СПОСОБ ОТВЕРЖДЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ Российский патент 1996 года по МПК G21F9/32 

Изобретение относится к области ядерной техники, в частности к переработке твердых радиоактивных отходов, и может быть использовано на предприятиях радиохимических производств, атомных электростанциях и т. д.

Известен способ отверждения радиоактивных отходов путем закрепления их в матрице вещества, включающий смешивание радиоактивных отходов (РО) с матрицеобразующими компонентами веществами, стойкими к выщелачиванию, загрузку смеси в герметичную капсулу и термическую обработку приготовленной смеси при температуре 700^oC под давлением 10 МПа (Заявка Франции N 2369659, G 21 F 9/34, опубл. 1978). Способ не обеспечивает надежного закрепления радиоактивных частиц в матрице вещества.

Наиболее близким техническим решением к заявляемому является способ отверждения радиоактивных отходов путем закрепления их в матрице вещества, включающий смешивание радиоактивных отходов (2,5-40%) с матрицеобразующим компонентом из ряда SiO₂, B₂O₃, Al₂O₃, MgO, TiO₂, ZrO₂, Fe₂O₃, Cr₂O₃ (60-97,5% ), загрузку смеси в капсулу, выполненную из твердого материала с высокой температурой плавления, ее герметизацию и термическую обработку приготовленной смеси при температуре 700-1350^oC под давлением 50-300 МПа (авт. св. N 1036257, 1983).

Способ позволяет надежно закреплять радиоактивные вещества в твердой матрице, однако способ энергоемкий, отличается многостадийностью и длителен во времени на стадии термической обработки под давлением (не менее 2 ч).

Целью изобретения является создание надежного технологического способа закрепления радиоактивных веществ в твердой матрице с минимальными затратами электроэнергии.

Цель достигается тем, что способ отверждения радиоактивных отходов путем закрепления их в матрице вещества включает:
смешивание измельченных радиоактивных отходов с порошком кремния в качестве матрицеобразующего компонента;
размещение приготовленной смеси в герметичный реактор;
проведение термической обработки смеси в режиме самораспространяющегося высокотемпературного синтеза (СВС) под давлением азота не более 150 МПа;
компактирование горячего продукта синтеза непосредственно в реакторе изостатическим давлением не более 200 МПа до получения высокоплотного целевого продукта для экологически безопасного захоронения.

При смешивании радиоактивных отходов с кремнием в смесь дополнительно вводят до 50% сверх ста разбавителя, в качестве которого используют преимущественно нитрид кремния.

Сущность способа заключается в следующем. Измельченные частицы РО, размером до 100 мкм смешивают с порошком кремния размерами частиц до ≈ 10 мкм, при этом содержание РО в зависимости от степени радиоактивности и природы материала может изменяться в широком пределе от 10 до 60% от общей массы кремния и РО. Приготовленную смесь РО и кремния загружают в реактор СВС, герметизируют его, заполняют азотом до давления не более 150 МПа и проводят термическую обработку смеси в режиме СВС под давлением азота путем инициирования реакции горения кремния в азоте подачей кратковременного импульса тока через вольфрамовую спираль, находящуюся в контакте со смесью. В результате подачи импульса тока на смесь, начинается реакция горения порошка кремния в азоте с образованием нитрида кремния в режиме СВС. Температура горения в смеси повышается до ≈ 2500^oC, горячий продукт синтеза - нитрид кремния с частицами РО после прохождения волны горения (через 5-20 с) подвергают компактированию непосредственно в реакторе изостатическим давлением азота не более 200 МПа в течение 5-10 мин. После чего целевой продукт охлаждают и извлекают из реактора. Полученный продукт представляет собой плотноспеченный материал из нитрида кремния в качестве матрицы, в котором равномерно распределены и прочно зафиксированы частицы РО. Материал готов для экологически безопасного захоронения известными методами.

Для снижения температуры синтеза при отверждении 10 и менее РО в смесь РО и кремния вводят до 50% (сверх ста) нитрида кремния, что позволяет предотвратить спекание целевого продукта и получать прочную фиксацию радионуклидов.

В качестве РО могут быть использованы кальцинированные продукты, отработанные ТВЭЛы, РО, содержащие графит и т.д. Объем реактора СВС в зависимости от массы отверждаемых отходов может изменяться от 1 л до 20 л и более.

Пример 1. 20 мас. РО высокой активности, превращенных в оксиды с размерами частиц менее 100 мкм, смешивают с 80 мас. порошка технического кремния, засыпают в цилиндрический стакан из плотной бумаги и слегка смесь подпрессовывают, помещают на дно реактора СВС, реактор герметизируют и заполняют азотом (любых имеющихся марок) до давления 50 МПа. Термическую обработку смеси проводят в режиме СВС путем локального инициирования смеси подачей кратковременного импульса тока через спираль, находящуюся в контакте со смесью. Сразу же после инициирования начинается экзотермическая реакция взаимодействия кремния с азотом, реакция горения с образованием нитрида кремния. После прохождения реакции горения, через 5-10 с горячий продукт синтеза (температура не менее 2500^oC) с частицами РО непосредственно в реакторе подвергают изостатическому компактированию азотом при 100 МПа в течение 10 мин. В течение указанного времени продукт синтеза уплотняется до 99% плотности от теории, после чего продукт охлаждают, извлекают из реактора и направляют на захоронение. Полученный продукт представляет собой плотноспеченный компакт из нитрида кремния, в котором равномерно и надежно зафиксированы как в матрице частицы РО. Компактный продукт транспортируют к месту постоянного захоронения.

Пример 2. 25 мас. кальцинированных продуктов РО, образующихся в ядерном реакторе с размерами частиц <100 мкм, смешивают с 75 мас. порошка технического кремния с размерами частиц ≈ 10 мкм. Далее как в примере 1, но термообработку проводят под давлением азота 150 МПа, и компактирование горячего продукта синтез осуществляют при 200 МПа в течение 5 мин. Полученный высокоплотный (1% пористости) продукт представляет собой матрицу из нитрида кремния, в котором прочно зафиксированы радионуклиды.

Пример 3. 40 мас. кальцинированных продуктов РО, образующихся в ядерном реакторе с размерами частиц <50 мкм смешивают с 60 мас. порошка технического кремния. Далее как в примере 1, но термообработку проводят под давлением азота 10 МПа, а компактирование горячего продукта синтеза осуществляют при 100 МПа в течение 10 мин.

Пример 4. 10 мас. отработанных ТВЭЛов измельчают до размеров частиц (<100 мкм), смешивают с 90 мас. порошка кремния, добавляют 50% (сверх ста) от массы порошков ТВЭЛов и кремния нитрида кремния (10 мкм), перемешивают смесь, насыпают в стакан из бумаги, помещают в реактор. Далее как в примере 1, но термообработку проводят под давлением азота 100 МПа, а компактирование горячего продукта синтеза осуществляют при 200 МПа в течение 10 мин. Полученный высокоплотный продукт представляет собой матрицу из нитрида кремния, в котором прочно зафиксированы радионуклиды радия и плутония в виде их оксидов.

Предлагаемый способ отличается высокой производительностью, может быть использован для отверждения радиоактивных отходов любой активности и природы, при содержании отходов в исходной смеси до 60% Способ позволяет в десятки раз снизить затраты электроэнергии и получать за 10-60 мин (общее время процесса) высокоплотный продукт для экологически безопасного захоронения.

Использование: в области ядерной техники, в частности к области переработки твердых радиоактивных отходов (РО). Сущность изобретения: способ заключается в том, что РО смешивают с порошком кремния, размещают в герметичный реактор, проводят термообработку смеси в режиме самораспространяющегося высокотемпературного синтеза под давлением азота не более 150 МПа. Продукт синтеза компактируют непосредственно в реакторе изостатическим давлением не более 200 МПа. При смешивании отходов с кремнием в смесь может быть дополнительно введен разбавитель, в качестве которого используют преимущественно карбид кремния. По способу достигается надежное закрепление радионуклидов в твердой матрице при невысоких затратах электроэнергии. 3 з.п. ф., 4 пр.

1. Способ отверждения радиоактивных отходов путем закрепления их в матрице вещества, включающий смешивание измельченных радиоактивных отходов с матрицеобразующим компонентом и термическую обработку приготовленной смеси при повышенном давлении, отличающийся тем, что радиоактивные отходы смешивают с порошком кремния в качестве матрицеобразующего компонента, приготовленную смесь помещают в герметичный реактор и термическую обработку смеси проводят в режиме самораспространяющегося высокотемпературного синтеза под давлением азота, после чего горячий продукт синтеза непосредственно в реакторе компактируют до получения высокоплотного целевого продукта для экологически безопасного захоронения. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что процесс проводят под давлением азота не более 150 МПа. 3. Способ по п.1 или 2, отличающийся тем, что продукт синтеза компактируют изостатическим прессованием при давлении не более 200 МПа. 4. Способ по п. 1, или 2, или 3, отличающийся тем, что при смешивании радиоактивных отходов с кремнием в смесь дополнительно вводят до 50 мас. разбавителя, в качестве которого используют преимущественно нитрид кремния.