RU2232440C2 - Monolithic silicate glass block for immobilizing liquid radioactive wastes and its manufacturing process - Google Patents
Monolithic silicate glass block for immobilizing liquid radioactive wastes and its manufacturing process Download PDFInfo
- Publication number
- RU2232440C2 RU2232440C2 RU2002114899/06A RU2002114899A RU2232440C2 RU 2232440 C2 RU2232440 C2 RU 2232440C2 RU 2002114899/06 A RU2002114899/06 A RU 2002114899/06A RU 2002114899 A RU2002114899 A RU 2002114899A RU 2232440 C2 RU2232440 C2 RU 2232440C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- glass
- block
- sum
- silicate glass
- oxides
- Prior art date
Links
- 239000005368 silicate glass Substances 0.000 title claims abstract description 9
- 239000010857 liquid radioactive waste Substances 0.000 title claims abstract description 7
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title abstract description 7
- 230000003100 immobilizing effect Effects 0.000 title description 2
- 239000011521 glass Substances 0.000 claims abstract description 28
- 239000000654 additive Substances 0.000 claims abstract description 15
- 238000000034 method Methods 0.000 claims abstract description 9
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims abstract description 7
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims abstract description 6
- 230000004927 fusion Effects 0.000 claims abstract description 6
- 230000006698 induction Effects 0.000 claims abstract description 4
- 238000004094 preconcentration Methods 0.000 claims abstract 2
- 239000011734 sodium Substances 0.000 claims description 10
- 229910018072 Al 2 O 3 Inorganic materials 0.000 claims description 7
- 229910004298 SiO 2 Inorganic materials 0.000 claims description 5
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 claims description 5
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 claims description 4
- 230000004992 fission Effects 0.000 claims description 4
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 claims description 4
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 claims description 3
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 229910052792 caesium Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 229910052791 calcium Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 239000011575 calcium Substances 0.000 claims description 3
- 229910052804 chromium Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 229910001404 rare earth metal oxide Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 239000010703 silicon Substances 0.000 claims description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- OYPRJOBELJOOCE-UHFFFAOYSA-N Calcium Chemical compound [Ca] OYPRJOBELJOOCE-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- XUIMIQQOPSSXEZ-UHFFFAOYSA-N Silicon Chemical compound [Si] XUIMIQQOPSSXEZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 claims description 2
- 229910052710 silicon Inorganic materials 0.000 claims description 2
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N iron Substances [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 6
- 239000011651 chromium Substances 0.000 claims 3
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N Nickel Chemical compound [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 2
- VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N Chromium Chemical compound [Cr] VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 1
- 239000006060 molten glass Substances 0.000 claims 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 abstract description 7
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 6
- 230000008569 process Effects 0.000 abstract description 4
- 239000002826 coolant Substances 0.000 abstract description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 3
- 229910052761 rare earth metal Inorganic materials 0.000 abstract description 2
- VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N Silicium dioxide Chemical compound O=[Si]=O VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 2
- MCMNRKCIXSYSNV-UHFFFAOYSA-N Zirconium dioxide Chemical compound O=[Zr]=O MCMNRKCIXSYSNV-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 2
- QDOXWKRWXJOMAK-UHFFFAOYSA-N dichromium trioxide Chemical compound O=[Cr]O[Cr]=O QDOXWKRWXJOMAK-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 2
- NUJOXMJBOLGQSY-UHFFFAOYSA-N manganese dioxide Chemical compound O=[Mn]=O NUJOXMJBOLGQSY-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 2
- JKQOBWVOAYFWKG-UHFFFAOYSA-N molybdenum trioxide Chemical compound O=[Mo](=O)=O JKQOBWVOAYFWKG-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 2
- WOCIAKWEIIZHES-UHFFFAOYSA-N ruthenium(iv) oxide Chemical compound O=[Ru]=O WOCIAKWEIIZHES-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 2
- 229910018404 Al2 O3 Inorganic materials 0.000 abstract 1
- KOPBYBDAPCDYFK-UHFFFAOYSA-N Cs2O Inorganic materials [O-2].[Cs+].[Cs+] KOPBYBDAPCDYFK-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 1
- KKCBUQHMOMHUOY-UHFFFAOYSA-N Na2O Inorganic materials [O-2].[Na+].[Na+] KKCBUQHMOMHUOY-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 1
- 229910052681 coesite Inorganic materials 0.000 abstract 1
- 229910052906 cristobalite Inorganic materials 0.000 abstract 1
- AKUNKIJLSDQFLS-UHFFFAOYSA-M dicesium;hydroxide Chemical compound [OH-].[Cs+].[Cs+] AKUNKIJLSDQFLS-UHFFFAOYSA-M 0.000 abstract 1
- JEIPFZHSYJVQDO-UHFFFAOYSA-N iron(III) oxide Inorganic materials O=[Fe]O[Fe]=O JEIPFZHSYJVQDO-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 1
- 229910000478 neptunium(IV) oxide Inorganic materials 0.000 abstract 1
- FLDALJIYKQCYHH-UHFFFAOYSA-N plutonium(IV) oxide Inorganic materials [O-2].[O-2].[Pu+4] FLDALJIYKQCYHH-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 1
- 238000011084 recovery Methods 0.000 abstract 1
- 239000000377 silicon dioxide Substances 0.000 abstract 1
- 229910052682 stishovite Inorganic materials 0.000 abstract 1
- CVKJXWOUXWRRJT-UHFFFAOYSA-N technetium dioxide Chemical compound O=[Tc]=O CVKJXWOUXWRRJT-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 1
- 229910052905 tridymite Inorganic materials 0.000 abstract 1
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 description 20
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 8
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 6
- 229910001938 gadolinium oxide Inorganic materials 0.000 description 5
- 229940075613 gadolinium oxide Drugs 0.000 description 5
- CMIHHWBVHJVIGI-UHFFFAOYSA-N gadolinium(iii) oxide Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[Gd+3].[Gd+3] CMIHHWBVHJVIGI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 238000001354 calcination Methods 0.000 description 4
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 4
- 239000005365 phosphate glass Substances 0.000 description 4
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 4
- 235000014692 zinc oxide Nutrition 0.000 description 4
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 3
- 229910052744 lithium Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 description 3
- 239000000155 melt Substances 0.000 description 3
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 3
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 3
- 229910052688 Gadolinium Inorganic materials 0.000 description 2
- WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N Lithium Chemical compound [Li] WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- NBIIXXVUZAFLBC-UHFFFAOYSA-N Phosphoric acid Chemical compound OP(O)(O)=O NBIIXXVUZAFLBC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 2
- HCHKCACWOHOZIP-UHFFFAOYSA-N Zinc Chemical compound [Zn] HCHKCACWOHOZIP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910052784 alkaline earth metal Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000001035 drying Methods 0.000 description 2
- UIWYJDYFSGRHKR-UHFFFAOYSA-N gadolinium atom Chemical compound [Gd] UIWYJDYFSGRHKR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000000156 glass melt Substances 0.000 description 2
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 2
- 239000000463 material Substances 0.000 description 2
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 2
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 2
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 2
- 238000004017 vitrification Methods 0.000 description 2
- 229910052725 zinc Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000011701 zinc Substances 0.000 description 2
- 229910052695 Americium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052685 Curium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910018071 Li 2 O 2 Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052781 Neptunium Inorganic materials 0.000 description 1
- OAICVXFJPJFONN-UHFFFAOYSA-N Phosphorus Chemical compound [P] OAICVXFJPJFONN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 description 1
- 239000002253 acid Substances 0.000 description 1
- 229910052768 actinide Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000001255 actinides Chemical class 0.000 description 1
- 230000000996 additive effect Effects 0.000 description 1
- 239000003513 alkali Substances 0.000 description 1
- 150000001342 alkaline earth metals Chemical class 0.000 description 1
- 229910000147 aluminium phosphate Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011230 binding agent Substances 0.000 description 1
- 229910021538 borax Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052810 boron oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000005388 borosilicate glass Substances 0.000 description 1
- 239000004568 cement Substances 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 1
- 239000012141 concentrate Substances 0.000 description 1
- 238000009833 condensation Methods 0.000 description 1
- 230000005494 condensation Effects 0.000 description 1
- 238000010411 cooking Methods 0.000 description 1
- 238000002425 crystallisation Methods 0.000 description 1
- 230000008025 crystallization Effects 0.000 description 1
- 230000002950 deficient Effects 0.000 description 1
- 230000018044 dehydration Effects 0.000 description 1
- 238000006297 dehydration reaction Methods 0.000 description 1
- 238000011161 development Methods 0.000 description 1
- 230000018109 developmental process Effects 0.000 description 1
- 238000004031 devitrification Methods 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 description 1
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 description 1
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- 238000007496 glass forming Methods 0.000 description 1
- 239000008187 granular material Substances 0.000 description 1
- 238000005469 granulation Methods 0.000 description 1
- 230000003179 granulation Effects 0.000 description 1
- 239000000383 hazardous chemical Substances 0.000 description 1
- 239000002920 hazardous waste Substances 0.000 description 1
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 1
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 1
- 239000010808 liquid waste Substances 0.000 description 1
- 150000002642 lithium compounds Chemical class 0.000 description 1
- 229910052748 manganese Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 1
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 description 1
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 1
- MOWNZPNSYMGTMD-UHFFFAOYSA-N oxidoboron Chemical class O=[B] MOWNZPNSYMGTMD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000000737 periodic effect Effects 0.000 description 1
- 239000011574 phosphorus Substances 0.000 description 1
- 229910052698 phosphorus Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000008092 positive effect Effects 0.000 description 1
- 229910052700 potassium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000843 powder Substances 0.000 description 1
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 1
- 230000002035 prolonged effect Effects 0.000 description 1
- 230000004223 radioprotective effect Effects 0.000 description 1
- 230000001172 regenerating effect Effects 0.000 description 1
- 230000008929 regeneration Effects 0.000 description 1
- 238000011069 regeneration method Methods 0.000 description 1
- 239000013049 sediment Substances 0.000 description 1
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 1
- 229910052814 silicon oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010802 sludge Substances 0.000 description 1
- 235000010339 sodium tetraborate Nutrition 0.000 description 1
- 239000007790 solid phase Substances 0.000 description 1
- 239000002900 solid radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 239000002910 solid waste Substances 0.000 description 1
- 238000007711 solidification Methods 0.000 description 1
- 230000008023 solidification Effects 0.000 description 1
- 230000006641 stabilisation Effects 0.000 description 1
- 238000011105 stabilization Methods 0.000 description 1
- 229910052712 strontium Inorganic materials 0.000 description 1
- CIOAGBVUUVVLOB-UHFFFAOYSA-N strontium atom Chemical compound [Sr] CIOAGBVUUVVLOB-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000003786 synthesis reaction Methods 0.000 description 1
- 229920001169 thermoplastic Polymers 0.000 description 1
- 239000004416 thermosoftening plastic Substances 0.000 description 1
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 1
- BSVBQGMMJUBVOD-UHFFFAOYSA-N trisodium borate Chemical compound [Na+].[Na+].[Na+].[O-]B([O-])[O-] BSVBQGMMJUBVOD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- DNYWZCXLKNTFFI-UHFFFAOYSA-N uranium Chemical compound [U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U] DNYWZCXLKNTFFI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- RNWHGQJWIACOKP-UHFFFAOYSA-N zinc;oxygen(2-) Chemical class [O-2].[Zn+2] RNWHGQJWIACOKP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 description 1
Landscapes
- Glass Compositions (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к обезвреживанию жидких и пульпообразных радиоактивных отходов (РАО), преимущественно высокого уровня активности. Наиболее эффективно заявляемое изобретение может быть реализовано при отверждении РАО, образующихся при регенерации отработавшего ядерного топлива, а также в радиохимических и металлургических производствах.The invention relates to the nuclear industry, namely to the disposal of liquid and pulp-like radioactive waste (RAW), mainly of a high level of activity. The most effectively claimed invention can be implemented during the curing of radioactive waste generated during the regeneration of spent nuclear fuel, as well as in radiochemical and metallurgical industries.
Радиоактивными отходами, подлежащими иммобилизации, являются практически все типы накопленных и вновь образующихся при переработке ядерного топлива жидких и твердых отходов, в том числе водно-хвостовые растворы после выделения ценных компонентов (урана, плутония и др.).The radioactive waste to be immobilized is practically all types of liquid and solid waste accumulated and newly generated during the processing of nuclear fuel, including water-tail solutions after the separation of valuable components (uranium, plutonium, etc.).
При эксплуатации АЭС и регенерации отработавшего топлива одной из главных задач является уменьшение объемов (концентрирование) радиоактивных отходов, а также перевод их в форму, пригодную для безопасного длительного хранения.When operating a nuclear power plant and regenerating spent fuel, one of the main tasks is to reduce (concentrate) the amount of radioactive waste, as well as transfer it into a form suitable for safe long-term storage.
Для этого отходы концентрируют путем выпаривания, сушки, кальцинации и включают в различные матрицы (цемент, термопластичные органические связующие, стекло). Радиоактивные отходы в твердой форме занимают меньший объем, их проще, дешевле и безопасней транспортировать и хранить.To do this, the waste is concentrated by evaporation, drying, calcination and included in various matrices (cement, thermoplastic organic binders, glass). Solid radioactive waste is smaller, easier, cheaper and safer to transport and store.
В качестве матрицы для включения радиоактивных отходов предложено использовать фосфатное стекло, основными стеклообразующими компонентами которого являются оксиды фосфора, натрия и алюминия, взятые в процентном отношении 50-52, 24-27, 20-24 соответственно (Фосфатные стекла с радиоактивными отходами. /Под ред. А.А.Вашмана. - М.: ЦНИИатоминформ, 1997, стр.21).It is proposed to use phosphate glass as a matrix for incorporating radioactive waste, the main glass-forming components of which are oxides of phosphorus, sodium and aluminum, taken as a percentage of 50-52, 24-27, 20-24, respectively (Phosphate glasses with radioactive waste. / Ed. A.A. Vashman. - M .: TsNIIatominform, 1997, p. 21).
Достоинствами фосфатного стекла при включении РАО являются простота флюсования исходных отходов жидкой фосфорной кислотой, сравнительно невысокая температура варки стекла 900-1000°С.The advantages of phosphate glass when turning on the radioactive waste are the simplicity of fluxing of the initial waste liquid phosphoric acid, the relatively low temperature of glass melting 900-1000 ° C.
Недостатками фосфатного стекла являются невысокая растворимость в нем таких важных компонентов РАО как плутоний, редкоземельные элементы, агрессивность расплава стекла по отношению к конструкционным материалам плавителя, а также расстекловывание при длительном хранении стеклоблоков.The disadvantages of phosphate glass are the low solubility of such important RW components as plutonium, rare earth elements, the aggressiveness of glass melt with respect to structural materials of the melter, and devitrification during long-term storage of glass blocks.
Предложено включать радиоактивные и химически опасные отходы в стекла, в состав которых введены оксиды кремния, бора, щелочных и щелочноземельных металлов. Опасные вещества связываются в структуре стекла, образуя невымываемые соединения.It is proposed to include radioactive and chemically hazardous waste in glass containing oxides of silicon, boron, alkali and alkaline earth metals. Hazardous substances bind in the glass structure, forming indelible compounds.
Согласно патенту США №4725383 к радиоактивным растворам, содержащим борат натрия, добавляют ZnO или смесь ZnO с Аl2О3 и/или СаО, смесь дегидрируют и плавят до образования стекломассы.According to US Patent No. 4,725,383, ZnO or a mixture of ZnO with Al 2 O 3 and / or CaO is added to the radioactive solutions containing sodium borate, the mixture is dehydrated and melted to form glass melt.
В патентах США №6145343 и 6258994 предложены легкоплавкие стекла для стабилизации многих типов радиоактивных отходов, включая жидкие, осадки, шламы. Для снижения температуры варки в стекла предложено включать соединения лития.In US patent No. 6145343 and 6258994 proposed low-melting glass to stabilize many types of radioactive waste, including liquid, sediment, sludge. To reduce the cooking temperature, it is proposed to include lithium compounds in glass.
Основным недостатком указанных способов является использование значительных количеств дорогостоящего лития (до 76% от суммы щелочных оксидов) и цинка.The main disadvantage of these methods is the use of significant quantities of expensive lithium (up to 76% of the total alkaline oxides) and zinc.
Наиболее близким к предлагаемому блоку является боросиликатное стекло, разработанное французскими исследователями (М. Puyou et al., Nucl. Technology, 1995, 111, №1, р.163-168) и выбранное авторами за прототип.Closest to the proposed block is borosilicate glass, developed by French researchers (M. Puyou et al., Nucl. Technology, 1995, 111, No. 1, p.163-168) and selected by the authors for the prototype.
Данное стекло имеет следующий состав, мас.%: SiO2 45,1; Аl2O3 4,9; В2O3 13,9; Na2O 9,8; Li2O 2; CaO 4; F2O3 2,9; ZnO 2,5; оксиды Ni, Cr, Zr 1,9; оксиды продуктов деления и актиноидов 11,2; платиноиды 1,5.This glass has the following composition, wt.%: SiO 2 45.1; Al 2 O 3 4.9; B 2 O 3 13.9; Na 2 O 9.8; Li 2 O 2; CaO 4; F 2 O 3 2.9; ZnO 2.5; oxides Ni, Cr, Zr 1.9; oxides of fission products and actinides 11.2; platinoids 1.5.
Согласно прототипу жидкие радиоактивные отходы подвергают концентрированию, сушке и кальцинации в трубчатой вращающейся печи при температуре 700-800°С. Флюсующие добавки превращают в стеклофритту сплавлением в обычной стекловаренной печи вне активной зоны и грануляцией расплава. В активной зоне порошок кальцината РАО и гранулы стеклофритты сплавляют в тигле индукционной печи, расплав сливают в канистры и после охлаждения и затвердевания направляют в хранилище.According to the prototype, liquid radioactive waste is subjected to concentration, drying and calcination in a tubular rotary kiln at a temperature of 700-800 ° C. Fluxing additives are converted to glass frit by fusion in a conventional glass melting furnace outside the core and by granulation of the melt. In the core, RAO calcine powder and glass-frit granules are melted in the crucible of the induction furnace, the melt is poured into cans, and after cooling and solidification are sent to the storage.
Недостатками стекла прототипа является использование дорогостоящих добавок лития и цинка, а также недостаточная стабильность при длительном хранении высокоактивных стекол при повышенной температуре, обусловленной радиационным тепловыделением.The disadvantages of the glass of the prototype is the use of expensive additives of lithium and zinc, as well as insufficient stability during prolonged storage of highly active glasses at elevated temperatures due to radiation heat.
Недостатками данного способа получения стекла является применение сложных дополнительных операций кальцинации РАО и получения стеклофритты. Кроме того, из-за медленного твердофазного взаимодействия кальцинированных отходов и стеклофритты снижается производительность установки остекловывания.The disadvantages of this method of producing glass is the use of complex additional operations for the calcination of radioactive waste and the production of glass frit. In addition, due to the slow solid-phase interaction of calcined waste and glass frit, the performance of the vitrification plant is reduced.
Технической задачей изобретения является повышение радиационной и химической стойкости блока, удешевление процесса отверждения РАО за счет использования более дешевых флюсующих добавок, а также исключения сложных и дорогостоящих операций кальцинации РАО и получения стеклофритты. Дополнительной задачей изобретения является стабилизация радиационной и химической стойкости монолитного блока в процессе длительного хранения.An object of the invention is to increase the radiation and chemical resistance of the block, reduce the cost of the curing process of radioactive waste by using cheaper fluxing additives, and also to eliminate the complex and costly operations of calcining radioactive waste and producing glass frit. An additional objective of the invention is the stabilization of radiation and chemical resistance of a monolithic block during long-term storage.
Для решения поставленной задачи предложен монолитный блок силикатного стекла, включающий SiO2, Аl2O3, В2О3, Na2O, Cs2O, CaO, BaO, SrO, Fe2O3, NiO, Сr2O3, ZrO2, К2O, MnO2, Nb2O5, МоО3, RuO2, Rh2O3, PdO, TcO2, UO2, PuO2, NpO2, Аm2O3, Сm2O3 и оксиды редкоземельных элементов, причем указанные компоненты взяты при следующем соотношении, мас.%:To solve this problem, a monolithic block of silicate glass is proposed, including SiO 2 , Al 2 O 3 , B 2 O 3 , Na 2 O, Cs 2 O, CaO, BaO, SrO, Fe 2 O 3 , NiO, Cr 2 O 3 , ZrO 2 , K 2 O, MnO 2 , Nb 2 O 5 , MoO 3 , RuO 2 , Rh 2 O 3 , PdO, TcO 2 , UO 2 , PuO 2 , NpO 2 , Am 2 O 3 , Cm 2 O 3 and rare earth oxides, and these components are taken in the following ratio, wt.%:
Сумма SiO2 и ZrO2 46-50The sum of SiO 2 and ZrO 2 46-50
Сумма Na2O, K2O и Cs2O 18-23The sum of Na 2 O, K 2 O and Cs 2 O 18-23
Сумма CaO, SrO и BaO 2-5The sum of CaO, SrO and BaO 2-5
Сумма Аl2O3 и оксидов редкоземельных элементов 5-12The sum of Al 2 O 3 and rare earth oxides 5-12
Сумма Fe2O3, Сr2O3, NiO и MnO2 2-6The sum of Fe 2 O 3 , Cr 2 O 3 , NiO and MnO 2 2-6
Сумма МоО3, Nb2O5, RuO2, Rh2O3, TcO2,Sum of MoO 3 , Nb 2 O 5 , RuO 2 , Rh 2 O 3 , TcO 2 ,
UO2, PuO2, NpO2, Аm2О3 и Сm2О3 4-6UO 2 , PuO 2 , NpO 2 , Am 2 O 3 and Cm 2 O 3 4-6
В2O3 8-12B 2 O 3 8-12
В частном варианте монолитный блок силикатного стекла дополнительно содержит Gd2О3 в количестве 0,2-2,0 мас.%.In a particular embodiment, the monolithic block of silicate glass additionally contains Gd 2 O 3 in an amount of 0.2-2.0 wt.%.
Для решения поставленной задачи способ получения монолитного блока силикатного стекла для иммобилизации радиоактивных отходов в индукционной печи с тиглем, охлаждаемым жидким теплоносителем, включает частичное обезвоживание РАО, содержащих соли продуктов деления, Na, К, Ca, Al, Fe, Ni, Сr, Мn, U, Pu, Np, Am, Cm и флюсующих добавок, содержащих SiO2, В2O3, Na2O и Аl2О3, последующее сплавление их при температуре 1100-1300°С, периодический слив расплавленного силикатного стекла в емкости и формирование блока, причем сплавление ведут при непрерывном охлаждении тигля жидким теплоносителем, имеющим температуру 80-300°С, а формирование блока осуществляют при воздушном охлаждении емкости со стеклом до температуры не выше 400-450°С. В известных способах охлаждение тиглей ведут холодной проточной водой с температурой не выше 30°С. Поэтому на холодных металлических стенках тигля происходит конденсация воды и кислоты, которые со временем разрушают изолирующую прокладку между элементами тигля и могут вытекать из тигля, нарушая процесс. Кроме того, данный конденсат, стекая на поверхность расплава, увеличивает затраты тепловой энергии и, следовательно, снижает производительность установки.To solve this problem, a method for producing a monolithic block of silicate glass for immobilizing radioactive waste in an induction furnace with a crucible cooled by a liquid coolant includes partial dehydration of radioactive waste containing salts of fission products, Na, K, Ca, Al, Fe, Ni, Cr, Mn, U, Pu, Np, Am, Cm and fluxing additives containing SiO 2 , B 2 O 3 , Na 2 O and Al 2 O 3 , their subsequent fusion at a temperature of 1100-1300 ° C, periodic pouring of molten silicate glass in a tank and the formation of the block, and the fusion is carried out with continuous cooling by a liquid heat carrier having a temperature of 80-300 ° C, and the formation of the block is carried out by air cooling of a container with glass to a temperature not exceeding 400-450 ° C. In known methods, the cooling of the crucibles is carried out with cold running water with a temperature not exceeding 30 ° C. Therefore, condensation of water and acid occurs on the cold metal walls of the crucible, which eventually destroy the insulating gasket between the elements of the crucible and can flow out of the crucible, disrupting the process. In addition, this condensate, flowing onto the surface of the melt, increases the cost of thermal energy and, therefore, reduces the performance of the installation.
Особенностью предлагаемого изобретения является то, что оксиды компонентов РАО и флюсующих добавок распределены по группам в соответствии с их свойствами. Этот принцип позволяет максимально использовать практически все компоненты радиоактивных отходов для синтеза матрицы стекла, сократить количество вводимых флюсующих добавок и тем самым минимизировать объем отвержденных отходов.A feature of the invention is that the oxides of the components of the radioactive waste and fluxing additives are distributed in groups in accordance with their properties. This principle allows the maximum use of almost all components of radioactive waste for the synthesis of a glass matrix, to reduce the number of fluxing additives introduced and thereby minimize the volume of solidified waste.
Примеры осуществления изобретения приведены в табл.1-3.Examples of the invention are given in table 1-3.
В табл.1 приведены химические составы пульпообразных РАО, флюсующих добавок и полученных блоков; в табл.2 приведены химические составы жидких РАО, флюсующих добавок и полученных блоков; в табл.3 приведены некоторые свойства полученных блоков.Table 1 shows the chemical compositions of pulp-like radioactive waste, fluxing additives and the resulting blocks; Table 2 shows the chemical compositions of liquid radioactive waste, fluxing additives and the resulting blocks; Table 3 shows some properties of the obtained blocks.
Как видно из табл.1-3, для получения блоков согласно предлагаемому изобретению требуются сравнительно небольшие количества недефицитных и недорогих флюсующих добавок, главным образом оксидов кремния и бора, которых обычно не бывает в составе РАО. Большинство металлов, содержащихся в РАО, в предлагаемом процессе превращаются в оксиды, которые используются при формировании структуры монолитного блока. В качестве флюсов можно применять технические материалы с содержанием примесей до 5%. В то же время для изготовления блока-прототипа требуются дорогие флюсующие добавки - оксиды лития и цинка.As can be seen from table 1-3, to obtain the blocks according to the invention, relatively small amounts of non-deficient and inexpensive fluxing additives, mainly silicon and boron oxides, which usually do not occur in RAO, are required. Most of the metals contained in the radioactive waste, in the proposed process are converted to oxides, which are used in the formation of the structure of a monolithic block. As fluxes, technical materials with an impurity content of up to 5% can be used. At the same time, the manufacture of the prototype block requires expensive fluxing additives - lithium and zinc oxides.
Исследование физико-химических свойств свежеполученных блоков (см. табл.3) показало примерно равнозначные значения вымываемости натрия, кальция, стронция из матрицы стекла предлагаемого состава и прототипа. Измерение вымываемости данных элементов из монолитных блоков после облучения до 5×1016 α-расп./дм3 показало, что у блоков без введения оксида гадолиния и у прототипа вымываемость элементов увеличивается, в то время как вымываемость из блоков, содержащих оксид гадолиния, практически не изменяется.The study of the physicochemical properties of the freshly prepared blocks (see table 3) showed approximately the same values of the leachability of sodium, calcium, strontium from a glass matrix of the proposed composition and prototype. Measurement of the leachability of these elements from monolithic blocks after irradiation to 5 × 10 16 α-dec. / Dm 3 showed that for blocks without gadolinium oxide and the prototype, the leachability of elements increases, while the leachability from blocks containing gadolinium oxide is practically does not change.
Важным свойством стекол, предназначенных для включения радиоактивных элементов перед длительным хранением, является термическая стойкость, которую можно охарактеризовать скоростью кристаллизации стекла при температурах 450-550°С. Опытами установлено, что из закристаллизованного стекла, как правило, резко увеличивается выход радионуклидов. Поэтому одной из задач при разработке составов стеклоблоков для включения радионуклидов является повышение термостойкости стекла.An important property of glasses designed to incorporate radioactive elements before long-term storage is thermal stability, which can be characterized by the crystallization rate of glass at temperatures of 450-550 ° C. It was established by experiments that, as a rule, the yield of radionuclides sharply increases from crystallized glass. Therefore, one of the tasks in the development of glass block compositions for incorporating radionuclides is to increase the heat resistance of glass.
Как видно из приведенных примеров (см. табл.3), термическая стойкость оказалась выше у блоков, в состав которых был введен оксид гадолиния.As can be seen from the above examples (see Table 3), the thermal resistance was higher for blocks, into which gadolinium oxide was introduced.
Положительный эффект от введения оксида гадолиния за счет увеличения коэффициента связности каркаса стекла и радиопротекторных свойств Gd обнаружен также при измерении радиационной стойкости к α- и β,γ-излучениям.A positive effect of the introduction of gadolinium oxide due to an increase in the coefficient of connectivity of the glass frame and the radioprotective properties of Gd was also found when measuring radiation resistance to α- and β, γ-radiation.
Гадолиний используется во многих типах ядерных реакторов как поглотитель нейтронов в составе регулирующих стержней, которые после выработки ресурса являются радиоактивными отходами. Использование гадолиния из отработавших стержней в качестве добавки в предлагаемом блоке позволит получить двойной эффект: улучшить качество блока и утилизировать отработавшие регулирующие стержни.Gadolinium is used in many types of nuclear reactors as a neutron absorber as part of control rods, which are radioactive waste after a resource is depleted. The use of gadolinium from spent rods as an additive in the proposed block will allow you to get a double effect: to improve the quality of the block and to utilize the spent control rods.
Таким образом, предлагаемый монолитный блок позволяет удешевить процесс остекловывания радиоактивных отходов за счет исключения дорогостоящих добавок, повысить термическую и радиационную стойкость стекла за счет введения в состав оксида гадолиния.Thus, the proposed monolithic block allows you to reduce the cost of the vitrification of radioactive waste by eliminating expensive additives, to increase the thermal and radiation resistance of glass by introducing gadolinium oxide into the composition.
Предлагаемый способ получения монолитного блока позволяет улучшить радиационную обстановку в горячей зоне, увеличить ресурс плавителя, повысить производительность установки.The proposed method for producing a monolithic block allows to improve the radiation situation in the hot zone, increase the life of the melter, and increase the productivity of the installation.
Claims (4)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2002114899/06A RU2232440C2 (en) | 2002-06-06 | 2002-06-06 | Monolithic silicate glass block for immobilizing liquid radioactive wastes and its manufacturing process |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2002114899/06A RU2232440C2 (en) | 2002-06-06 | 2002-06-06 | Monolithic silicate glass block for immobilizing liquid radioactive wastes and its manufacturing process |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2002114899A RU2002114899A (en) | 2003-12-27 |
| RU2232440C2 true RU2232440C2 (en) | 2004-07-10 |
Family
ID=33412524
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2002114899/06A RU2232440C2 (en) | 2002-06-06 | 2002-06-06 | Monolithic silicate glass block for immobilizing liquid radioactive wastes and its manufacturing process |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2232440C2 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2701869C1 (en) * | 2019-04-03 | 2019-10-02 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" | Aluminum phosphate glass for immobilisation of radioactive wastes |
-
2002
- 2002-06-06 RU RU2002114899/06A patent/RU2232440C2/en active IP Right Revival
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2701869C1 (en) * | 2019-04-03 | 2019-10-02 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" | Aluminum phosphate glass for immobilisation of radioactive wastes |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4514329A (en) | Process for vitrifying liquid radioactive waste | |
| US9029278B2 (en) | Alumino-borosilicate glass for the confinement of radioactive liquid effluents, and method for treating radioactive liquid effluents | |
| US4097401A (en) | Thermodynamically stable product for permanent storage and disposal of highly radioactive liquid wastes | |
| US4464294A (en) | Process for the stabilization of radioactive wastes | |
| EP0046085B1 (en) | Method of encapsulating nuclear waste | |
| US4094809A (en) | Process for solidifying high-level nuclear waste | |
| WO2020000097A1 (en) | Increased molybdenum and sulfur solubility in aluminoborosilicate glasses with added phosphorus | |
| CN115057618B (en) | Borosilicate solidified glass, preparation method and application thereof | |
| RU2232440C2 (en) | Monolithic silicate glass block for immobilizing liquid radioactive wastes and its manufacturing process | |
| JP5177442B2 (en) | Sorptive filtration material | |
| JPS6120839B2 (en) | ||
| US5875407A (en) | Method for synthesizing pollucite from chabazite and cesium chloride | |
| WO2012121012A1 (en) | Sorbent material | |
| CN114105472B (en) | Iron-containing high-phosphate glass, preparation method and application thereof | |
| RU2668605C1 (en) | Alumophosphate glass for immobilization of radioactive wastes | |
| CA1196180A (en) | Cinder aggregate from purex waste | |
| Plodinec | Development of glass compositions for immobilization of Savannah river plant waste | |
| JP3864203B2 (en) | Solidification method for radioactive waste | |
| JPS5999399A (en) | Method of processing radioactive waste | |
| CN108314323A (en) | A kind of glass ceramic composite material preparation method containing pyrochlore | |
| CN114180834A (en) | Iron-containing low-phosphate glass, preparation method and application thereof | |
| US20230139928A1 (en) | Method for dehalogenation and vitrification of radioactive metal halide wastes | |
| RU2701869C1 (en) | Aluminum phosphate glass for immobilisation of radioactive wastes | |
| RU2002114899A (en) | Monolithic block of silicate glass for the immobilization of radioactive waste and method for its production | |
| Rankin et al. | Microstructures and leachability of vitrified radioactive wastes |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20100607 |
|
| NF4A | Reinstatement of patent |
Effective date: 20130710 |
|
| PC43 | Official registration of the transfer of the exclusive right without contract for inventions |
Effective date: 20130705 |