую емкость-накопитель, которую на межоперационное хранение помещают в технологический защитный контейнер, а для длительного хранения или захоронения указанную ёмкость помещают в футерованный изнутри ограждающий контейнер, который заливают расплавленным жидким кислым шлаком с температурой 1450- 1600°С в объёме, составляющем 90-95% объёма футерованной части контейнера, при этом кислый шлак содержит в массовых %:
Si02 А1203 EFeO MnO Cr203 CaO MgO прочие 50-55 6-8 6-7 1-5 1-10 9-10 8-9 остальное, после затвердевания шлака и охлаждения его поверхности до 50°С,
контейнер герметизируют, закрывают крышкой и транспортируют в место длительного хранения или захоронения.
В металлическую емкость-накопитель с пылью помещают металлический пригруз.
Отношение массы кислого шлака, заливаемого в ограждающий контейнер, к массе радиоактивной пыли, загруженной в металлическую емкость, поддерживают в пределах 6-12 в зависимости от уровня активности пыли.
В контейнер с помещенной в него металлической емкостью, заполненной радиоактивной пылью, могут заливать кислый шлак, выплавленный из нерадиоактивных шлакообразующих материалов. В контейнер с помещенной в него металлической емкостью, заполненной радиоактивной пылью, могут заливать кислый шлак, полученный при пирометаллургической переработке твердых радиоактивных отходов.
После затвердевания шлака и охлаждения его поверхности до 50°С, на поверхность футеровки контейнера в верхней ее части, контактирующей с футеровкой крышки контейнера, наносят герметизирующий слой из кислой самотвердеющей огнеупорной смеси, состоящей из кварцевого песка, жидкого стекла, едкого натра, глины, контейнер закрывают крышкой и после выдержки до полного охлаждения отправляют на длительное хранение или захоронение.
В устройстве для подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению, содержащем ограждающий контейнер с крышкой и размещенную внутри контейнера металлическую ёмкость с крышкой для радиоактивной пыли, разделенные дистанционной полостью, согласно изобретению, контейнер и его крышка с внутренних сторон футерованы огнеупорной набивной самотвердеющей кислой огнеупорной массой состава в масс.%: песок кварцевый - 86-87; жидкое стекло - 5,8-6,2; глина - 3,8-4,2; едкий натр - 1,9-2,1 ; вода - остальное, площадь поперечного сечения металлической ёмкости для радиоактивной пыли составляет 0,45- 0,55 площади поперечного сечения внутреннего пространства футерованной части контейнера, высота ёмкости для радиоактивной пыли составляет 0,40- 0,45 высоты футерованной части контейнера, при этом дистанционная полость заполнена охлажденным и затвердевшим кислым шлаком состава в масс.%: Si02 - 50-55; А1203 - 6-8; FeO - 6-7; МпО - 1-5; Сг203 - 1-10; СаО- 9-10; MgO - 8-9.
Ограждающий контейнер и крышка выполнены из листовой стали толщиной 4-6 мм. Металлическая ёмкость и её крышка выполнены из листовой стали толщиной 2-2,5 мм.
Емкость для радиоактивной пыли опирается на демпфер, состоящий из двух стальных листов толщиной 2,0-2,5 мм, расположенных вертикально и параллельно друг другу и прикрепленных к днищу ёмкости.
Высота демпфера составляет 0,25 высоты футерованной части
контейнера.
К боковым наружным поверхностям ёмкости для радиоактивной пыли прикреплены дистанционные металлические полосы.
Крышка и корпус ограждающего контейнера уплотнены самотвердеющей кислой огнеупорной массой.
Согласно способу подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению помещение ёмкости-накопителя радиоактивной пыли после очередной загрузки в технологический защитный контейнер для передачи её на межоперационное хранение позволяет снизить уровень возможности проникновения радиоактивной пыли в производственные помещения, а при заливке в ограждающий защитный контейнер с установленной в нём металлической ёмкостью с крышкой горячего шлака предотвращает попадание в производственные помещения газообразных частиц, образующихся при испарении пыли в результате воздействия на неё высокой температуры горячего шлака. Таким образом, достигается повышение уровня безопасности процесса подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению.
Заливка ограждающего контейнера жидким кислым шлаком с температурой 1450-1600°С позволяет получить после затвердевания и остывания шлака прочный монолитный шлаковый слиток, надёжно фиксирующий металлическую ёмкость с содержащейся в ней радиоактивной пылью, что повышает безопасность транспортирования контейнера и погрузочно-разгрузочных работ. Температура заливаемого шлака 1450°С предпочтительна при применении ограждающих невозвратных контейнеров больших размеров, а температура шлака 1600°С предпочтительна для контейнеров небольших размеров.
Заливка расплавленного шлака в ограждающий контейнер в объёме, составляющем 90-95 % объёма футерованной части контейнера, обеспечивает возможность герметичного закрытия контейнера крышкой, что существенно увеличивает уровень радиационной безопасности контейнера при транспортировании, погрузочно-разгрузочных работ и хранении контейнера.
Применение для заливки в ограждающий контейнер кислого шлака состава в масс. % : Si02 - 50-55; А1203 - 6-8; ZFeO - 6-7; МпО - 1-5;
Сг20з - 1-10; СаО - 9-10; MgO - 8-9 обеспечивает получение после охлаждения и затвердевания прочного, стекловидного шлака, надежно уменьшающего величину ионизирующих излучений, сопротивляющегося проникновению радионуклидов и не разрушающегося под воздействием влаги и кислотных растворов, что повышает уровень безопасности хранения радиоактивной пыли. Колебание содержания МпО (1-5%) и Сг20з (1-10%) в шлаке вызваны способом получения расплавленного шлака. При выплавке шлака из чистых (нерадиоактивных) шлакообразующих материалов содержание МпО в шлаке 1%, содержание Сг20з - 1%. При заливке контейнера шлаком, полученным при пирометаллургической переработке ТРО, содержание МпО в шлаке до 5%, содержание Сг203 до 10%.
При содержании Si02 в шлаке более 55% существенно повышается вязкость шлака при температурах 1450-1600°С. Вследствие этого возникают трудности с заполнением контейнера шлаком. При содержании в шлаке менее 50% Si02 не обеспечивается получение после охлаждения и затвердевания необходимого прочного стекловидного блока шлака. Содержание A1203 более 8% нельзя получить, не меняя свойств шлака и не вводя в шихту дорогостоящие материалы с высоким содержанием А1203.
При содержании А120 в шлаке менее 6% трудно получить необходимую стекловидную структуру шлака после затвердевания.
При содержании оксидов железа в шлаке более 7% возможно взаимодействие залитого в контейнер шлака с кислой набивной футеровкой, приводящей к нежелательному оплавлению некоторых участков футеровки контейнера. При содержании менее 6% оксидов железа плавление шлакообразующих и формирование шлака в шлакоплавильной печи протекают медленно, что приводит к повышению расхода электроэнергии.
Содержание МпО в шлаке менее 1% не может быть получено при содержании в шлаке 6-7% оксидов железа, так как шихтовые материалы, содержащие железо или его оксиды всегда содержат некоторое количество марганца или его оксидов.
Содержание Сг20з в шлаке менее 1% не может быть получено при содержании в шлаке 6-7% оксидов железа, так как шихтовые материалы, содержащие железо или его оксиды содержат некоторое количество хрома или его оксидов. При содержании Сг203 более 10% существенно возрастает вязкость шлака, вследствие этого возникают трудности с заполнением контейнера расплавленным шлаком.
При содержании СаО в кислом шлаке более 10% снижается основность шлака и нельзя получить стекловидную структуру после затвердевания шлака.
При содержании СаО менее 9% возрастает вязкость шлака, и возникают трудности с заполнением контейнера шлаком.
При содержании MgO в шлаке более 9% снижается основность кислого шлака и трудно получить необходимую стекловидную структуру после затвердевания шлака. При содержании MgO менее 8% возрастает вязкость шлака и возникают трудности с заполнением контейнера шлаком.
Заполнение объема футерованных контейнеров на 90-95% расплавленным шлаком позволяет надежно зафиксировать в объеме шлака емкость с радиоактивной пылью и обеспечивает гарантированное герметичное закрывание контейнера крышкой, что повышает его безопасность.
Охлаждение поверхности затвердевшего шлака до 50°С позволяет исключить деформацию крышки после закрывания контейнера и обеспечить надежную герметизацию контейнера.
Помещение в металлическую ёмкость-накопитель металлического пригруза исключает возможность всплытия ёмкости-накопителя в верхнюю часть ограждающего контейнера, что позволяет сохранить необходимую толщину слоя шлака над металлической ёмкостью, тем самым не допустить радиоактивного излучения с поверхности контейнера, в результате чего повышается уровень безопасности работы операторов и безопасность хранения контейнера с радиоактивной пылью.
Поддержание отношения массы кислого шлака, заливаемого в
ограждающий контейнер, к массе радиоактивной пыли, загруженной в металлическую ёмкость, в пределах 6-12 обеспечивает приемлемый уровень безопасности при хранении пыли.
Отношение массы кислого шлака, заливаемого в ограждающий контейнер для фиксации емкости с радиоактивной пылью, к массе радиоактивной пыли, загруженной в металлическую емкость, равно 6 при хранении радиоактивной пыли низкой активности.
При хранении радиоактивной пыли средней активности отношение массы кислого шлака, заливаемого в ограждающий невозвратный контейнер к массе радиоактивной пыли, загруженной в металлическую ёмкость, равно 12, чтобы уменьшить среднюю активность содержимого контейнера. Кислый шлак для заполнения невозвратного футерованного защитного контейнера с металлической емкостью, содержащей радиоактивную пыль, выплавляют из чистых нерадиоактивных шлакообразующих материалов, если радиоактивная пыль имеет средний уровень активности, близкий к высокому уровню активности. В таком случае уменьшается средняя активность содержимого контейнера.
При низкой активности радиоактивной пыли, загружаемой в
невозвратный футерованный защитный контейнер, контейнер может быть заполнен кислым шлаком, полученным при пирометаллургической
переработке твердых радиоактивных отходов.
Герметизация ограждающего невозвратного контейнера после затвердевания шлака и охлаждения его поверхности до 50°С путем нанесения на поверхность его футеровки в верхней её части слоя кислой самотвердеющей огнеупорной смеси, состоящей из кварцевого песка, жидкого стекла, едкого натра и глины, закрытие контейнера крышкой и выдержка контейнера до полного охлаждения также способствует повышению уровня безопасности контейнера как при работе с ним операторов, так и при хранении контейнера.
Затвердевание и упрочнение герметизирующего слоя между футеровкой крышки и футеровкой контейнера происходит под воздействием тепла, содержащегося в шлаке. При температуре поверхности шлакового слитка 50°С, температура в центре слитка превышает 500°С.
Согласно устройства для подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению наличие футеровки на внутренних сторонах контейнера и крышки, выполненной из самотвердеющей кислой огнеупорной массы состава, в масс.%: песок кварцевый - 86-87; жидкое стекло - 5,8-6,2; глина - 3,8-4,2; едкий натр - 1,9-2,1 ; вода - остальное позволяет защитить элементы конструкции контейнера от воздействия на них высокой температуры заливаемого в контейнер горячего шлака и химического воздействия шлака на защищаемые элементы. Указанный выше состав кислой огнеупорной массы обеспечивает достаточную прочность футеровки и уменьшение ионизирующего излучения с поверхности ограждающего контейнера, что повышает уровень безопасности контейнера при транспортировании, погрузочно-разгрузочных работ и в процессе длительного хранения и захоронения.
Соотношение площади поперечного сечения металлической ёмкости для радиоактивной пыли к площади поперечного сечения внутреннего пространства футерованной части ограждающего контейнера в значении 0,45-0,55 и выполнение высоты ёмкости в соотношении 0,40-0,45 высоты футерованной части контейнера обуславливают равномерность толщины шлакового слоя вокруг ёмкости для пыли, обеспечивая тем самым равномерность ионизирующего излучения на наружных поверхностях контейнера, что повышает уровень безопасности устройства.
Дистанционная полость, заполненная охлажденным и затвердевшим кислым шлаком, в составе масс. %: Si02 - 50-55; А1203 - 6-8; FeO - 6-7;
МпО - 1-5; Сг20з - 1-10; СаО - 9-10; MgO - 8-9 обеспечивает уменьшение ионизирующего излучения и повышение сопротивления проникновению радионуклеидов, повышает стойкость устройства к атмосферной влаге и к кислотным растворам, что повышает уровень безопасности устройства.
Выполнение ограждающего контейнера и крышки из листовой стали толщиной 4-6 мм способствует снижению веса контейнера по сравнению с прототипом, сохраняя прочность и жесткость устройства, и в то же время совместно с нанесенной на внутреннюю поверхность стальных листов футеровкой обеспечивает снижение уровня ионизирующего излучения с наружной поверхности контейнера и крышки, тем самым, повышая безопасность устройства. Толщина стальных листов 4 мм применима при изготовлении контейнеров малых размеров, а их толщина 6 мм - для контейнеров больших размеров.
Выполнение демпфера высотой равной 0,25 высоты футерованной части контейнера обуславливает равномерность толщины шлаковых слоев снизу и сверху металлической ёмкости, что обеспечивает равномерность ионизирующего излучения со стороны дна, верхнего листа и крышки контейнера, повышая безопасность устройства.
Конструкция устройства-ограждающего контейнера для длительного хранения или захоронения радиоактивных отходов поясняется чертежами.
На фиг. 1 изображено фронтальное сечение контейнера с крышкой и размещенной внутри него металлической ёмкостью для радиоактивной пыли.
На фиг. 2 показан разрез А-А на фиг. 1.
Способ подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению реализуется следующим образом.
1. При пирометаллургической переработке радиоактивных отходов радиоактивную пыль, уловленную системой газоочистки, периодически загружают в металлическую ёмкость-накопитель, предварительно поместив на дно ёмкости металлический пригруз.
2. Ёмкость-накопитель, в которую загружена порция радиоактивной пыли, закрывают крышкой и помещают на межоперационное хранение в
технологический защитный контейнер.
3. Ёмкость-накопитель, загруженную полностью радиоактивной пылью и закрытую крышкой, помещают в футерованный ограждающий контейнер, обеспечивая равные расстояния между футеровкой контейнера и
дистанционными элементами ёмкости-накопителя.
4. Контейнер с металлической ёмкостью устанавливают под шлаковый желоб печи и заполняют его дистанционную полость кислым шлаком в объёме, составляющем 90-95 % объёма футерованной части контейнера. 5. После затвердевания и охлаждения шлака до 50° С контейнер закрывают крышкой, предварительно нанеся герметизирующей слой кислой
самотвердеющей смеси на стыкуемые поверхности футеровки контейнера и крышки.
6. После выдержки контейнера до полного охлаждения шлака его
транспортируют в хранилище для длительного хранения или захоронения.
Устройство содержит ограждающий контейнер 1, выполненный из листовой стали толщиной 4-6 мм. К внутренним поверхностям контейнера 1 прикреплены ребра жесткости 2, выполненные из углового профиля. Крышка 3 контейнера выполнена из листовой стали толщиной 4-6 мм и обрамлена угловым профилем 4. Контейнер 1 , крышка 3 и угловой профиль 4 с внутренних сторон футерованы огнеупорной самотвердеющей массой 5 состава в масс. %: песок кварцевый - 86-87; жидкое стекло - 5,8- 6,2; глина - 3,8-4,2; едкий натр - 1 ,9-2,1; вода - остальное.
Внутри футерованного контейнера установлена металлическая ёмкость 6 с крышкой 7, предназначенная для хранения радиоактивной пыли 8, образовавшейся в результате металлургической переработки радиоактивных отходов. Металлическая ёмкость 6 опирается на демпфер, состоящий из двух стальных листов 9, толщиной 2,0-2,5мм, расположенных вертикально и параллельно друг другу и прикрепленных к дну ёмкости 6. Листы 9 демпфера установлены на футеровку 5 днища контейнера 1. К боковым наружным поверхностям ёмкости 6 прикреплены дистанционные металлические полосы 10, облегчающие центрирование ёмкости 6 в полости футерованного пространства контейнера 1. На дно ёмкости 6 помещен пригруз 11. Полость 12 между футеровкой контейнера 1 и ёмкостью 6 (дистанционная) заполнена охлажденным и затвердевшим кислым шлаком 13 состава, в масс. %:
Si02 - 50-55; А1203 - 6-8; IFeO - 6-7; МпО - 1-5; Сг203 - 1-Ю; СаО - 9-10; MgO - 8-9.
Крышка 3 и контейнер 1 уплотнены самотвердеющей кислой массой 14. Пример конкретного осуществления предложенного способа и его устройства.
1. На специализированном предприятии изготовили металлический корпус контейнера 1 из листа толщиной 5 мм с внешними размерами 1,3x1, 3x1, 1м.
2. По шаблону набили футеровку 5 корпуса 1 самотвердеющей огнеупорной массой состава в масс. % песок кварцевый 86,5; жидкое стекло 6,0; глина 4,0; едкий натр 2,0; вода 1,5. Набитую футеровку 5 высушивали при температуре 300°С газовой горелкой в течение 4 часов.
По такой же схеме изготовили крышку 3 контейнера 1 с футеровкой 5.
3. Изготовили металлическую емкость 6 для радиоактивной пыли из листа толщиной 2 мм, при этом площадь поперечного сечения металлической ёмкости 6 составляла 0,5 площади поперечного сечения внутреннего пространства футерованной части контейнера. Высота ёмкости 6 составляла 0,42 высоты футерованной части контейнера 1. Высота демпфера составляла 0,25 высоты футерованной части контейнера.
4. В металлическую ёмкость 6 загрузили радиоактивную пыль из газоочистки дуговой сталеплавильной печи в количестве 500 кг и закрыли её крышкой 7.
5. Ёмкость 6, загруженную пылью, установили в просушенный футерованный контейнер 1.
6. В дуговой сталеплавильный печи с кислой футеровкой выплавили
5 т кислого шлака состава в масс. %
Si02 А1203 FeO MnO Cr203 CaO MgO прочие 55,0 8,0 8,0 3,0 1,0 10,0 10,0 остальн.
7. Шлак нагрели до 1600°С и залили его в контейнер 1 с установленной в него металлической емкостью 6, заполненной пылью и закрытой крышкой 7. 8. После затвердевания шлака и остывания его поверхности до 50°С на поверхность набивной огнеупорной футеровки контейнера 1 в верхней его части, контактирующей с футеровкой крышки 3 контейнера, нанесли герметизирующий слой 14 из кислой самотвердеющей смеси, состава: кварцевый песок, жидкое стекло, глина, едкий натр.
Контейнер 1 закрыли крышкой 3 и выдерживали его в течение суток до полного охлаждения.
9. Произвели замеры уровня радиоактивности на внешних поверхностях контейнера 1. Уровень радиоактивности был ниже допускаемых значений, установленных действующими нормативами.
10. Испытали устройство на механическую прочность. Для этого сбросили загруженный контейнер с высоты 0,5 м на металлический пол цеха, затем на контейнер сбросили с высоты 5 м металлический стержень диаметром 50 мм массой 15 кг. Разрушений контейнера после проведенных испытаний не обнаружили.
1 1. Вскрыли контейнер и произвели визуальный контроль целостности шлакового слитка. Шлак после механических испытаний представлял собой прочный монолитный стекловидный слиток без видимых нарушений его целостности.
Таким образом, проведенные эксперименты подтвердили возможность конкретного осуществления предлагаемого способа и эффективность применения предлагаемого устройства.
Литература:
1. Скачек М.А. Радиоактивные компоненты АЭС: обращение, переработка, локализация: учебное пособие для вузов/ М.А. Скачек. - М.: Издательский дом МЭИ. 2014.- 552 с.
2. Обращение с радиоактивными отходами в России и странах с развитой атомной энергетикой. Сборник (под ред. В.А. Василенко). - СПБ ООО «НИЦ» Моринтех». 2005.- 304 с. 3. Патент RU 2486616 (пункт 7 формулы). Способ переработки твердых радиоактивных отходов. Авторы Голубев А.А., Гудим Ю.А.
Патентообладатель Общество с ограниченной ответственностью «Промышленная компания «Технология металлов» (RU).
4. Сорокин В.Т., Демин А.В. Кащеев В.В. и др. Контейнеры для радиоактивных отходов низкого и среднего уровня активности. «Ядерная и радиационная безопасность». N°2 - 2013. с.1-8.
5. Свидетельство на полезную модель RU 30210.
6. Лебедева Г. А., Озерова Г.П. Каменное литье как радиационно- стойкий материал/ Строительные материалы. 1998. Ν°5. с.14-15.
7. Косинская А.В. Затуловский С.С. Камнелитые материалы для получения коррозионно- и радиационно-стойких изделий/Литейное производство. 2001. Ν°10. с. 21-22.
8. Шейко А.А., Косинская А.В. Радиационно- и коррозионно-стойкие чугунные и каменные отливки./Литейное производство. 2005. N°3. с.14- 15.

Claims

Ф О Р М У Л А
1. Способ подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению, включающий загрузку уловленной системой газоочистки пыли в контейнер и последующее заполнение его жидким шлаком,
отличающийся тем, что радиоактивную пыль периодически загружают в герметически закрывающуюся металлическую емкость-накопитель, которую на межоперационное хранение помещают в технологический защитный контейнер, а для длительного хранения или захоронения указанную
ёмкость помещают в футерованный изнутри ограждающий контейнер, который заливают расплавленным жидким кислым шлаком с температурой
1450-1600°С в объёме, составляющем 90-95% объёма футерованной части контейнера, при этом кислый шлак содержит в массовых %:
Si02 А1203 IFeO МпО Сг203 CaO MgO прочие 50-55 6-8 6-7 1-5 1-10 9-10 8-9 остальное, после затвердевания шлака и охлаждения его поверхности до 50°С, контейнер герметизируют, закрывают крышкой и транспортируют в место длительного хранения или захоронения.
2. Способ подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению по п. 1, отличающийся тем, что в металлическую емкость-накопитель с пылью помещают металлический пригруз.
3. Способ подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению по п. 1 , отличающийся тем, что отношение массы кислого шлака, заливаемого в ограждающий контейнер, к массе радиоактивной пыли, загруженной в металлическую емкость, поддерживают в пределах 6- 12 в зависимости от уровня активности пыли.
4. Способ подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению по п. 1 , отличающийся тем, что в контейнер с помещенной в него металлической емкостью, заполненной радиоактивной пылью, заливают кислый шлак, выплавленный из нерадиоактивных шлакообразующих материалов.
5. Способ подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению по п. 1 , отличающийся тем, что в контейнер с помещенной в него металлической емкостью, заполненной радиоактивной пылью, заливают кислый шлак, полученный при пирометаллургической переработке твердых радиоактивных отходов.
6. Способ подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению по п. 1, отличающийся тем, что после затвердевания шлака и охлаждения его поверхности до 50°С, на поверхность футеровки контейнера в верхней ее части, контактирующей с футеровкой крышки контейнера, наносят герметизирующий слой из кислой самотвердеющей огнеупорной смеси, состоящей из кварцевого песка, жидкого стекла, едкого натра, глины, контейнер закрывают крышкой и после выдержки до полного охлаждения отправляют на длительное хранение или захоронение.
7. Устройство для подготовки радиоактивной пыли к длительному
хранению или захоронению, содержащее ограждающий контейнер с крышкой и размещенную внутри контейнера металлическую ёмкость с крышкой для радиоактивной пыли, разделенные дистанционной полостью, отличающееся тем, что контейнер и его крышка с внутренних сторон футерованы огнеупорной набивной самотвердеющей кислой огнеупорной массой состава в масс.% : песок кварцевый - 86-87; жидкое стекло - 5,8- 6,2; глина - 3,8-4,2; едкий натр - 1 ,9-2,1 ; вода - остальное, площадь поперечного сечения металлической ёмкости для радиоактивной пыли составляет 0,45- 0,55 площади поперечного сечения внутреннего пространства футерованной части контейнера, высота ёмкости для радиоактивной пыли составляет 0,40-0,45 высоты футерованной части контейнера, при этом дистанционная полость заполнена охлажденным и затвердевшим кислым шлаком состава в масс.%: Si02 - 50-55; А1203 - 6-8; FeO - 6-7; МпО - 1-5; Сг203 - 1-10; СаО- 9-10; MgO - 8-9.
8. Устройство для подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению по п. 7, отличающееся тем, что ограждающий контейнер и крышка выполнены из листовой стали толщиной 4-6 мм.
9. Устройство для подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению по п. 7, отличающееся тем, что металлическая ёмкость и её крышка выполнены из листовой стали толщиной 2-2,5 мм.
10. Устройство для подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению по п. 7, отличающееся тем, что ёмкость для радиоактивной пыли опирается на демпфер, состоящий из двух стальных листов толщиной 2,0-2,5 мм, расположенных вертикально и параллельно друг другу и прикрепленных к днищу ёмкости.
11. Устройство для подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению по п. 10 отличающееся тем, что высота демпфера составляет 0,25 высоты футерованной части контейнера.
12. Устройство для подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению по п. 7 отличающееся тем, что к боковым наружным поверхностям ёмкости для радиоактивной пыли прикреплены дистанционные металлические полосы.
13. Устройство для подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению по п. 7, отличающееся тем, что крышка и корпус ограждающего контейнера уплотнены самотвердеющей кислой огнеупорной массой.
PCT/RU2015/000464 2015-07-23 2015-07-23 Способ подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению и устройство для его осуществления WO2017014666A1 (ru)

Priority Applications (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2017138709A RU2691099C2 (ru) 2015-07-23 2015-07-23 Способ подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению и устройство для его осуществления
PCT/RU2015/000464 WO2017014666A1 (ru) 2015-07-23 2015-07-23 Способ подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению и устройство для его осуществления

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
PCT/RU2015/000464 WO2017014666A1 (ru) 2015-07-23 2015-07-23 Способ подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению и устройство для его осуществления

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2017014666A1 true WO2017014666A1 (ru) 2017-01-26

Family

ID=57834470

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2015/000464 WO2017014666A1 (ru) 2015-07-23 2015-07-23 Способ подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению и устройство для его осуществления

Country Status (2)

Country Link
RU (1) RU2691099C2 (ru)
WO (1) WO2017014666A1 (ru)

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2140109C1 (ru) * 1998-09-03 1999-10-20 Московское государственное предприятие - объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды (Мос. НПО. "Радон") Способ и устройство для переработки твердых радиоактивных отходов
GB2337722A (en) * 1998-05-29 1999-12-01 Gec Alsthom Ltd Dry storage vault
RU30210U1 (ru) * 2003-03-12 2003-06-20 Открытое акционерное общество "345 Механический завод" Железобетонный контейнер для транспортирования и/или длительного хранения радиоактивных и токсичных отходов различных производств
RU2486616C1 (ru) * 2011-12-23 2013-06-27 Общество С Ограниченной Ответственностью Промышленная Компания "Технология Металлов" Способ переработки твердых радиоактивных отходов

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5890840A (en) * 1995-12-08 1999-04-06 Carter, Jr.; Ernest E. In situ construction of containment vault under a radioactive or hazardous waste site
RU2361299C1 (ru) * 2007-10-25 2009-07-10 Институт Геологии И Минералогии Сибирского Отделения Российской Академии Наук Способ иммобилизации изотопов трансурановых элементов радиоактивных отходов (варианты)
RU2439726C1 (ru) * 2010-07-02 2012-01-10 Учреждение Российской академии наук Институт химии и химической технологии Сибирского отделения РАН Способ иммобилизации радиоактивных отходов в минералоподобной матрице

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB2337722A (en) * 1998-05-29 1999-12-01 Gec Alsthom Ltd Dry storage vault
RU2140109C1 (ru) * 1998-09-03 1999-10-20 Московское государственное предприятие - объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды (Мос. НПО. "Радон") Способ и устройство для переработки твердых радиоактивных отходов
RU30210U1 (ru) * 2003-03-12 2003-06-20 Открытое акционерное общество "345 Механический завод" Железобетонный контейнер для транспортирования и/или длительного хранения радиоактивных и токсичных отходов различных производств
RU2486616C1 (ru) * 2011-12-23 2013-06-27 Общество С Ограниченной Ответственностью Промышленная Компания "Технология Металлов" Способ переработки твердых радиоактивных отходов

Also Published As

Publication number Publication date
RU2017138709A (ru) 2019-05-07
RU2017138709A3 (ru) 2019-05-07
RU2691099C2 (ru) 2019-06-11

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JPS6216399B2 (ru)
US4581163A (en) Method for conditioning weakly to medium-active wastes
US4300056A (en) Process for making protective barriers against radioactive products
US4404129A (en) Sequestering of radioactive waste
JP4567839B2 (ja) 放射性物質貯蔵設備
RU2486616C1 (ru) Способ переработки твердых радиоактивных отходов
US3983050A (en) Method for storage of solid waste
RU2691099C2 (ru) Способ подготовки радиоактивной пыли к длительному хранению или захоронению и устройство для его осуществления
JP6057514B2 (ja) 放射性廃棄物の保管容器
JP5603527B2 (ja) 放射性廃棄物の処理方法
RU2357307C1 (ru) Способ упаковки отработанного ядерного топлива
Baehr Industrial vitrification processes for high-level liquid waste solutions
JP6925181B2 (ja) 放射線遮蔽材並びに放射性廃棄物を収容する箱型容器及び箱型構造物
EP0033810A1 (fr) Procédé de réalisation de barrières de protection contre les produits radioactifs
RU2459294C1 (ru) Способ упаковки поврежденного отработавшего ядерного топлива
RU2076359C1 (ru) Способ изготовления моноблочного узла для утилизации металлических радиоактивных отходов и моноблочный узел для утилизации металлических радиоактивных отходов
JP6195048B2 (ja) 放射性廃棄物を収容する箱型構造物
RU30210U1 (ru) Железобетонный контейнер для транспортирования и/или длительного хранения радиоактивных и токсичных отходов различных производств
Sorokin DISPOSAL SAFETY JUSTIFICATION FOR SALT MELT GENERATED AT NPP EVAPORATION-TO-THE-MAXIMUM-SALT CONCENTRATION PLANTS AND PACKED IN NZK-150-1.5 P CONTAINERS
RU2109355C1 (ru) Способ упаковки отработавшего ядерного топлива
RU2273069C2 (ru) Способ кондиционирования отработавших источников ионизирующих излучений и устройство для его осуществления
Price Large shielded industrial packages for the transport of intermediate level waste
ITRM20120230A1 (it) Sviluppo di una speciale matrice vetrosa avente particolari proprieta chimico fisiche e nucleari per l utilizzo in un processo di messa in sicurezza mediante inglobamento di un elemento combustibile nucleare irraggiato danneggiato a seguito di evento
Brüning et al. The MONOLITH Container: A New Development for Transportation and Storage of Reactor Vessel Equipment and Reactor Vessel Parts
FR2463108A2 (fr) Materiaux resistant au choc thermique et procedes pour les produire

Legal Events

Date Code Title Description
121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 15899034

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2017138709

Country of ref document: RU

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

122 Ep: pct application non-entry in european phase

Ref document number: 15899034

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1