ES2207479T3 - Procedimiento de co-solidificacion de residuos humedos debilmente radioactivos producidos en centrales nucleares de agua hirviendo. - Google Patents
Procedimiento de co-solidificacion de residuos humedos debilmente radioactivos producidos en centrales nucleares de agua hirviendo.Info
- Publication number
- ES2207479T3 ES2207479T3 ES00810231T ES00810231T ES2207479T3 ES 2207479 T3 ES2207479 T3 ES 2207479T3 ES 00810231 T ES00810231 T ES 00810231T ES 00810231 T ES00810231 T ES 00810231T ES 2207479 T3 ES2207479 T3 ES 2207479T3
- Authority
- ES
- Spain
- Prior art keywords
- solidification
- solidifying agent
- water
- waste
- powder
- Prior art date
- Legal status (The legal status 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 status listed.)
- Expired - Lifetime
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
- G21F9/04—Treating liquids
- G21F9/06—Processing
- G21F9/16—Processing by fixation in stable solid media
- G21F9/162—Processing by fixation in stable solid media in an inorganic matrix, e.g. clays, zeolites
- G21F9/165—Cement or cement-like matrix
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C04—CEMENTS; CONCRETE; ARTIFICIAL STONE; CERAMICS; REFRACTORIES
- C04B—LIME, MAGNESIA; SLAG; CEMENTS; COMPOSITIONS THEREOF, e.g. MORTARS, CONCRETE OR LIKE BUILDING MATERIALS; ARTIFICIAL STONE; CERAMICS; REFRACTORIES; TREATMENT OF NATURAL STONE
- C04B28/00—Compositions of mortars, concrete or artificial stone, containing inorganic binders or the reaction product of an inorganic and an organic binder, e.g. polycarboxylate cements
- C04B28/02—Compositions of mortars, concrete or artificial stone, containing inorganic binders or the reaction product of an inorganic and an organic binder, e.g. polycarboxylate cements containing hydraulic cements other than calcium sulfates
- C04B28/08—Slag cements
-
- 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
- G21F9/30—Processing
- G21F9/301—Processing by fixation in stable solid media
- G21F9/302—Processing by fixation in stable solid media in an inorganic matrix
- G21F9/304—Cement or cement-like matrix
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C04—CEMENTS; CONCRETE; ARTIFICIAL STONE; CERAMICS; REFRACTORIES
- C04B—LIME, MAGNESIA; SLAG; CEMENTS; COMPOSITIONS THEREOF, e.g. MORTARS, CONCRETE OR LIKE BUILDING MATERIALS; ARTIFICIAL STONE; CERAMICS; REFRACTORIES; TREATMENT OF NATURAL STONE
- C04B2111/00—Mortars, concrete or artificial stone or mixtures to prepare them, characterised by specific function, property or use
- C04B2111/00474—Uses not provided for elsewhere in C04B2111/00
- C04B2111/00767—Uses not provided for elsewhere in C04B2111/00 for waste stabilisation purposes
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
- Y02W30/00—Technologies for solid waste management
- Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies
- Y02W30/91—Use of waste materials as fillers for mortars or concrete
Landscapes
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Inorganic Chemistry (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Ceramic Engineering (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Materials Engineering (AREA)
- Structural Engineering (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Abstract
Procedimiento para la co-solidificación de una solución de sulfato sódico y de resinas de intercambio iónico agotadas, que comprende las etapas de: (1) convertir la solución de sulfato sódico a una suspensión espesa de hidróxido sódico y de sulfato de bario; (2) mezclar la suspensión con las resinas de intercambio iónico para formar residuos mezclados; y (3) dejar solidificar y endurecer, tras lo cual se prepara un agente de solidificación en polvo a partir de cemento, materiales puzolánicos tales como: escoria en polvo de alto horno, cenizas volantes y una o varias especies de óxidos o sales de metales divalentes o superiores, y el polvo del agente de solidificación se mezcla de forma homogénea con los residuos mezclados de la etapa (2).
Description
Procedimiento de
co-solidificación de residuos húmedos débilmente
radioactivos producidos en centrales nucleares de agua
hirviendo.
Esta invención está relacionada en general con la
tecnología de la distribución de residuos radioactivos. En
particular, esta invención se refiere a la solidificación de
residuos húmedos radioactivos. Más particularmente, esta invención
se refiere a la co-solidificación de residuos
húmedos débilmente radioactivos que son producidos en centrales
nucleares de agua hirviendo.
En la práctica, el reactor de agua hirviendo
(BWR) usado en una central nuclear BWR produce residuos húmedos
tales como residuo líquido de sulfato sódico de alta concentración,
resina de intercambio iónico en polvo agotada, lodos residuales,
etc. Estos residuos húmedos son radioactivos y, por tanto, han de
ser sometidos a un tratamiento de solidificación y convertidos en
materias sólidas química y físicamente estables antes de su
distribución final, tal como requieren las medidas de seguridad
usuales para residuos radioactivos.
En la actualidad, existen tres tipos de
tratamientos de solidificación de residuos húmedos débilmente
radioactivos: la solidificación con cemento, la solidificación con
resina y la solidificación con alquitrán. Entre estos métodos de
solidificación, la solidificación con cemento presenta la peor
eficacia en cuanto a volumen; por tanto, incluso aunque su
operación es la más simple de las tres y su producto, el residuo
solidificado con cemento, presenta la estabilidad a largo plazo
requerida, a duras penas es considerado como un método atractivo
debido al elevado coste que se refleja en los procedimientos para
su distribución final.
La solidificación con resina y la solidificación
con alquitrán utilizan materiales orgánicos para sus agentes de
solidificación y ambos métodos son de una alta eficacia en cuanto a
volumen. Sin embargo, con respecto a la solidificación con
alquitrán, el residuo solidificado con alquitrán es inflamable
además de presentar una baja resistencia a la compresión. En
Alemania ocurrió una vez que dicho residuo solidificado ardió
durante un proceso de solidificación con alquitrán; y, algunos años
antes, uno de los sistemas japoneses de solidificación con
alquitrán explotó y provocó un serio accidente radioactivo que
intranquilizó a todo el mundo. Muchos países de Europa han prohibido
desde entonces el método de solidificación con alquitrán; y, en el
resto del mundo, los sistemas y las plantas de solidificación con
alquitrán están siendo clausurados uno a uno.
En cuanto al uso de la solidificación con resina,
se trata este de un sistema que ha dado lugar a fuertes polémicas;
mientras tanto, y a pesar de ello, están surgiendo todavía nuevos
sistemas de solidificación con resina. Aquellos que se oponen a
dicho sistema argumentan que la estabilidad del residuo solidificado
con resina puede ser peligrosamente nada fiable debido al
envejecimiento de la resina. Si bien la mayoría de los países
europeos han dejado ya de aprobar la solidificación con resina en el
tratamiento de residuos húmedos radioactivos, este método es
todavía ampliamente utilizado en otros países como consecuencia de
la ventaja de su alta eficacia en cuanto al volumen.
En estas circunstancias, la dirección principal
de la investigación en cuanto a la solidificación de residuos
húmedos débilmente radioactivos es la de incrementar la eficacia en
volumen de agentes de solidificación inorgánicos, a la espera de que
mediante los mismos pueda sustituirse el método orgánico tan pronto
como sea posible.
La solidificación tradicional con cemento emplea
justamente dicho método inorgánico. Uno de los problemas que este
método suele ofrecer es que, en el proceso de solidificación de
residuo líquido de sulfato, el sulfato reacciona con aluminato
tricálcico, 3CaO\cdotAl_{2}O_{3}, formando gradualmente una
materia sólida de baja densidad denominada ettringita, la cual por
regla general causa distorsión y a veces incluso fisuras en el
residuo solidificado como consecuencia de la expansión de volumen.
Para este problema existen dos medidas preventivas obvias, como son
(1) disminuir la relación de sulfato a cemento y (2) reducir el
contenido en aluminato tricálcico del cemento. La primera de ellas
en absoluto es interesante, puesto que se traduce en un residuo
solidificado mucho más grande y, por tanto, de un coste mucho mayor
en los procedimientos para su distribución final. La segunda
medida, está lejos de ser satisfactoria, no solo debido a que no se
dispone fácilmente de cemento con un bajo contenido en aluminato
tricálcico, sino también debido principalmente a que la formación
de ettringita es un proceso tan lento que la estabilidad a largo
plazo de dicho residuo solidificado resulta extremadamente
dudosa.
En la Patente US No. 04.804.498 se ha propuesto
una estrategia para zafarse de dicho problema causado por el sulfato
sódico que es altamente reactivo y fácilmente soluble. Consiste en
reaccionar el sulfato sódico con hidróxido de bario para obtener
sulfato de bario e hidróxido sódico, tras lo cual se separan los dos
compuestos y el sulfato de bario se solidifica y el hidróxido
sódico se recicla para su nuevo uso. Gracias a la alta estabilidad
y a la solubilidad extremadamente baja del sulfato de bario, el
residuo sólido así producido es muy estable, quedando libre de los
inconvenientes frecuentemente encontrados en la solidificación de
residuo líquido de sulfato sódico. No obstante, si bien se resuelve
un problema inmediatamente se crea otro nuevo. Debido a que el
hidróxido sódico separado arrastra con el mismo la mayor parte de
los elementos radioactivos, se necesitan otros procedimientos de
descontaminación antes de que aquel pueda ser reciclado para su
reutilización; y normalmente el producto químico reciclado pierde
pronto su potencia después de unas pocas operaciones de reciclo
debido a la acumulación acelerada de su contenido en contaminantes;
por tanto, al final, ha de recurrirse todavía al tratamiento de
solidificación.
Una patente japonesa (No. 62.126.400) describe un
método de solidificación que es relevante para la presente
descripción, en donde el residuo líquido de sulfato sódico se seca
a un polvo, tras lo cual se mezcla con un compuesto de hidróxido de
bario y agua vitrificada, produciendo así agua, hidróxido sódico y
el sulfato de bario insoluble; y luego se introducen dióxido de
silicio y el agente de solidificación para facilitar la
solidificación. El alto coste de energía derivado del uso del
secador por vaporización constituye el principal inconveniente de
este método, además que es necesario solucionar algunos problemas
de ingeniería tales como la reacción sólido-sólido,
la agitación y la transferencia de calor.
Otra patente japonesa (No. 04.128.699) describe
un método de solidificación en donde se produce una mezcla líquida
de sulfato de bario e hidróxido sódico de manera similar a la
descrita en la referida patente US solo que esta vez no se realiza
su separación; y posteriormente la mezcla se condensa por
calentamiento y luego se introducen dióxido de silicio y cemento
para solidificar los residuos húmedos. Se sabe que la calidad del
residuo solidificado con cemento depende en gran medida de la
cantidad de hidróxido sódico presente en el residuo. Con la
reacción de hidróxido sódico y dióxido de silicio, se forman
silicato sódico y agua vitrificada; y el agua vitrificada puede
reaccionar con los iones calcio procedentes de la hidratación del
cemento, formando un producto hidratado gelatinoso de
silicio-calcio. Evidentemente, por tanto, la calidad
del residuo solidificado tiene bastante que ver con la cantidad de
dióxido de silicio y con el tipo y cantidad de cemento empleado.
Para tratar concretamente este problema, en la Patente japonesa No.
62.278.499 se propone, en el caso de que el residuo húmedo
radioactivo tenga que ser solidificado con ayuda de agua
vitrificada, que la relación de silicio a sodio se mantenga dentro
del intervalo de 0,5 a 1. Además, se ha comprobado que, cuando el
contenido en hidróxido sódico excede del 8% en peso, la resistencia
a la compresión del residuo solidificado llega a ser menor de 50
kg/cm^{2}. Esto demuestra claramente que, incluso una vez que el
residuo líquido de sulfato sódico se ha convertido a sulfato de
bario e hidróxido sódico, la calidad del residuo solidificado con
cemento depende todavía en gran medida de los tipos y cantidades de
agentes de solidificación usados y, como es lógico, también de las
condiciones de solidificación.
En cuanto a la solidificación de la resina de
intercambio iónico en polvo agotada, en la mayoría de las centrales
nucleares BWR este tipo de residuo es solidificado con cemento.
Normalmente, dentro de dicho residuo solidificado existe 20% en
peso de resina de intercambio iónico agotada. Además, es posible que
el contenido en resina de intercambio iónico pueda alcanzar un
valor tan alto como del 30% del peso total del residuo
solidificado, y dicho residuo solidificado posee todavía una
resistencia a la compresión suficientemente fuerte, como queda
demostrado en la Patente japonesa No. 62.238.499, en donde la
resina de intercambio iónico agotada, que ha sido tratada con
hidróxido sódico, se solidifica por la adición de escoria en polvo
de alto horno.
Aunque algunos de los referidos tratamientos de
solidificación pueden producir residuos solidificados de suficiente
resistencia a la compresión, puede resultar adecuado recalcar aquí
que todas las propuestas anteriores del estado de la técnica
únicamente tratan con un tipo de residuo húmedo radioactivo con una
eficacia muy limitada en cuanto a volumen.
Por tanto, el procedimiento de solidificación de
la presente invención aquí descrito adopta la estrategia de producir
residuo solidificado con residuo, el cual puede dirigir residuo
líquido de sulfato sódico concentrado y resina de intercambio
iónico agotada para su solidificación conjunta. Los procedimientos y
principios de este método de solidificación son como sigue. En
primer lugar, el residuo líquido de sulfato sódico se hace
reaccionar con hidróxido de bario, de manera que el residuo líquido
se convierte a una suspensión espesa de sulfato de bario e
hidróxido sódico. En segundo lugar, se añade a la suspensión resina
de intercambio iónico agotada la cual reacciona en el acto con
hidróxido sódico, siendo capaz la reacción de aumentar la
estabilidad del residuo al reducir la actividad de intercambio
iónico de la resina. En tercer lugar, la suspensión se mezcla a
fondo con un agente de solidificación que está compuesto de cemento,
partículas finas de gel de sílice, materiales puzolánicos (tal como
escoria en polvo de alto horno y cenizas volantes), silicato,
fosfato, etc.
Este nuevo procedimiento para la solidificación
de residuos húmedos radioactivos co-solidifica en el
acto tanto el residuo líquido de sulfato sódico como la resina de
intercambio iónico agotada y presenta las siguientes ventajas: la
primera, la conversión del sulfato sódico químicamente muy
inestable a sulfato de bario que tiene una estabilidad muy alta, no
solo garantiza la estabilidad del residuo sólido sino que también
consigue una reducción del volumen de residuos gracias a la elevada
densidad (4,5) del sulfato de bario. La segunda, durante el proceso
de solidificación, el sulfato de bario sirve como un material
agregado fino que mejora la resistencia del residuo solidificado. La
tercera, al reaccionar la resina de intercambio iónico agotada con
hidróxido sódico, la actividad de intercambio iónico de la resina
se reduce en gran medida, de manera que deja de estar ya presente
el problema de la expansión de volumen del residuo solidificado. La
cuarta, todos los residuos convertidos se solidifican de manera
conjunta, sin producir residuos secundarios y sin las
complicaciones derivadas del reciclo de los residuos. La quinta, con
la preparación adecuada del agente de solidificación, el hidróxido
sódico puede formar con el agente de solidificación una materia
solidificada insoluble que envuelve y solidifica a los residuos
húmedos. Esta técnica no solo reduce el uso de agente de
solidificación, sino que también consigue el objetivo de producir
residuo solidificado con residuo.
A continuación se ofrecen algunos ejemplos de
laboratorio realizados por los inventores para ilustrar con detalle
el método de co-solidificación así como la
preparación de los agentes de solidificación. Estas modalidades de
la invención, incluyendo sus procedimientos, condiciones y
resultados, únicamente son parcialmente indicativas del campo de
aplicación de la invención: las mismas no representan el alcance
completo de la misma tal y como queda recogido en las
reivindicaciones adjuntas.
Se toman 920 partes (en peso, al igual que todas
las partes que se mencionarán a continuación) de solución de
hidróxido sódico al 98% en peso y 2.760 partes de sulfato de bario
y se mezclan en un agitador, añadiendo al mismo tiempo lentamente
2.300 partes de agua desionizada. La agitación se continúa hasta que
el hidróxido sódico se disuelve por completo, tras lo cual se
espera hasta que la solución se enfría a 30ºC, manteniéndose
entonces esa temperatura. Antes de añadir el agente de
solidificación, se pesa la solución y se añade una cantidad adecuada
de agua desionizada a 30ºC para compensar la pérdida de agua como
consecuencia de la vaporización durante el proceso de
agitación.
Se prepara un agente de solidificación en polvo
homogéneo mezclando y moliendo entre sí un agente de solidificación
en forma de suspensión de tipo 2A (un producto de Taiwan Cement
Cooperation), materiales puzolánicos (incluyendo escoria en polvo
de alto horno y cenizas volantes) y silicato, fosfato, fosfato
cálcico y fosfato de magnesio en polvo. Los principales componentes
de este agente de solidificación son 27,14% SiO_{2}, 6,86%
Al_{2}O_{3}, 46,29% CaO, 1,71% Fe_{2}O_{3}, 2,14% MgO,
7,71% P_{2}O_{5} y 5,57% SO_{3}, según análisis químico. Se
añade entonces gradualmente dicho agente de solidificación en polvo
homogéneo a la solución de la mezcla de hidróxido sódico y sulfato
de bario, aplicando al mismo tiempo una agitación vigorosa, hasta
que la suspensión resultante llega a ser visiblemente homogénea. La
relación en peso de agente de solidificación con respecto a la
suspensión es de 0,54. En este experimento, tan pronto como se
añade la última partícula de agente de solidificación al agitador,
se continúa la agitación durante 10 minutos más y luego se vierte
inmediatamente la suspensión en varios moldes de polietileno
cilíndricos, cada uno de los cuales tiene un diámetro interno de 5
cm y una altura de 11 cm, los cuales son entonces cerrados
herméticamente y dejados a temperatura ambiente durante un periodo
de 30 días para conseguir su solidificación y endurecimiento. Se
sacan entonces los residuos solidificados de los moldes, se
seleccionan cinco de ellos y se cortan sus extremos bastos para
preparar cinco muestras cilíndricas normalizadas de 10 cm de
longitud. Se efectúan ensayos de resistencia a la compresión con
estas cinco muestras, siguiendo los procedimientos de ensayo de ASTM
C39, de acuerdo con los requisitos de la US Nuclear Regulatory
Commission (USNRC). La resistencia a la compresión en promedio de
estas cinco muestras resulta ser de 50 kg/cm^{2}. Además,
siguiendo los procedimientos de ensayo normalizados, especificados
por la Taiwan Atomic Energy Council, respecto al control de la
calidad de residuos débilmente radioactivos, se comprueba que la
resistencia a la compresión en promedio, con resistencia al agua
(es decir, la resistencia a la compresión de una muestra una vez
remojada esta en agua durante 90 días) de dichas muestras es de 81
kg/cm^{2} y que su resistencia a la compresión en promedio, con
resistencia a la intemperie (es decir, la resistencia a la
compresión de una muestra una vez colocada esta dentro de una
cámara de ensayo a la intemperie, operada con 30 ciclos de
temperatura de -10ºC a +60ºC y con una humedad relativa de 60 a 95%)
es de 48 kg/cm^{2}.
Se disuelven 373 partes de solución de hidróxido
sódico al 98% en peso en 2.038 partes de agua, se añaden entonces
1.177 partes de látex en polvo (polvo) y se mezcla entonces
vigorosamente durante 30 minutos para formar una suspensión espesa
homogénea. Se prepara el agente de solidificación en polvo de
acuerdo con el método indicado en la modalidad I. Los principales
componentes de este agente de solidificación son 23,2% SiO_{2},
4,59% Al_{2}O_{3}, 61,19% CaO, 3,79% Fe_{2}O_{3}, 2,88%
MgO, 2,2% P_{2}O_{5} y 1,58% SO_{3}, según análisis químico.
Se aplica el mismo método de solidificación que anteriormente, solo
que esta vez la relación en peso del agente de solidificación con
respecto a la suspensión es de 0,887. Se preparan muestras de
residuo solidificado, también de la misma manera que la ya descrita
en el ejemplo anterior, a partir de las cuales se seleccionan cinco
de ellas para llevar a cabo los ensayos. La resistencia a la
compresión en promedio de estas muestras es de 59 kg/cm^{2}, su
resistencia a la compresión en promedio, con resistencia al agua,
es de 113 kg/cm^{2} y su resistencia a la compresión en promedio,
con resistencia a la intemperie, es de 72 kg/cm^{2}.
Se disuelven 482 partes de solución de hidróxido
sódico en 1.800 partes de agua, se añaden entonces 1.418 partes de
sulfato de bario y 1.354 de polvo y se mezcla entonces
vigorosamente para formar una suspensión espesa homogénea. Se
prepara el agente de solidificación en polvo de acuerdo con el
método indicado en la modalidad I. Los principales componentes de
este agente de solidificación son 36,05% SiO_{2}, 5,72%
Al_{2}O_{3}, 38,61% CaO, 1,43% Fe_{2}O_{3}, 1,79% MgO, 9,61%
P_{2}O_{5} y 4,65% SO_{3}, según análisis químico. Se aplica
el mismo método de solidificación que anteriormente, solo que esta
vez la relación en peso del agente de solidificación con respecto a
la suspensión es de 0,425. Se preparan muestras de residuo
solidificado, también de la misma manera que la ya descrita
anteriormente, a partir de las cuales se seleccionan cinco de ellas
para llevar a cabo los ensayos. La resistencia a la compresión en
promedio de estas muestras es de 58 kg/cm^{2}, su resistencia a
la compresión en promedio, con resistencia al agua, es de 111
kg/cm^{2} y su resistencia a la compresión en promedio, con
resistencia a la intemperie, es de 64 kg/cm^{2}.
Se disuelven 580 partes de solución de hidróxido
sódico en 2.346 partes de agua, se añaden entonces 1.285 partes de
sulfato de bario y 1.449 de polvo y se mezcla entonces
vigorosamente para formar una suspensión espesa homogénea. Se
prepara el agente de solidificación en polvo de acuerdo con el
método indicado en la modalidad I. Los principales componentes de
este agente de solidificación son 30,72% SiO_{2}, 3,08%
Al_{2}O_{3}, 41,02% CaO, 2,54% Fe_{2}O_{3}, 1,93% MgO,
19,28% P_{2}O_{5} y 1,06% SO_{3}, según análisis químico. Se
aplica el mismo método de solidificación que anteriormente, solo que
esta vez la relación en peso del agente de solidificación con
respecto a la suspensión es de 0,389. Se preparan muestras de
residuo solidificado, también de la misma manera que la ya descrita
anteriormente, a partir de las cuales se seleccionan cinco de ellas
para llevar a cabo los ensayos. La resistencia a la compresión en
promedio de estas muestras es de 39 kg/cm^{2}, su resistencia a
la compresión en promedio, con resistencia al agua, es de 53
kg/cm^{2} y su resistencia a la compresión en promedio, con
resistencia a la intemperie, es de 56 kg/cm^{2}.
Se recogen 2.765 partes de residuo líquido de
sulfato sódico al 20% en peso de la Taiwan Nuclear Power Plant II y
se mezclan entonces gradualmente con 1.226 partes de polvo de
hidróxido de bario,
Ba(OH)_{2}8H_{2}O, para producir una solución de una mezcla de sulfato de bario e hidróxido sódico. La solución se calienta lentamente para desprenderse de 1.745 unidades de agua por medio de vaporización, y luego se mezclan 864 partes de polvo, para formar una suspensión espesa homogénea. Se espera hasta que la temperatura de la suspensión se enfría a 30ºC y luego se añade el agente de solidificación en polvo el cual es idéntico al de la modalidad III. En este experimento, la relación en peso del agente de solidificación con respecto a la suspensión es de 0,389. La preparación de las muestras y los procedimientos de ensayo de la resistencia a la compresión son de nuevo como anteriormente se ha descrito. La resistencia a la compresión en promedio de dichas muestras es de 43 kg/cm^{2}, su resistencia a la compresión en promedio, con resistencia al agua, es de 46 kg/cm^{2} y su resistencia a la compresión en promedio, con resistencia a la intemperie, es de 46 kg/cm^{2}. Además, por el método de ensayo de ANSI 16,1, los índices de filtración en promedio de Co-60, Cs-134 y Cs-137, resultaron ser de 8,34, 6,27 y 6,32, respectivamente.
Ba(OH)_{2}8H_{2}O, para producir una solución de una mezcla de sulfato de bario e hidróxido sódico. La solución se calienta lentamente para desprenderse de 1.745 unidades de agua por medio de vaporización, y luego se mezclan 864 partes de polvo, para formar una suspensión espesa homogénea. Se espera hasta que la temperatura de la suspensión se enfría a 30ºC y luego se añade el agente de solidificación en polvo el cual es idéntico al de la modalidad III. En este experimento, la relación en peso del agente de solidificación con respecto a la suspensión es de 0,389. La preparación de las muestras y los procedimientos de ensayo de la resistencia a la compresión son de nuevo como anteriormente se ha descrito. La resistencia a la compresión en promedio de dichas muestras es de 43 kg/cm^{2}, su resistencia a la compresión en promedio, con resistencia al agua, es de 46 kg/cm^{2} y su resistencia a la compresión en promedio, con resistencia a la intemperie, es de 46 kg/cm^{2}. Además, por el método de ensayo de ANSI 16,1, los índices de filtración en promedio de Co-60, Cs-134 y Cs-137, resultaron ser de 8,34, 6,27 y 6,32, respectivamente.
Claims (7)
1. Procedimiento para la
co-solidificación de una solución de sulfato sódico
y de resinas de intercambio iónico agotadas, que comprende las
etapas de:
(1) convertir la solución de sulfato sódico a una
suspensión espesa de hidróxido sódico y de sulfato de bario;
(2) mezclar la suspensión con las resinas de
intercambio iónico para formar residuos mezclados; y
(3) dejar solidificar y endurecer, tras lo cual
se prepara un agente de solidificación en polvo a partir de
cemento, materiales puzolánicos tales como: escoria en polvo de
alto horno, cenizas volantes y una o varias especies de óxidos o
sales de metales divalentes o superiores, y el polvo del agente de
solidificación se mezcla de forma homogénea con los residuos
mezclados de la etapa (2).
2. Procedimiento según la reivindicación 1, en
donde el contenido en agua de la suspensión obtenida en la etapa (1)
es menor del 50%.
3. Procedimiento según la reivindicación 1 ó 2,
en donde las sales metálicas en los componentes del agente de
solidificación utilizado son compuestos de borato, silicato,
fosfato o silico-fosfato.
4. Procedimiento según la reivindicación 1 ó 2,
en donde los óxidos metálicos o las sales metálicas en los
componentes del agente de solidificación utilizado son óxidos o
sales de calcio, silicio, magnesio, aluminio, hierro, titanio o
zirconio.
5. Procedimiento según la reivindicación 1 ó 2,
en donde los materiales puzolánicos en los componentes del agente de
solidificación utilizados son sílice ahumada, escoria en polvo de
alto horno o cenizas volantes.
6. Procedimiento según la reivindicación 5, en
donde la relación en peso del agente de solidificación utilizado con
respecto a la solución de residuos es menor de 1.
7. Procedimiento según la reivindicación 5, en
donde la temperatura, en el momento de mezclar los residuos y el
agente de solidificación, está por debajo de 90ºC.
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| EP20000810231 EP1137014B1 (en) | 2000-03-20 | 2000-03-20 | Co-solidification of low-level radioactive wet wastes produced from BWR nuclear power plants |
| US09/531,180 US6436025B1 (en) | 2000-03-20 | 2000-03-21 | Co-solidification of low-level radioactive wet wastes produced from BWR nuclear power plants |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| ES2207479T3 true ES2207479T3 (es) | 2004-06-01 |
Family
ID=26073811
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| ES00810231T Expired - Lifetime ES2207479T3 (es) | 2000-03-20 | 2000-03-20 | Procedimiento de co-solidificacion de residuos humedos debilmente radioactivos producidos en centrales nucleares de agua hirviendo. |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US6436025B1 (es) |
| EP (1) | EP1137014B1 (es) |
| ES (1) | ES2207479T3 (es) |
Families Citing this family (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2881740B1 (fr) * | 2005-02-04 | 2007-12-07 | Inertec Snc | Procede de solidification et de stabilisation d'une solution aqueuse d'hydroxyde de sodium concentree |
| FR2882276A1 (fr) * | 2005-02-21 | 2006-08-25 | Philippe Pichat | Fabrication d'un materiau solide a partir d'un hydroxyde alcalin |
| EP1851179A2 (fr) * | 2005-02-21 | 2007-11-07 | Philippe Pichat | Fabrication d'un matériau solide à partir d'un hydroxyde alcalin |
| US7297318B2 (en) * | 2005-11-17 | 2007-11-20 | J.M. Huber Corporation | Method of removing heavy metals from silicate sources during silicate manufacturing |
| RU2362225C2 (ru) * | 2007-04-16 | 2009-07-20 | ОАО "Концерн Энергоатом" | Материал-стабилизатор и способ его получения |
| CN114420334B (zh) * | 2021-12-20 | 2023-06-27 | 燕山大学 | 获得高稳定性废物包的放射性废树脂处理方法 |
Family Cites Families (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0646236B2 (ja) * | 1985-04-17 | 1994-06-15 | 株式会社日立製作所 | 放射性廃棄物の処理方法 |
| JPS62126400A (ja) * | 1985-11-27 | 1987-06-08 | 株式会社日立製作所 | 放射性廃棄物の固化方法 |
| JPH0668556B2 (ja) * | 1985-12-09 | 1994-08-31 | 株式会社日立製作所 | 放射性廃液の処理方法 |
| JPH073475B2 (ja) * | 1986-04-09 | 1995-01-18 | 電気化学工業株式会社 | 放射性廃棄物の固化方法 |
| JPH0820557B2 (ja) | 1986-05-28 | 1996-03-04 | 株式会社日立製作所 | 放射性廃棄物の水ガラス固化体の製造方法 |
| FR2624769B1 (fr) * | 1987-12-16 | 1991-04-19 | Sgn Soc Gen Tech Nouvelle | Procede d'immobilisation de resines echangeuses d'ions provenant des circuits secondaires des reacteurs nucleaires a eau pressurisee et des reacteurs graphite-gaz |
| JPH04128699A (ja) * | 1990-09-20 | 1992-04-30 | Tohoku Electric Power Co Inc | 放射性廃液の固化処理法 |
| US5732363A (en) * | 1994-10-27 | 1998-03-24 | Jgc Corporation | Solidifying material for radioactive wastes, process for solidifying radioactive wastes and solidified product |
-
2000
- 2000-03-20 ES ES00810231T patent/ES2207479T3/es not_active Expired - Lifetime
- 2000-03-20 EP EP20000810231 patent/EP1137014B1/en not_active Expired - Lifetime
- 2000-03-21 US US09/531,180 patent/US6436025B1/en not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US6436025B1 (en) | 2002-08-20 |
| EP1137014B1 (en) | 2003-09-17 |
| EP1137014A1 (en) | 2001-09-26 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Kim et al. | Effect of Si/Al molar ratio and curing temperatures on the immobilization of radioactive borate waste in metakaolin-based geopolymer waste form | |
| US4483789A (en) | Method for permanently storing radioactive ion exchanger resins | |
| JP6318182B2 (ja) | アルミニウム金属を含んだ廃棄物を調整するための結合材およびその使用法 | |
| KR910005930B1 (ko) | 붕산 슬러리의 캡슐화 방법 | |
| US5457262A (en) | Preparation of inorganic hardenable slurry and method for solidifying wastes with the same | |
| JP2513690B2 (ja) | 放射性廃棄物の固化剤 | |
| ES2207479T3 (es) | Procedimiento de co-solidificacion de residuos humedos debilmente radioactivos producidos en centrales nucleares de agua hirviendo. | |
| CA2540293A1 (en) | Method of waste stabilization with dewatered chemically bonded phosphate ceramics | |
| CN111056789A (zh) | 一种放射性废渣的固化方法 | |
| JP4414214B2 (ja) | 廃イオン交換樹脂の処理方法 | |
| JPH0634097B2 (ja) | 放射性廃棄物の固化剤 | |
| El-Sayed et al. | Incorporation of spent ion exchange resin simulate into cement composites | |
| JP3232993B2 (ja) | 放射性廃棄物の処理方法 | |
| CN1119820C (zh) | 一种处理放射性废物的类玻璃体固化材料及固化方法 | |
| JPS58195200A (ja) | 放射性廃棄物の固化に際して放射性核種の留保性を改善する方法 | |
| JP7114816B2 (ja) | 全ガラス化温度範囲にわたり放射性核種の高い保持効率を有する、液体で放射性のセシウム放射性核種含有廃棄物のガラス化のための添加剤、それらの調製方法およびそれらの使用 | |
| JP3809045B2 (ja) | 沸騰水型原子力発電所から生じた低レベル放射性湿潤廃棄物の共固化方法 | |
| CN102254579A (zh) | 一种使用NaAlO2和Ca(OH)2促凝剂水泥固化放射性蒸残液的方法 | |
| Wu et al. | Stable solidification of silica-based ammonium molybdophosphate in ceramic matrices and its cesium-leaching properties | |
| ES2285751T3 (es) | Metodo para la solidificacion de acido borico y/o boratos. | |
| JP2781566B2 (ja) | 放射性廃棄物のセメント固化方法及び固化体 | |
| JP5543926B2 (ja) | 放射性イオン交換樹脂のコンディショニング方法 | |
| RU2131628C1 (ru) | Способ переработки радиоактивных отходов щелочных металлов | |
| JP2017151025A (ja) | 放射線遮蔽体及びその製造方法 | |
| JPH0252999B2 (es) |