СПОСОБ ЗАХОРОНЕНИЯ ТВЕРДЫХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ В ПРИПОВЕРХНОСТНЫЕ МОГИЛЬНИКИ Российский патент 2009 года по МПК G21F9/00 

Изобретение относится к области захоронения твердых и отвержденных радиоактивных отходов.

Согласно СПОРО-2002 [Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2002). - М.: Минздрав России, 2002] долговременное хранение и захоронение кондиционированных (твердых и отвержденных) среднеактивных отходов, содержащих радионуклиды с периодом полураспада не более 30 лет и всех низкоактивных, может осуществляться в сооружениях приповерхностного типа.

Известно, что для этой цели используются бетонные [Соболев И.А., Хомчик Л.М. Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах. - М.: Энергоатомиздат, 1983, с.71-74] или грунтовые (траншейного или курганного типа) [Соболев И.А., Хомчик Л.М. Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах. - М.: Энергоатомиздат, 1983, с.82-89] могильники твердых радиоактивных отходов (ТРО). При этом во всех случаях для создания дополнительного гидроизолирующего экрана могильники обваловывают глинистой породой (глиняный замок). В качестве таких пород чаще всего используют различные суглинки (содержание глинистых частиц не менее 30%) с коэффициентом фильтрации от 0,01 до 0,001 м/сут, тогда как у супесей эти значения составляют от 1,0 до 0,01 м/сут [Кузовлев Г.М. Специальные гидротехнические сооружения на атомных предприятиях. - М.: Атомиздат, 1966]. Поэтому при обваловывании предпочтительнее проводить уплотнение породы. Толщина такого глиняного экрана, определяемая по распределению радионуклидов между твердой и жидкой фазами экрана, в зависимости от типа грунта (доли глинистых частиц) составляет от 0,5 до 1,5 м, что считается достаточным для обеспечения изоляции радионуклидов (при удельной активности до 4·10⁷ Бк/кг) от окружающей среды в течение всего срока хранения среднеактивных ТРО, составляющего около 450 лет [Заручевская Г.П., Носова Л.М., Седов В.М. Безопасность приповерхностного захоронения радиоактивных отходов. - Атомная энергия, 1991, т.70, вып.5, с.314-318]. Этот метод захоронения твердых и отвержденных радиоактивных отходов в приповерхностные могильники с обваловыванием уплотненной глинистой породой толщиной 0,5-1,5 м наиболее близок к заявляемому способу и выбран в качестве прототипа.

Недостатком данного способа является то, что такой глиняный экран рассчитан в основном на изоляцию ¹³⁷Cs, так как доля ⁹⁰Sr в ТРО АЭС не превышает 0,1% [Заручевская Г.П., Носова Л.М., Седов В.М. Безопасность приповерхностного захоронения радиоактивных отходов. - Атомная энергия, 1991, т.70, вып.5, с.314-318]. Однако, например, в ТРО Мос. НПО «Радон» доля ⁹⁰Sr в ТРО может достигать более 1% [Соболев И.А., Хомчик Л.М. Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах. - М.: Энергоатомиздат, 1983. с.82-89]. В этом случае требуемая толщина глиняного экрана может оказаться в 10 раз больше [Заручевская Г.П., Носова Л.М., Седов В.М. Безопасность приповерхностного захоронения радиоактивных отходов. - Атомная энергия, 1991, т.70, вып.5, с.314-318], что приведет к радиоактивному загрязнению в 10 раз большего количества грунта вокруг могильника. Дело в том, что гидроизолирующий экран должен обеспечивать на своей внешней границе мощность дозы не более 1 мЗв/год за все время хранения отходов, так что толщина гидроизолирующего глинистого экрана зависит не только от коэффициента распределения радионуклида между жидкой и твердой фазами экрана и коэффициента фильтрации, но и от его удельной активности.

Задача, решаемая данным изобретением, заключается в минимизации толщины изолирующего глинистого экрана при захоронении в приповерхностные могильники ТРО с повышенным содержанием радиостронция.

Сущность изобретения заключается в том, что в способе захоронения ТРО в приповерхностные могильники, включающем обваловывание могильников уплотненной глинистой смесью слоем от 0,5 до 1,5 м, обваловывание производят смесью глины с бокситовым шламом, полученным при обжиге бокситовой руды совместно с известью и содой и последующей промывке водой от растворимых натриевых соединений.

Бокситовый шлам получают в качестве многотоннажного отхода при производстве глинозема путем обжига (спекания) бокситовой руды с известняком и содой при температуре 1200-1300°С и последующего выщелачивания (вымывания) алюминатов из обожженной (спеченной) смеси. Для производства 1 т глинозема используется 2,8-3,1 т бокситов, около 1,7 т известняка и 0,17 т соды. В составе бокситового шлама - двухкальциевый силикат (40-45%) и гидроалюмосиликаты кальция и железа.

Способ осуществляется следующим образом.

При захоронении ТРО в приповерхностные могильники производят обваловывание могильников снизу и с боков слоем от 0,5 до 1,5 м уплотненной смеси глины с бокситовым шламом, полученным при обжиге бокситовой руды совместно с известью и содой и последующей промывке водой от растворимых натриевых соединений. Причем после заполнения могильника ТРО производится обваловывание и сверху так, чтобы вертикальная планировка этого гидроизолирующего слоя обеспечивала сток атмосферных осадков. Доля бокситового шлама в глинистой смеси определяется в зависимости от доли ⁹⁰Sr в сумме радионуклидов ТРО.

По сравнению с известными способами захоронения ТРО в приповерхностные могильники использование при обваловывании могильников смеси глины с бокситовым шламом, получаемым при обжиге бокситовой руды совместно с известью и содой при температуре 1200-1300°С и последующей промывке водой от растворимых натриевых соединений, не только обеспечивает повышение надежности изоляции окружающей среды от радиостронция, но и от радиоцезия, что не следует явным образом из уровня техники (обожженный при температуре 1300°С цемент, имеющий схожий со шламом химический состав (двухкальциевый силикат (до 35% двухкальциевого силиката) и гидроалюмосиликаты кальция и железа), радиоцезий практически не задерживает [Никифоров А.С., Куличенко В.В., Жихарев М.И. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. - М.: Атомиздат, 1985, с.146-148.]), т.е. соответствует критерию изобретательского уровня.

Примеры конкретного выполнения.

Пример 1 (прототип). В качестве глинистой смеси для гидроизолирующего экрана использовали природную грунтовую смесь бентонитовой глины и бокситовой руды

(1:1) бокситогорского месторождения Ленинградской области. При этом коэффициент межфазового распределения радионуклидов в экране составлял для ¹³⁷Cs 3300, а для ⁹⁰Sr - 100. В случае, если доля ⁹⁰Sr в ТРО будет достигать 10% от ¹³⁷Cs (при удельной активности до 4·10⁷ Бк/кг), то для изоляции от окружающей среды радиостронция на весь срок хранения ТРО потребуется согласно расчетам [Заручевская Г.П., Носова Л.М., Седов В.М. Безопасность приповерхностного захоронения радиоактивных отходов. - Атомная энергия, 1991, т.70, вып.5, с.314-318], слой экрана в 10 раз большей толщины, чем достаточной для радиоцезия 0,5-1,5 м.

Пример 2 (заявляемый способ). Отличается от примера 1 тем, что качестве глинистой смеси для гидроизолирующего экрана использовали смесь бентонитовой глины и бокситового шлама, получаемого при обжиге бокситовой руды совместно с известью и содой при температуре 1200-1300°С и последующей промывке водой от растворимых натриевых соединений. При этом коэффициент межфазового распределения радионуклидов в экране составлял для ¹³⁷Cs 3700, а для ⁹⁰Sr-1400. В этом случае толщина изолирующего экрана, рассчитанная для ¹³⁷Cs, будет достаточной и для ⁹⁰Sr.

Предлагаемый способ позволяет минимизировать толщину изолирующего глинистого экрана при захоронении в приповерхностные могильники ТРО с повышенным содержанием радиостронция, а следовательно, уменьшить объем загрязненных радионуклидами грунтов. При этом для создания изолирующих экранов будут использоваться дешевые отходы производства.

Бокситовые месторождения широко разрабатываются в России, а предлагаемый способ может осуществляться с использованием того же оборудования для обваловки могильников, что и прототип, т.е. промышленно применим. Применение данного способа обеспечивает надежную изоляцию окружающей среды от радиостронция даже при его повышенном содержании в захораниваемых в могильники ТРО.

Изобретение относится к области захоронения твердых и отвержденных радиоактивных отходов. При захоронении отходов производят обваловывание могильника снизу и с боков слоем от 0,5 до 1,5 м уплотненной смеси глины с бокситовым шламом. После заполнения могильника отходами производят обваловывание сверху так, чтобы вертикальная планировка этого гидроизолирующего слоя обеспечивала сток атмосферных осадков. Бокситовый шлам получают при обжиге бокситовой руды совместно с известью и содой и последующей промывке водой от растворимых натриевых соединений. Использование изобретения значительно уменьшает толщину изолирующего глинистого экрана и объем загрязненных радионуклидами грунтов.

Способ захоронения твердых радиоактивных отходов в приповерхностные могильники, включающий обваловывание могильников уплотненной глинистой смесью слоем от 0,5 до 1,5 м, отличающийся тем, что обваловывание производят смесью глины с бокситовым шламом, полученным при обжиге бокситовой руды совместно с известью и содой и последующей промывке водой от растворимых натриевых соединений.