способ включения радиоактивных ионообменных смол в портландцементное связующее

Формула изобретения

Способ включения радиоактивных ионообменных смол в портландцементное связующее, включающий их смешение с сорбционной добавкой глины, цементом и затворяющим раствором с последующим отверждением, отличающийся тем, что в качестве затворяющего раствора используют радиоактивные концентраты солей природных гидрокарбонатных вод.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области переработки радиоактивных ионообменных смол (ИОС) методом цементирования.

Отработанные катионообменные и анионообменные смолы являются наиболее радиоактивными (до 10^-3 Ки/кг и более) отходами, образующимися при эксплуатации ядерных энергетических установок (ЯЭУ) [1]. Поэтому включение их в связующее, надежно изолирующее от окружающей среды, является важной экологической задачей.

Известен способ включения радиоактивных ИОС в неорганическое связующее на основе портландцемента. В портландцемент рекомендуется включать не более 10% ИОС (по массе сухой смолы) при водоцементном отношении около 0,5 [2]. При этом для гидротранспорта и последующего отверждения ИОС цементированием используются малосолевые (менее 1 г/л) растворы "трапных" вод, представляющие собой используемые для водоснабжения природные воды, загрязненные протечками радионуклидов из контура ЯЭУ [1].

Недостатком данного способа является недопустимо высокая выщелачиваемость радиоцезия из портландцементных компаундов (более 10^-3-10^-4 г/см²·сут).

Известен способ, включающий введение в портландцемент при отверждении ИОС добавки глинистых сорбентов (вермикулита, бентонитовой глины и др.), что обеспечивает снижение скорости выщелачивания радионуклидов до значений 10^-4 г/см²·сут [3]. Данный способ по своей технической сущности и достигаемому эффекту наиболее близок к заявляемому и выбран в качестве прототипа.

Недостатками данного способа являются низкая степень включения радиоактивных отходов в портландцементные компаунды, невысокая прочность отвержденных продуктов и недостаточно низкая выщелачиваемость радионуклидов.

Согласно отечественным техническим требованиям РД 95 10497-93 механическая прочность радиоактивных цементных компаундов должна быть не менее 50 кгс/см² (причем компаунды считаются водостойкими, если они сохраняют прочность не менее 50 кгс/см² и после выдержки в воде в течение 90 сут), а выщелачиваемость радиоцезия - менее 10^-3 г/см²·сут [4]. В то же время для исключения возможности разрушения радиоактивных цементных блоков при транспортировании в случае аварийной ситуации по данным МАГАТЭ необходимо, чтобы прочность цементного компаунда была не ниже 100 кгс/см² [2]. Захоронение же радиоактивных цементных блоков в простейшие грунтовые могильники считается достаточно безопасным лишь при выщелачивании радионуклидов менее 1·10^-4 г/см²·сут [5].

Задача, решаемая данным изобретением, заключается в увеличении степени включения радиоактивных отходов в портландцементное связующее и снижении выщелачиваемости радиоцезия из отвержденных продуктов при сохранении их высокой прочности.

Сущность изобретения заключается в том, что в способе включения радиоактивных ИОС в портландцементное связующее с сорбционной добавкой глины для затворения цемента используют радиоактивные концентраты солей природных гидрокарбонатных вод.

Гидрокарбонатные (карбонатные) растворы природных вод образуются в процессах химического выветривания изверженных пород или же генетически связаны с осадочными породами. К этому виду относятся воды большинства рек, озер, а также подземных вод, которые используются для водоснабжения ЯЭУ в качестве "технических вод". Поэтому при протечке в них радионуклидов из контура ЯЭУ солевой состав направляемых в трап жидких радиоактивных отходов - ЖРО (за исключением отработанных реагентных растворов: дезактивирующих, регенерирующих и т.д.) в основном определяется гидрокарбонатными анионами (с примесью сульфатов и хлоридов) и кальциевыми, натриевыми и магниевыми катионами [6]. Очистка таких растворов выпарными или мембранными методами приводит к образованию гидрокарбонатных концентратов ЖРО, отверждение которых осуществляется методами цементирования или битумирования [1]. Цементирование концентратов ЖРО экономически целесообразно при солесодержании не менее 50 г/л, а при солесодержании свыше 200 г/л более предпочтительным является битумирование [7].

Способ осуществляется следующим образом.

Радиоактивные ИОС смешивают с сорбционной добавкой глины (около 10% от массы цемента) и портландцементом, который затворяют радиоактивными концентратами солей гидрокарбонатных природных вод (солесодержанием не менее 50 г/л) при раствороцементном отношении около 0,5. При этом содержание ИОС (по сухому весу) в цементной смеси не должно превышать 10%, так как в противном случае отвержденные продукты теряют водостойкость (разрушаются после выдержки в воде в течение 90 суток).

Смесь перемешивают до получения однородной массы, а затем отверждают в течение 28 суток для набора прочности, достаточной для безопасной транспортировки (не менее 100 кг/см²). Данные портландцементные компаунды при высокой степени наполнения по радиоактивным отходам (более 10% по сумме сухого остатка солей и ИОС) обладают достаточно высокой водостойкостью (сохраняют прочность не менее 100 кг/см² даже через 90 суток выдержки в воде) и выщелачиваемостью через 90 суток менее 10^-4 г/см²·сут, что обеспечивает их безопасное захоронение в простейших грунтовых могильниках.

По сравнению с известными способами включения радиоактивных ИОС в портландцементное связующее использование в качестве затворяющего цемент раствора гидрокарбонатных концентратов ЖРО обеспечивает с сорбционной добавкой глины снижение выщелачиваемости радионуклидов до величин, достаточных для захоронения в грунтовые могильники (менее 10^-4 г/см²·сут), при сохранении высокой прочности цементных компаундов (не менее 100 кг/см²). При этом обеспечивается водостойкость цементных компаундов при суммарной степени наполнения по сухому остатку радиоактивных отходов (ИОС и солей) более 10%, что не следует явным образом из уровня техники (введение в цемент солевых концентратов снижает качество отвержденных продуктов [7]), т.е. предлагаемый способ соответствует критерию изобретательского уровня.

Примеры конкретного исполнения.

Пример 1. (Аналог). Смесь радиоактивных катионитов КУ-2 (в Na⁺-форме) и анионитов (в SО^2-₄-фopмe) в соотношении 1:1 перемешивали с портландцементом марки 400 и раствором 0,5 г/л гидрокарбонатных природных солей (трапной водой) при водоцементном отношении 0,5 до получения однородной массы и отверждали в течение 28 суток. Цементные компаунды испытывали на прочность по ГОСТ 310.4-81 и выщелачиваемость по ГОСТ 29114-91. Характеристика цементных компаундов приведена в таблице.

Пример 2. (Прототип). Отличается от примера 1 тем, что в смесь вводили сорбционную добавку глины в количестве 10% от массы цемента. Характеристика цементных компаундов приведена в таблице.

Пример 3. (Заявляемый способ). Отличается от примера 2 тем, что цемент затворяли концентратом гидрокарбонатных ЖРО солесодержанием 50 г/л при раствороцементном отношении 0,5. Характеристика цементных компаундов приведена в таблице.

Из данных, приведенных в таблице, следует, что при затворении портландцемента технической водой без добавки глины у цементных компаундов со степенью наполнения 10 мас.% по сухой ИОС выщелачиваемость ¹³⁷Cs превышает 1,0·10^-3 г/см²·сут, т.е. не удовлетворяет правилам безопасного захоронения даже в бетонных хранилищах. Введение в компаунд сорбционной добавки глины понижает выщелачиваемость на порядок (до 2,4·10^-4 г/см²·сут), но уменьшает прочность почти до предела безопасности (около 50 кгс/см²). В то же время использование для затворения портландцемента концентрата солей гидрокарбонатных природных вод позволяет включать до 11,4 маc.% сухого радиоактивного остатка (ИОС и солей) с получением высокопрочных (более 100 кгс/см²), водостойких компаундов с выщелачиваемостью ¹³⁷Cs менее 1,0·10^-4 г/см²·сут, что обеспечивает их безопасность даже в аварийных ситуациях при транспортировке и возможность захоронения в простейшие грунтовые могильники.

Предлагаемый способ может осуществляться на том же оборудовании, что и прототип, не требует дополнительного расхода материалов и позволяет сократить общий объем захораниваемых отходов (обеспечивает совместное отверждение отработанных ИОС и солевых концентратов), т.е. способ является промышленно применимым и экономически оправданным. Применение данного способа повышает экологическую безопасность транспортирования и захоронения отвержденных радиоактивных отходов, которые удовлетворяют не только отечественным, но и международным требованиям МАГАТЭ [2]. Кроме того, этот способ позволяет захоранивать отвержденные отходы в простейшие грунтовые могильники (при удельной активности не более 10^-5 Ки/кг [5].

Источники информации

1. Никифоров А.С., Куличенко В.В., Жихарев М.И. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. - М.: Энергоатомиздат, 1985, с.110-111.

2. Bonnevie-Svendsen M., Tallberg К., Aittola P., е.а. Studies on the incorporation of spent ion-exchange resins from nuclear power plants into bitum and cement. - In: Symposium on the ion-site management of power reactor wastes, Zurich, 26-30 Marh, 1979, Paris, 1979, p.155-174.

3. Byckley L.H., Speranzini R.A. Evalution of matrica for immijbiliting ion-exchange resins, AECL - 6971, jule 1980.

4. Качество компаундов, образующихся при цементировании жидких радиоактивных отходов низкого и среднего уровней активности. - Технические требования. - РД 95 10497-93. М.: Минатом РФ, 1993.

5. Баженов Ю.М., Волкова О.И., Духович Ф.С. и др. Условия безопасности при хранении радиоактивных цементов. - Изотопы в СССР, 1970, т. 17, с.17-22.

6. Кузнецов Ю.В., Щебетковский В.Н., Трусов А.Г. Основы очистки воды от радиоактивных загрязнений. - М.: Атомиздат, 1974.

7. Соболев И.А., Хомчик Л.М. Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах. - М.: Энергоатомиздат, 1983.