способ отверждения радиоактивных концентратов отработавших моющих растворов аэс

Формула изобретения

Способ отверждения радиоактивных отработавших моющих растворов атомных электростанций, включающий их смешение со смесью цемента с вермикулитом с последующим отверждением, отличающийся тем, что концентраты смешивают с портландцементом, каустическим магнезитом и вермикулитом в соотношении 1 : 0,7 - 0,9 : 0,2 - 0,25 : 0,2 - 0,25.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), в частности отработавших моющих растворов, таких как воды спецпрачечной АЭС.

Простейшим способом отверждения ЖРО является смешение их с цементом в соотношении 1 : 1,3 - 2,0 для получения монолитных блоков с прочностью на сжатие не менее 5 МПа [1]. Недостатком данного способа является высокая выщелачиваемость радионуклидов из цементных блоков (по цезию-137 до 10^-2 - 10^-3 см/сут.).

Наиболее близким аналогом заявляемого технического решения является способ отверждения концентратов ЖРО удельной активностью до 5 10^-3 Ки/л, применяемый в атомном центре в Гренобле (Франция), путем смешения с портландцементом и вермикулитом в соотношении 1 : 1,2 : 0,2, что обеспечивает снижение выщелачивания цезия до 10^-4 см/сут. [2]. Цемент смешивают с вермикулитом в шнековом транспортере и подают в железобетонный контейнер емкостью 400 л вместе с необходимой порцией концентрата (кубового остатка от упаривания солесодержанием до 400 г/л). После интенсивного перемешивания состава переносной электромешалкой рамного типа контейнер закрывают бетонной крышкой и отправляют на хранение. Этот способ по технической сущности и достигаемому эффекту наиболее близок к описываемому изобретению.

Недостатком данного способа является то, что при цементировании ЖРО, содержащих моющие, так называемые поверхностно-активные вещества (ПАВ) (гексаметафосфат, сульфанол и др.), происходит растрескивание отвержденных блоков и увеличение выщелачивания из них радионуклидов, в частности радиоцезия, что вынуждает значительно повышать расход цемента (до соотношения концентрат: цемент, равного 1 : (2,0 - 2,5)) и соответственно снижать степень наполнения цементных блоков по радиоактивным концентратам. Все это приводит к увеличению объема захораниваемых отходов.

Задача, решаемая данным изобретением, заключается в разработке способа отверждения радиоактивных концентратов моющих дезактивирующих растворов АЭС, позволяющего повысить степень включения их в цемент при сохранении низкой выщелачиваемости радионуклидов из отвержденных продуктов.

Сущность изобретения заключается в том, что в способе, включающем смешение концентратов с цементом и вермикулитом с последующим отверждением, концентраты моющих дезактивирующих растворов смешивают с портландцементом, каустическим магнезитом и вермикулитом в соотношении 1 : 0,7 - 0,9 : 0,2 - 0,25 : 0,2 - 0,25.

Новизной предлагаемого способа по сравнению с наиболее близким аналогом является сокращение расхода цемента на отверждение при введении добавки каустического магнезита. По сравнению с известными способами цементирования концентратов моющих радиоактивных растворов обработка их цементом, каустическим магнезитом и вермикулитом в соотношении 1 : 0,7 - 0,9 : 0,2 - 0,25 : 0,2 - 0,25 обеспечивает увеличение объема отходов при отверждении не более, чем на 45 - 60%, при сохранении низкой выщелачиваемости из них радионуклидов, что не следует явным образом из уровня техники.

Способ осуществляется следующим образом. Концентраты, представляющие собой кубовые остатки от упаривания радиоактивных отработавших моющих растворов АЭС с удельной активностью до 1 10^-4 Ки/л, тщательно перемешивают с портландцементом, каустическим магнезитом (строительной окисью магния) и измельченным вермикулитом в соотношении 1 : 0,7 - 0,9 : 0,2 - 0,25 : 0,2 - 0,25. Затем для набора прочности отвержденные продукты выдерживают в течение 28 сут. Достигаемая при этом прочность на сжатие 5 МПа обеспечивает безопасную транспортировку радиоактивных цементных блоков [3]. Выщелачивание радионуклидов из отвержденных блоков не превышает 1 10^-4 см/сут., что при удельной бета-активности не более 1 10^-5 Ки/кг позволяет захоранивать их в простейшие земляные могильники [4]. Объем отходов при отверждении увеличивается не более, чем в 1,45 - 1,6 раз.

Пример 1. В 1000 г концентрата от упаривания отработавшего моющего раствора, содержащего 1,65% сульфанола, 3,85% гексаметафосфата и 9,0% оксалата натрия, вводят 700 г портландцемента марки 500, 200 г каустического магнезита и 200 г порошка вермикулита и тщательно перемешивают. Затем для набора достаточной прочности отвержденные продукты выдерживают в течение 28 сут в воздушно-влажной атмосфере.

Примеры 2 - 5 отличаются от примера 1 соотношением компонентов.

Из данных, приведенных в таблице, видно, что при соотношении концентрат, цемент, каустический магнезит, вермикулит менее 1 : 0,7 : 0,2 : 0,2 прочность блоков менее 5 МПа, а выщелачиваемость более 1 10^-4 см/сут. При соотношении более 1 : 0,9 : 0,25 : 0,25 выщелачивание снижается незначительно, а степень наполнения менее 40% и коэффициент увеличения объема при отверждении Kv более 1,6. По наиболее близкому аналогу блоки без растрескивания удается получить лишь при наполнении по данному концентрату менее 30% и Kv более 2, причем выщелачиваемость все равно будет более 1 10^-4 см/сут. Таким образом, предлагаемый способ позволяет получать достаточно прочные блоки с выщелачиваемостью менее 1 10^-4 см/сут. при степени наполнения 41,7 - 47,6% (Kv = 1,45 - 1,6), что в 1,4 - 1,6 раз превосходит аналог.

Предлагаемый способ может осуществляться на промышленном оборудовании для цементирования, а используемые реагенты являются промышленными строительными материалами, так что его практическое применение не встретит затруднений и приведет к повышению экологической безопасности захораниваемых отходов.

Список использованной литературы

1. Соболев И.А., Хомчик Л.М. Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах. М., Энергоатомиздат, 1983, с. 40.

2. Pomazola I. a.u. Evolution de la gestion des dechets radioactifis an centre de Fontenayaux - Roses. - In: Manasement of Lorv - and Intermediate - Level Radioaktive wastes. Vienna: IAEA, 1970, p. 537 - 562.

3. Малашек Э., Войтех О. Развитие методов отверждения радиоактивных концентратов. В кн.: Исследования в области обезвреживания жидких, твердых и газообразных радиоактивных отходов и дезактивации загрязненных поверхностей. Материалы IY н.-т. конференции СЭВ, М., Атомиздат, 1978, с. 5 - 21.

4. Баженов Ю. М. и др. Условия безопасности при хранении радиоактивных цементов. - Изотопы в СССР, 1976, N 17, с. 17 - 22.