Изобретение относится к переработке жидких радиоактивных отходов низкого и среднего уровня активности, в частности, к отверждению отходов путем из включения в искусственные минералоподобные формы, пригодные для последующего безопасного хранения.
На предприятиях атомной промышленности образуются среднеактивные отходы, характеризующиеся высокой концентрацией нитрата и других солей натрия (после упарки) и экологической опасностью, обусловленной, в частности, присутствием в отходах радиоизотопа Cs-137. Поэтому существует необходимость в разработке твердой матрицы для локализации отходов, удовлетворяющей требованиям по выщелачиванию радиоактивных компонентов, механической прочностью, пожаробезопасности, простоте и надежности технологии.
Известны алюмосиликатные глины (каолин, бентонит), используемые в процессе переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), содержащих нитрат натрия, карбонат натрия, гидроксид натрия и радиоцезий. Отходы смешиваются с одной из указанных глин в заданном соотношении и подвергаются термообработке в интервалах от 30 до 100oC и далее до 600oC и выше в течение 4 часов и более. При этом синтезируется порошок, содержащий искусственные минералы типа канкринита и нефелина, ответственные за фиксацию радиоцезия. Скорость выщелачивания радиоцезия после 32 дней твердения изменяется от 3,3 • 10-2 до 7,8 • 10-6 г/см2•сут. Для формирования монолитного блока требуется дополнительная обработка.
К причинам, препятствующим достижению указанного ниже технического результата относят то, что в известной композиции после затворения ее отходами требуется термообработка с последующими стадиями для формирования из порошка монолитного компаунда. Наиболее близкой к заявляемому изобретению композицией того же назначения является композиция на основе природных и искусственных алюмосиликатных материалов для отверждения ЖРО, содержащих NaNO3 в концентрации до 450 г/л и радиоцезий, состоящая из 90% портландцемента и 10% глины (каолин или бентонит). После затворения этой композиции отходами, полученная смесь подвергается термообработке при температуре от 150 до 1280oC в течение времени от 5 до 30 часов. При этом достигается скорость выщелачивания радиоактивного продукта 1 • 10-6 г/см2 • сут (FR 2394155A, G 21 F 9/16, 1979).
К причинам, препятствующим достижению указанного ниже технического результата, относят то, что при использовании композиции, принятой за прототип, после ее затворения, полученная смесь подвергается термообработке при температуре 150 до 1280oC.
Существующие способы отверждения указанного типа отходов с помощью неорганических вяжущих имеют существенные недостатки. При отверждении с помощью портландцемента, шлакопортландцемента и металлургического шлама полученный компаунд характеризуется высокой скоростью выщелачивания радионуклидов, таких как цезий и стронций и относительно невысокой степенью наполнения по солям, содержащихся в отходах.
При отверждении отходов с использованием таких веществ, как алюмосиликатные глины (бентонит, каолин), природные цеолиты, необходимыми стадиями являются термообработка с предварительным формованием (прессованием).
Задачей настоящего изобретения является создание композиции для осуществления процесса отверждения жидких низко- и среднеактивных отходов с высокой концентрацией нитрата натрия, содержащих радиоцезий, по технологии тривиального цементирования при соблюдении высоких требований к выщелачиванию радиоцезия и механической прочности компаунда.
Для решения поставленной задачи для достижения следующего технического результата - простота технологии, высокая механическая прочность сформированного монолита - предложена композиция на основе искусственных и природных алюмосиликатных материалов следующего состава, мас.%:
Доменный шлак - 80 - 82
Бентонит - 12 - 16
Каолин - 2 - 6
Технология получения и использования композиции в процессе отверждения ЖРО заключается в следующем:
- размол сухих компонентов композиции;
- перемешивание сухих компонентов композиции;
- затворение композиции среднеактивными отходами (содержание NaOH в отходах необходимо довести до концентрации 80-100 г/л);
- заливка смеси в бочки, контейнеры, отсеки и т.п.;
- твердение и набор прочности в течение 28 суток.
Стадии формования, прессования, термообработки исключены.
Заявляемое решение соответствует критерию существенного отличия, поскольку композиции, обеспечивающие возможность получения твердых монолитных алюмосиликатных матриц, изготовленных без применения нагрева и прессования, обладающих достаточно низкой скоростью выщелачивания радиоактивного цезия на первые сутки - не выше 4 • 10-4 г/см2•сут и прочностью сжатия выше 100 кгс/см2 в научно-технической и патентной литературе неизвестны.
Примеры: Сухие компоненты композиции перемешивали до получения однородного порошка, а затем при заданном соотношении смешивали с имитатором САО, содержащим нитрат натрия концентрацией 360 г/л и гидроксид натрия концентрацией 100 г/л, а также раствор нитрата цезия-137. Раствороцементное отношение равнялось 0,4. Гамма-активность раствора 2.0•106 Бк/л. После 28 суток твердения полученных образцов в воздушно-влажной среде проводились испытания по определению скорости выщелачивания цезия.
В таблице приведены примеры характерных составов композиции и результаты испытаний методом длительного выщелачивания.
В таблице также приведены составы (1-4), выходящие за рамки формулы изобретения, но объясняющие выбранные пределы концентраций компонентов.
Таким образом, заявляемая композиция, как видно из таблицы, обеспечивает возможность получения твердой монолитной матрицы с низкой скоростью выщелачивания цезия и высокой механической прочностью сжатия, что удовлетворяет требованиям соответствующих стандартов.
название | год | авторы | номер документа |
---|---|---|---|
КОМПОЗИЦИЯ ДЛЯ ЦЕМЕНТИРОВАНИЯ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ | 2008 |
|
RU2360313C1 |
КОМПОЗИЦИЯ ДЛЯ ОТВЕРЖДЕНИЯ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ | 2008 |
|
RU2375774C1 |
КОМПОЗИЦИЯ ДЛЯ ЦЕМЕНТИРОВАНИЯ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ | 2008 |
|
RU2375773C1 |
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ | 1998 |
|
RU2154317C2 |
СОСТАВ ДЛЯ ОТВЕРЖДЕНИЯ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ | 2012 |
|
RU2529496C2 |
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ ЩЕЛОЧНЫХ МЕТАЛЛОВ | 1997 |
|
RU2131628C1 |
МОНОЛИТНЫЙ БЛОК ДЛЯ ИММОБИЛИЗАЦИИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ | 1999 |
|
RU2160937C1 |
СПОСОБ ВКЛЮЧЕНИЯ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ, СОДЕРЖАЩИХ НИТРАТ НАТРИЯ, В КЕРАМИЧЕСКУЮ МАТРИЦУ | 1995 |
|
RU2086019C1 |
СПОСОБ ОТВЕРЖДЕНИЯ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ | 1991 |
|
RU2009556C1 |
Способ иммобилизации жидких высокосолевых радиоактивных отходов | 2017 |
|
RU2645737C1 |
Изобретение относится к переработке жидких радиоактивных отходов низкого и среднего уровня активности, в частности к отверждению отходов путем их включения в искусственные минералоподобные формы, пригодные для последующего безопасного хранения. Сущность изобретения состоит в композиции на основе искусственных и природных алюмосиликатных материалов следующего состава, мас.%: доменного шлака - от 80 до 82%, бентонита - от 12 до 16%, каолина - от 2 до 6%. Технология получения и использования композиции в процессе отверждения ЖРО заключается в следующем: размол сухих компонентов композиции, перемешивание сухих компонентов композиции, затворение композиции среднеактивными отходами (содержание NaOH в отходах необходимо довести до концентрации 80 - 100 г/л), заливка смеси в бочки, контейнеры, отсеки и т.п. , твердение и набор прочности в течение 28 суток. Заявленная композиция обеспечивает возможность получения твердой монолитной матрицы с низкой скоростью выщелачивания цезия не выше 4,0•10-4 г/см2•сут и высокой механической прочностью сжатия. 1 табл.
Композиция на основе природных и искусственных алюмосиликатных материалов для отверждения жидких низко- и среднеактивных отходов с высокой концентрацией нитрата натрия, содержащих радиоцезий, отличающаяся тем, что она дополнительно содержит доменный шлак, а в качестве алюмосиликатных материалов используют бентонит и каолин при следующем соотношении компонентов, мас. %:
Доменный шлак - 80 - 82
Бентонит - 12 - 16
Каолин - 2 - 6о
СПОСОБ РАЗРАБОТКИ НЕОДНОРОДНОГО НЕФТЯНОГО ПЛАСТА | 2009 |
|
RU2394155C1 |
Способ отверждения отходов | 1980 |
|
SU880149A1 |
RU 2059312 C1, 27.04.96 | |||
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ | 1995 |
|
RU2086020C1 |
СПОСОБ ОТВЕРЖДЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ | 1994 |
|
RU2087043C1 |
ПРЕДОХРАНИТЕЛЬНОЕ УСТРОЙСТВО К ВАЛЬЦАМ ДЛЯ ПРИГОТОВЛЕНИЯ РЕЗИНЫ | 1933 |
|
SU37324A1 |
JP 6367879 A, 27.12.88. |
Авторы
Даты
1998-11-27—Публикация
1997-10-21—Подача