способ переработки жидких радиоактивных отходов

Формула изобретения

Способ переработки жидких радиоактивных отходов, включающий их смешение с портландцементом и глинистым сорбентом, отличающийся тем, что при переработке радиоактивных концентратов, содержащих 35-200 г/л морских солей, в качестве глинистого сорбента используют приморскую кембрийскую глину при массовом соотношении концентрата, цемента и глины 1: (1,43-1,67): (0,14-0,17).

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области переработки методом цементирования жидких радиоактивных отходов (ЖРО), в частности концентратов морских солей.

При сборе и транспортировке ЖРО транспортных ядерных энергетических установок (ЯЭУ) они в значительной степени загрязняются забортной морской водой [1] . При очистке таких ЖРО образуются солевые концентраты, до 90% солевого состава которых определяет хлорид натрия. Согласно СПОРО-85 [2] при удельной активности до 10^-4 Ки/л и солесодержании до 200 г/л такие концентраты подлежат отверждению методом цементирования.

Известно, что для отверждения концентратов ЖРО отечественных атомных электростанций (АЭС), до 75% солевого состава которых определяет нитрат натрия, применяют портландцемент (19-23% SiO₂, 3-7% Аl₂О₃+ТiO₂, 60-67% CaO, до 3% МgО, до 1% SО₃, до 0,8% K₂O+Na₂O, до 1% Fе₂О₃) при раствороцементном отношении 0,6-0,7 [3]. При содержании в ЖРО не более 150 г/л нитрата натрия это обеспечивает отвержденным продуктам достаточную прочность (более 5 МПа) [4]. Однако выщелачиваемость радионуклидов из портландцементных блоков составляет 10^-2-10^-3 г/см²сут, тогда как по требованиям РД 95 10497-93 радиоактивные цементные компаунды считаются водостойкими, если они не только сохраняют достаточно высокую прочность (более 5 МПа) после выдержки в воде в течение 90 сут, но и имеют при этом выщелачиваемость радиоцезия не более 110^-3 г/см²сут [5].

Известен способ переработки солевых концентратов ЖРО отечественных АЭС методом цементирования с применением в качестве сорбционных добавок глин бентонитового класса (бентонитов) [6], состоящих в основном из монтмориллонита (51,40-51,90% SiO₂, 15,95-17,10% Аl₂О₃, 1,53-2,34% CaO, 1,18-4,41% МgО, 0,46-1,56% K₂O+Na₂O, 5,58-7,92% Fе₂О₃). Введение бентонитовой глины в количестве около 10% от массы портландцемента снижает выщелачиваемость радионуклидов в 10 раз до 10^-3-10^-4 г/см²сут. Добавка глины снижает прочность цементных компаундов, однако при отверждении концентратов АЭС с солесодержанием ~200 г/л с раствороцементным отношением 0,6 прочность цементных компаундов еще составляет 10-13 МПа. В то же время, по правилам МАГАТЭ, прочность 10 МПа считается достаточной для сохранения целостности блоков при транспортировке даже в аварийной ситуации [7]. Данный способ по своей технической сущности и достигаемому эффекту наиболее близок к заявляемому и выбран в качестве прототипа.

Основным недостатком данного способа является непригодность его для отверждения концентратов морских солей, т.к. в отверждаемых ЖРО АЭС максимальное содержание хлорида натрия, отмечаемое на Ленинградской АЭС, составляет менее 30 г/л (14,5% от массы сухого остатка [6]). При использовании портландцемента для сохранения высокого качества отвержденных продуктов лимитируется не только содержание нитрата натрия - не более 150 г/л, но и хлорида натрия - не более 30 г/л [4]. В то же время, в океанской воде даже без концентрирования содержание морских солей равно 35 г/л. Кроме того, для безопасного захоронения радиоактивных цементных блоков в простейшие грунтовые (траншейные) могильники требуется, чтобы выщелачиваемость радионуклидов не превышала 110^-4 г/см²сут [8], что не достигается при добавке к портландцементу даже 15% бентонитовой глины и требует дополнительного введения сравнительно дорогого метасиликата натрия в количестве от 1/4 до 1/3 от массы цемента.

Задача, решаемая данным изобретением, заключается в уменьшении выщелачиваемости радионуклидов из продуктов отверждения концентратов, содержащих 35-200 г/л морских солей, без снижения качества цементных блоков.

Сущность изобретения заключается в том, что в способе переработки ЖРО, включающем их смешение с портландцементом и глинистым сорбентом, при переработке радиоактивных концентратов, содержащих 35-200 г/л морских солей, в качестве глинистого сорбента используют приморскую кембрийскую глину при массовом соотношении концентрата, цемента и глины 1:(1,43-1,67):(0,14-0,17).

Приморская кембрийская глина, содержащая 57-59% SiО₂, 18-21% Al₂O₃+TiO₂, 0,7-2,8% CaO, 1,8-2,9% МgО, 2,8-6,2% K₂О+Na₂О, 5,7-8% Fе₂О₃, имеет практически неограниченные запасы в Северо-Западном регионе (Ленинградская обл.), тогда как континентальные бентонитовые глины в этом районе практически отсутствуют (ближайшие месторождения на Украине, Закавказье, Средней Азии, Татарстане). Таким образом, использование для цементирования концентратов морских солей местных приморских глин значительно снижает транспортные затраты.

Способ осуществляется следующим образом.

Одну массовую часть (маc. ч.) жидкого радиоактивного концентрата, содержащего 35-200 г/л морских солей, смешивают с 1,43-1,67 маc. ч. портландцемента и 0,14-0,17 маc. ч. приморской кембрийской глины до получения однородной массы. Через 28 суток хранения отвержденные продукты набирают прочность (более 10 МПа) и водостойкость (прочность сохраняется при выдержке в воде), необходимые для их безопасного транспортирования. Выщелачиваемость радионуклидов менее 110^-4 г/см²сут.

По сравнению с известными способами цементирования ЖРО с глинистыми сорбентами применение приморской кембрийской глины позволяет включать в портландцемент концентраты, содержащие 35-200 г/л морских солей, с получением прочных водостойких отвержденных продуктов с пониженной выщелачиваемостью, что не следует явным образом из уровня техники (для получения качественных продуктов не рекомендуется включать в портландцемент концентраты, содержащие более 30 г/л хлорида натрия), т.е. способ соответствует критерию изобретательского уровня.

Примеры конкретного исполнения.

Пример 1. (Прототип) 100 г концентрата, содержащего 35 г/л морских солей (58% Cl, 32,5% Na, 4,3% Мg, 2,7% S, 1,2% Са, 0,6% С, 0,2% Вr и 0,04% микрокомпоненты) смешивали с 143 г портландцемента марки 400 (ГОСТ 10178-76) и 14 г континентальной бентонитовой глины (ГОСТ 7032-75) до получения однородной массы. Через 28 суток хранения во влажной атмосфере образцы цементного компаунда (2х2х2 см) испытывали на прочность (по ГОСТ 310.4-81), которую вторично определяли через 90 суток выдержки в воде, и выщелачиваемость радионуклидов (по ГОСТ 29114-91). Результаты приведены в таблице.

Пример 2. Отличается от примера 1 тем, что вместо континентальной бентонитовой глины использовали приморскую кембрийскую глину Ленинградской обл. (ТУ 751003-03987647-98) (см. табл.).

Примеры 3-4. Отличается от примера 2 солесодержанием концентрата и соотношением компонентов отверждаемой цементной смеси (см. табл.). Из данных, приведенных в таблице, видно, что с соотношением концентрат:цемент:кембрийская глина 1:(1,43-1,67):(0,14-0,17) при содержании в концентрате 35-200 г/л морских солей достигается прочность отвержденных продуктов свыше 10 МПа и выщелачиваемость менее 110^-4 г/см²сут. При соотношении менее 1:1,43:0,14 не достигается схватывание всей жидкой фазы концентратов морских солей (сверху выделяется слой свободной воды), что недопустимо при отверждении ЖРО, а при соотношении более 1:1,67:0,17 резко снижается текучесть цементного теста (растекаемость менее 100 мм), что усложняет процесс цементирования (требуется вибрационное оборудование) и затрудняет разлив компаунда в емкости для хранения.

Использование приморской кембрийской глины вместо континентальной бентонитовой глины при отверждении концентратов морских солей тем же самым портландцементом позволяет на 30% повысить прочность отвержденных продуктов (причем при выдержке в воде их прочность практически не меняется) и в 4 раза снизить выщелачиваемость радиоцезия. Даже выщелачиваемость основной массы солей (хлорида натрия) из цементных блоков составляет менее 110^-3 г/см²сут, что обеспечивает понижение коррозионного воздействия при хранении отвержденных продуктов.

Данный способ может осуществляться на том же оборудовании из нержавеющей стали, что и при цементировании ЖРО с добавкой бентонитовой глины, а кембрийская глина добывается в Северо-Западном регионе в промышленных масштабах для производства строительной керамики (ТУ 751003-03987647-98), т.е. способ является промышленно применимым. Получаемые радиоактивные цементные блоки отвечают всем требованиям, действующим в Российской Федерации и предъявляемым МАГАТЭ по безопасному танспортированию и хранению даже в аварийных ситуациях (падение, временное затопление) и могут захораниваться не только в типовых бетонных хранилищах, но и в простейших грунтовых могильниках, что значительно снижает затраты на их хранение.

Источники информации

1. Мартынов Б.В. и др. Оптимизация технологии и опытно-промышленной переработки жидких радиоактивных отходов Тихоокеанского флота. - Атомная энергия, 1999, т.86, вып.1, с.27-32.

2. Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами СПОРО-85. М.: Миздрав, 1986.

3. Соболев И.А. и др. Практика производственного цементирования жидких радиоактивных отходов на экспериментальной установке. - В кн.: Сборник докладов научно-технической конференции специалистов стран СЭВ "Исследования в области переработки и захоронения радиоактивных отходов". Дрезден, ГДР, 1967. - М., СЭВ, 1068, с.306-315.

4. 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 IV научно-технической конференции СЭВ. - М., Атомиздат, 1978, вып.2, с.5-21.

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

6. Быховская Т.А. и др. Влияние добавки глины на свойства цементных компаундов, используемых для локализации РОА. -Атомная энергия, 1995, т.79, вып.1, с.23-26 (Прототип).

7. Bonnevie-Svendsen M., 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.

8. Баженов Ю. М. и др. Условия безопасности при хранении радиоактивных цементов. - Изотопы в СССР, 1970, т.17, с.17-22.