способ переработки радиоактивного зольного остатка

Формула изобретения

Способ переработки радиоактивного зольного остатка, включающий его остекловывание путем плавления с борсиликатным флюсом, содержащим радиоактивные отходы АЭС, с получением стекловидного продукта, отличающийся тем, что в качестве флюса используют смесь отработанного радиоактивного фильтрперлита, бората натрия Na₂B₄O₇ и соды Na₂CO₃ в массовом соотношении зольный остаток фильтрперлит борат сода, равном 19 21 56 64 9 5 16 10, а процесс плавления проводят при температуре 1150 1200^oС.

Описание изобретения к патенту

Способ относится к области переработки радиоактивных отходов, в частности зольного остатка от сжигания твердых радиоактивных горючих отходов.

При эксплуатации установок для сжигания радиоактивных твердых горючих отходов образуется радиоактивный зольный остаток 30, подлежащий надежному захоронению. На Московском НПО "Радон" для надежной фиксации 30 практикуют его доставку к цементу при цементировании жидких радиоактивных отходов (ЖРО) [1] Недостатком этого способа является то, что при рекомендуемом соотношении ЖРО цемент 30, равном 1 1 0,2 0,3, суммарное содержание радиоактивных отходов в отвержденном продукте не превышает 55 56 мас.

Ближайшим аналогом предлагаемого технического решения является способ переработки радиоактивного 30 путем остекловывания с использованием в качестве флюса борсиликатного стекла, содержащего ЖРО АЭС [2] На Московском НПО "Радон" этот способ осуществляется путем смешения радиоактивного зольного остатка и борсиликатного стекла, содержащего ЖРО АЭС в соотношении 48 53 и последующего плавления при 1300 1330^oC с получением стеклоподобного продукта.

Недостатком данного способа является высокая температура процесса, приводящая к высоким энергозатратам, повышенному уносу радиоцезия в газовую фазу. Кроме того, при рекомендованном для промышленного использования составе переплавляемой смеси общее содержание радиоактивных оксидов ЖРО и ТРО в конечном продукте не превышает 70 75 мас.

Задача, решаемая изобретением, заключается в разработке способа остекловывания радиоактивного 30 совместно с другими радиоактивными отходами, позволяющего снизить температуру процесса, а значит, уменьшить энергозатраты и упростить оборудование, при повышении содержания радиоактивных оксидов в конечном продукте.

Сущность изобретения заключается в том, что в способе включающем остекловывание радиоактивного зольного остатка путем его плавления с борсиликатным флюсом, содержащим радиоактивные отходы АЭС, с получением стеклоподобного продукта, в качестве флюса используют смесь отработанного радиоактивного фильтрперлита АЭС, бората натрия Na₂B₄O₇ и соды Na₂CO₃ в соотношении радиоактивный зольный остаток фильтрперлит борат натрия сода, равном 19 21 56 64 9 5 16 10, а процесс плавления проводят при 1150 1200^oC.

Новым, по сравнению с ближайшим аналогом, является использование в качестве флюса вместо борсиликатного стекла, содержащего ЖРО АЭС, отработанного радиоактивного фильтрперлита АЭС с добавками бората натрия и соды. По сравнению с известными способами остекловывания радиоактивных отходов совместное плавление зольного остатка 30, фильтрперлита, Na₂B₄O₇ и Na₂CO₃ в соотношении 19 21 56 64 9 5 16 10 обеспечивает снижение температуры процесса до значений не более 1200^oC при повышении содержания радиоактивных оксидных отходов в конечном продукте до 80 90 мас. что не следует явным образом из уровня техники, так как и фильтрперлит, и зольный остаток имеют температуру плавления свыше 1400^oC.

Способ осуществляют следующим образом. Радиоактивный зольный остаток от сжигания горючих ТРО смешивают с отработанным радиоактивным фильтрперлитом, представляющим собой вспученное вулканическое стекло, Na₂B₄O₇ и Na₂CO₃ в массовом соотношении 19 21 56 64 9 5 16 10. Затем смесь плавят при 1150 1200^oC и получают стекловидный продукт, общее содержание радиоактивных оксидов в котором составляет 80 90 мас. При этом происходит сокращение объема радиоактивных отходов в 18 20 раз.

Пример 1. К 190 г зольного остатка от сжигания горючих радиоактивных отходов (Na₂O 6,6 8,4% K₂O 8,4 8,6% CaO 10,0 - 18,0% MgO 3,9 9,4% MnO 0,2 0,4% CuO 0,2 0,4% Al₂O₃ 4,5 5,6% FeO_x 4,5 9,7% B₂O₃ до 0,4% SiO₂ 29,5 31,8% P₂O₅ 15,3 17,3% SO₃ 0,4 2,0% Cl 0,7 2,0%) добавляют 560 г отработанного радиоактивного фильтрперлита "ядерного" класса (SiO₂ до 75% Al₂O₃ до 17% Fe₂O₃ до 1,5% CaO до 1,0% MgO до 0,5% Na₂O + K₂O до 9,0% SO₃ до 0,2%), содержащего до 10 мас. продуктов коррозии, а затем вводят в смесь 90 г Na₂B₄O₇ и 160 г Na₂CO₃. Плавление смеси проводят при 1150^oC и получают стеклообразный продукт.

Примеры 2-5 отличаются от примера 1 соотношением компонентов в расплаве и температурой плавления. Характеристики конечных продуктов приведены в таблице.

Из данных, приведенных в таблице, видно, что за пределами соотношения 30 перлит борат сода, равного 19 21 56 64 9 5 16 10, либо содержание радиоактивных оксидов в конечном продукте уменьшается до 75 мас. (пример 4), либо температура для создания необходимой плавкости состава превышает 1200^oC (пример 5), что значительно увеличивает потери цезия-137 в газовую фазу. По сравнению с ближайшим аналогом предлагаемый способ позволяет снизить температуру процесса с 1300 1330^oC до 1150 - 1200^oC, что упрощает оборудование и снижает энергозатраты, а также повысить содержание радиоактивных оксидов в конечном продукте с 70 75 до 80 90 мас. Следует отметить, что остекловывание ЖРО АЭС с РБМК, проводимое при тех же температурах (1150 1200^oC), позволяет получать в конечном продукте, используемом в ближайшем аналоге в качестве флюса, не более 30 40 мас. радиоактивных оксидов.

Данный способ может осуществляться на том же оборудовании, что и ближайший аналог, а также на более простых металлургических установках, приспособленных под требования радиационной безопасности, флюсовые добавки (борат натрия и сода) выпускаются в промышленных масштабах, так что способ является промышленно применимым. Его осуществление приведет к сокращению объема захораниваемых отходов в 18 20 раз, что имеет важное экологическое значение.

Список использованной литературы.

1. Соболев И.А. Хомчек Л.М. Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах. М. Энергоатомиздат, 1983, с.42.

2. Лифанов Ф. А. Разработка технологии остекловывания зольных остатков установок сжигания твердых радиоактивных отходов. Автореф. дис. на соиск. учен. степени канд. техн. наук (05.17.02.), г.Санкт-Петербург, Технический университет, 1994.