СПОСОБ ОТВЕРЖДЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ИЛИСТЫХ ОТЛОЖЕНИЙ Российский патент 1998 года по МПК G21F9/16 

Описание патента на изобретение RU2106704C1

Изобретение относится к технологии переработки радиоактивных отходов АЭС, в частности взвесей илистых отложений водоемов АЭС, таким как бассейнов выдержки тепловыделяющих сборок (ТВС), прудов-охладителей и др.

В водоемах АЭС в илистых отложениях концентрируются радионуклиды, для экологической безопасности которых требуется их лакализация в прочной изолирующей матрице. Известен способ локализации радиоактивных взвесей путем смешивания их с портландцементом при водовяжущем отношении 0,35 - 0,70 (предпочтительно 0,5), т. е. при расходе на 1 мас. ч. взвесей 1,43 - 2,86 мас.ч. цемента [1].

Недостатками данного способа являются высокий расход дорогостоящего портландцемента, большой объем отвержденных продуктов и высокая выщелачиваемость из них радионуклидов даже при сорбционной добавке глины.

Наиболее близким к предлагаемому является способ отверждения взвесей радиоактивных осадков, включающий их смешение с металлическим (доменным) гранулированным шлаком, измельченным до удельной поверхности не менее 2800 см2/г при водовяжущем соотношении 0,2 - 0,6 (оптимальное 0,4) и отверждение в щелочной среде [2]. При этом на 1 мас.ч. взвесей расходуется 1,67-5,0 мас.ч. шлака.

Недостатками данного способа являются высокий расход шлака, большой объем отвержденных продуктов и высокая выщелачиваемость из них радионуклидов. Кроме того, большая часть илистых отложений водоемов АЭС в отличие от гидрооксидных взвесей жидких радиоактивных отходов (ЖРО) имеет нейтральную или слабощелочную среду, недостаточную для активации шлака.

Задача изобретения заключается в снижении расхода шлака, уменьшении объема захораниваемых отвержденных продуктов и снижении выщелачиваемости из них радионуклидов.

Сущность изобретения заключается в том, что в способе, включающем смешение радиоактивных взвесей с порошком измельченного доменного гранулированного шлака и отверждение смеси в щелочной среде, смесь взвесей со шлаком отстаивают, декантат, очищенный от радиоактивных взвесей, сливают, а в осадок добавляют при перемешивании порошок глины и натриевую щелочь, причем на 1 мас.ч. твердый фазы взвесей расходуют 3,2 - 4,5 мас.ч. шлака, 0,8 - 1,5 мас. ч. глины и 0,032 - 0,045 мас.ч.

По сравнению с ближайшим аналогом использование порошка шлака для осаждения взвесей позволяет в 10 раз сократить расход шлака на отверждение, а добавка глины, активированной щелочью, сокращает в 10 раз выщелачиваемость. По сравнению с известными методами отверждения радиоактивных взвесей смешение с 3,2 - 4,5 мас.ч. шлака, 0,8 - 1,5 мас.ч. глины и 0,032 - 0,045 мас.ч. щелочи на 1 мас. ч. твердой фазы взвесей с отделением декантата позволяет снизить объем захораниваемых твердых продуктов в 4,5 раз при сохранении достаточной (более 5 МПа) прочности блоков и снижении выщелачиваемости до 2 • 10-5см/сут, что соответствует битумным компаундам, но что не следует явным образом из уровня техники.

Способ осуществляется следующим образом. Радиоактивные отложения размывают и извлекают со дна водоемов АЭС в виде взвеси с влажностью около 90%. Взвесь радиоактивных отложений смешивают с порошком доменного гранулированного шлака, измельченного до удельной поверхности не менее 2800 см2/г, в количестве 3,2 - 4,5 мас.ч. на 10 мас.ч взвесей, т.е. на 1 мас.ч. их твердой фазы. Затем смесь отстаивают, получая при этом плотный осадок смеси шлака и радиоактивных отложений, а также очищенную от взвесей воду. Декантат сливают, в осадок добавляют 0,8-1,5 мас.ч. порошка глины и 0,032-0,045 мас.ч. натриевой щелочи и тщательно перемешивают. Через 28 сут твердения блок набирает высокую прочность на сжатие, а выщелачиваемость цезия из него равна 2 • 10-5 см/сут. Коэффициент увеличения объема отходов (Kv), определяемый как отношение объема отвержденных продуктов к объему исходного отхода (при влажности взвесей около 90%), составляет 0,43-0,59. Коэффициент очистки декантата от цезия 1,7-2,0 по жидкой фазе при полной очистке от взвесей.

Пример 1. Взвесь 90% влажности илистых отложений водоема АЭС состава,%: SiO2 35-40; Al2O3 10-20, Fe2O3 15-20, Ca+MgO 5-7; SO2-4

до 2%, содержит до 106 Бк/кг цезия - 137. К 100 г взвеси (10 г твердой фазы отложений) добавляют 32 г порошка молотого доменного гранулированного шлака (ТУ-21-20-61-85). После перемешивания смесь отстаивают и очищенный от взвесей декантат сливают. К осадку добавляют 8 г порошка кембрийской глины (ТУ 401-08-444-80) и 0,32 г NaOH, затем тщательно перемешивают и отверждают.

Примеры 2-6 отличаются от примера 1 соотношением компонентов.

Пример 7 (аналог) отличается от примера 1 тем, что 100 г взвесей смешивают с 200 г портландцемента марки 400 и 35 г порошка глины.

Пример 8 (ближний аналог) отличается от примера 1 тем, что 100 г взвесей смешивают с 320 г шлака и (для создания щелочной среды) 32 г NaOH.

Характеристика отвержденных продуктов приведена в таблице.

Из данных, представленных в таблице, видно, что отверждение взвесей цементом или шлаком без осаждения (примеры 7 и 8) приводит к получению Kv на уровне 1,93-2,3 и выщелачиваемость цезия из отвержденных блоков составляет 2,10-4 см/сут. Осаждение взвесей с шлаком обеспечивает снижение Kv до 0,43-0,59, а декантат очищается не только от взвесей (твердой фазы), но и от цезия в жидкой фазе в 1,7-2,0 раза. При расходе на 1 мас.ч. взвесей (90% влажности) шлака, глины и NaOH в мас.ч. : (0,32 - 0,45) : (0,08 - 0,15) и 0,0032 - 0,0045, т. е. на 1 мас.ч. твердой фазы взвесей соответственно (3,2-4,5) : (0,8-1,5) и 0,032-0,045 (примеры 1 - 3) обеспечивается достаточная для безопасной транспортировки блоков (более 5 МПа) прочность отвержденных продуктов и выщелачиваемость цезия на уровне 2 • 10-5 см/сут, что на порядок меньше, чем у аналогов. При уменьшении доли шлака менее 3,2 и NaOH менее 0,032 мас.ч. (пример 4) прочность блоков становится менее 5 МПа, необходимых для безопасной транспортировки блоков [3]. Понижение доли глины менее 0,8 мас. ч. (пример 5) приводит к повышению выщелачиваемости до 5 • 10-5 см/сут, а отсутствие глины (пример 6) - до 1 • 10-4 см/сут.

Положительный эффект от использования предлагаемого способа по сравнению с прототипом заключается в снижении расхода шлака на порядок, уменьшения объема захораниваемых отвержденных продуктов в 4-5 раз и снижении выщелачиваемости радионуклидов в 10 раз, что повышает безопасность захораниваемых отходов до уровня битумных кампаундов. По сравнению же с цементированием использование в 2 - 2,5 раза более дешево шлака, кроме того, позволяет применять для отверждения радиоактивных отходов отходы металлургического производства, что дополнительно улучшает экологическую обстановку. Данный способ может осуществляться на том же оборудовании, что и цементирование, а связующее является крупномасштабным товарным материалом, т.е. является промышленно применимым.

Источники информации
1. Никифоров А.С. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. М.: Энергоиздат, 1985, с.131.

2. Авторское свидетельство СССР N 880149, кл. G 21 F 9/04.

3. Малашек Э. и Войтех О. Развитие методов отверждения радиоактивных концентратов. - В сб.: Исследования в области обезвреживания жидких, твердых и газообразных радиоактивных отходов и дезактивации загрязненных поверхностей. Материалы IV научно-технической конференции СЭВ, вып.2, М.: Атомиздат, 1978, с. 5 - 21.

Похожие патенты RU2106704C1

название год авторы номер документа
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ 1997
  • Лебедев В.И.
  • Шмаков Л.В.
  • Курносов В.А.
  • Черемискин В.И.
  • Тишков В.М.
  • Шведов А.А.
RU2116682C1
СПОСОБ ОТВЕРЖДЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ КОНЦЕНТРАТОВ ОТРАБОТАВШИХ МОЮЩИХ РАСТВОРОВ АЭС 1997
  • Грибаненков С.В.
  • Черников О.Г.
  • Петров А.Г.
  • Тишков В.М.
  • Панкратов В.Н.
  • Олейник М.С.
RU2116681C1
СПОСОБ ОТВЕРЖДЕНИЯ СУЛЬФАТНЫХ РЕГЕНЕРАТОВ ВОДОПОДГОТОВКИ 1997
  • Лебедев В.И.
  • Шмаков Л.В.
  • Грибаненков С.В.
  • Куприн А.Ю.
  • Олейник М.С.
  • Тишков В.М.
  • Панкратов В.Н.
RU2116683C1
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ АЭС 1997
  • Лебедев В.И.
  • Шмаков Л.В.
  • Тишков В.М.
  • Черемискин В.И.
  • Грибаненков С.В.
  • Федотов В.Д.
RU2136065C1
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ 1995
  • Еперин А.П.
  • Лебедев В.И.
  • Шмаков Л.В.
  • Грибаненков С.В.
  • Олейник М.С.
  • Тишков В.М.
  • Чватов В.Н.
RU2086020C1
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ АЭС 1997
  • Грибаненков С.В.
  • Шмаков Л.В.
  • Лебедев В.И.
  • Тишков В.М.
  • Панкратов В.Н.
  • Олейник М.С.
RU2117343C1
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ РАДИОАКТИВНОГО ЗОЛЬНОГО ОСТАТКА 1996
  • Лебедев В.И.
  • Гарусов Ю.В.
  • Карраск М.П.
  • Белянин Л.А.
  • Тишков В.М.
  • Грибаненков С.В.
  • Трофимов В.В.
RU2097854C1
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ РАДИОАКТИВНЫХ ИОНООБМЕННЫХ СМОЛ 1997
  • Курносов В.А.
  • Шмаков Л.В.
  • Тишков В.М.
  • Грибаненков С.В.
  • Панкратов В.Н.
  • Олейник М.С.
  • Шведов А.А.
RU2116685C1
СПОСОБ ДЕЗАКТИВАЦИИ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ МАСЕЛ ОТ РАДИОАКТИВНЫХ ЗАГРЯЗНЕНИЙ 1997
  • Ларин Э.П.
  • Чватов В.Н.
  • Петров А.Г.
  • Солдаткин А.В.
  • Грибаненков С.В.
  • Пивоваров В.П.
RU2125745C1
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ УГОЛЬНЫХ СОРБЕНТОВ 2002
  • Черников О.Г.
  • Шмаков Л.В.
  • Черемискин В.И.
  • Тишков В.М.
  • Черникин А.В.
  • Корчагин Ю.П.
RU2214012C1

Иллюстрации к изобретению RU 2 106 704 C1

Реферат патента 1998 года СПОСОБ ОТВЕРЖДЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ИЛИСТЫХ ОТЛОЖЕНИЙ

Использование: изобретение относится к технологии переработки радиоактивных отходов АЭС, в частности отложений бассейнов выдержки тепловыделяющих сборок или прудов-охладителей. Сущность изобретения: способ включает смешение взвесей радиоактивных отложений с порошком измельченного доменного гранулированного шлака в соотношении 3,2 - 4,5 мас.ч. шлака на 1 мас.ч. твердой фазы взвесей. Смесь отстаивают, сливают очищенный декантат, добавляют в осадок порошок глины в количестве 0,8 - 1,5 мас.ч. на 1 мас.ч. твердой фазы взвесей и натриевую щелочь в количестве 0,032 - 0,045 мас.ч. на 1 мас.ч. твердой фазы взвесей. Полученную смесь перемешивают и отверждают в течение 28 сут. Достигаемый технический результат: высокая прочность отвержденного блока, низкое выщелачивание радионуклидов из отвержденного блока, незначительный расход шлака для изготовления отвержденного продукта при снижении в 4 - 5 раз общего объема захораниваемого отвержденного продукта. 1 табл.

Формула изобретения RU 2 106 704 C1

Способ отверждения радиоактивных илистых отложений, включающий смешение их взвесей с порошком измельченного доменного гранулированного шлака и отверждение смеси в щелочной среде, отличающийся тем, что смесь взвесей со шлаком отстаивают, декантат, очищенный от радиоактивных взвесей, сливают, а в осадок добавляют при перемешивании порошок глины и натриевую щелочь, причем на 1 мас.ч. твердой фазы взвесей расходуют 3,2 - 4,5 мас.ч. шлака, 0,8 - 1,5 мас.ч. глины и 0,032 - 0,045 мас.ч. щелочи.

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 1998 года RU2106704C1

JP, заявка, 63-67879, кл
Выбрасывающий ячеистый аппарат для рядовых сеялок 1922
  • Лапинский(-Ая Б.
  • Лапинский(-Ая Ю.
SU21A1
SU, авторское свидетельство, 880149, кл
Выбрасывающий ячеистый аппарат для рядовых сеялок 1922
  • Лапинский(-Ая Б.
  • Лапинский(-Ая Ю.
SU21A1

RU 2 106 704 C1

Авторы

Еперин А.П.

Белянин Л.А.

Грибаненков С.В.

Шведов А.А.

Тишков В.М.

Земсков А.А.

Даты

1998-03-10Публикация

1996-06-13Подача