Способ переработки радиоактивных ионообменных смол

 

Способ относится к обработке радиоактивных ионообменных смол /ИОС/ отверждением. Способ включает смешение обезвоженных ИОС с измельченными радиоактивными поливинилхлоридными материалами. Смесь нагревают до 140-150^oC, помещают в чехлы из поливинилхлоридного материала и прессуют до образования проплавленного монолита. После нагрева проводят постепенное охлаждение. Преимущественно ИОС смешивают с поливинилхлоридными отходами при массовом соотношении (60-70): (40-30). Прессование преимущественно проводят при давлении 3-4 МПа в течение 15-25 мин. Охлаждение монолита проводят при том же давлении в течение 3,0-3,5 ч до температуры 20-30^oC. Технический результат заключается в увеличении степени наполнения отвержденных продуктов по ИОС и снижении степени выщелачиваемости из них радионуклидов. 4 з.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретение относится к технологии переработки радиоактивных отходов, в частности отходов ионообменных смол (ИОС).

Известен способ переработки радиоактивных ИОС, включающий их смешение с водой и минеральным связующим (цементом) и последующее отверждение смеси с получением прочных (более 5 МПа) блоков [1]. Недостатком данного способа является невозможность получения прочных отвержденных продуктов со степенью наполнения более 10 мас.% (по сухой ИОС) и высокая выщелачиваемость радионуклидов (10^-2- 10^-3 см/сут.) Ближайшим аналогом заявляемого технического решения является способ переработки радиоактивных ИОС путем смешения с органическим связующим (битумом) при 140 - 150^oC с получением пластичных битумных компаундов [2]. Этот способ по технической сущности и достигаемому эффекту наиболее близок к описываемому изобретению.

Недостатком данного способа является сравнительно высокая выщелачиваемость радионуклидов (10^-4 - 10^-5 см/сут.) и невозможность включения в битум более 40 - 50 мас.% ИОС (по сухой ИОС). При включении более 50 мас.% ИОС происходит вспучивание полученной массы. Попытки совместного битумирования ИОС с другими радиоактивными отходами (кубовыми остатками, фильтрперлитом и др. ) приводят лишь к сокращению доли ИОС в битумном блоке при суммарной степени наполнения по отходам не более 50 мас.%.

Задача, решаемая данным изобретением, заключается в увеличении степени наполнения отвержденных продуктов по ИОС и снижении выщелачиваемости из них радионуклидов.

Сущность изобретения заключаются в том, что при способе переработки радиоактивных ИОС, включающем их смешение с органическим связующим, нагрев и последующее постепенное охлаждение, в качестве связующего используют измельченные радиоактивные отходы поливинилхлоридных материалов (ПВХ), которые смешивают с предварительно обезвоженной ИОС или смесью различных ИОС, полученную смесь отходов нагревают до температуры 140 - 150^oC, помещают в чехлы из поливинилхлоридного материала, не загрязненного радионуклидами, и прессуют до образования проплавленного монолита. Смесь ПВХ и ИОС может быть нагрета до 140 - 150^oC также в процессе перемешивания отходов ПВХ и ИОС. ИОС смешивают с ПВХ при массовом соотношении (60 - 70) : (40 - 30). Смесь ИОС и ПВХ, загруженную в чехлы из ПВХ, подвергают при температуре 140 - 150^oC прессованию с давлением 3 - 4 МПа в течение 15 - 25 мин до образования проплавленного монолита, затем осуществляется принудительное охлаждение полученного монолита под тем же давлением до температуры 20 - 30^oC в течение 3,0 - 3,5 ч.

В качестве связующего выбраны отходы поливинилхлоридных материалов, так как эти материалы обычно широко используются для покрытия полов помещений предприятий ядерно-энергетического комплекса (пластикат марки 57-40) и изготовления пленочных средств индивидуальной защиты (пластикат рец. 80).

По сравнению с известными способами переработки ИОС использование в качестве связующего ПВХ и прессование при 140 - 150^oC в поливинилхлоридных чехлах с давлением 3 - 4 МПа обеспечивает в отвержденных продуктах степень наполнения по сухой ИОС до 60 - 70 мас.% и выщелачиваемость радионуклидов на уровне 1·10^-7см/сут. , что не следует явным образом из уровня техники (температура плавления ПВХ ≈ 190 - 230^oC).

Способ осуществляется следующим образом.

Радиоактивные ИОС предварительно обезвоживают и смешивают с радиоактивными поливинилхлоридными отходами (пластикат марки 57-40, средства индивидуальной защиты и т.п.), измельченными до размеров гранул ИОС 0,3 - 0,5 мм. После равномерного прогрева смеси до 140 - 150^oC ее загружают в чехлы из "чистого" не загрязненного радионуклидами пластиката марки 57-40 толщиной 2-3 мм и подвергают при 140 - 150^oC прессованию при давлении 3-4 МПа в течение 15 - 25 мин, что обеспечивает сплавление смеси в монолитный блок. Затем блок принудительно охлаждают в течение 3,0 - 3,5 ч до 20 - 30^oC под давлением, чтобы избежать растрескивания или вспучивания. Скорость выщелачивания радионуклидов из отвержденных продуктов составляет около 1·10^-7 см/сут. Использование не загрязненного радионуклидами чехла из ПВХ, в который засыпаются радиоактивные отходы ИОС и ПВХ, позволяет после прессования изолировать загрязненную радионуклидами смесь отходов от окружающей среды и тем самым достигнуть очень низких значений скорости выщелачивания. Кроме того, использование в качестве чехла того же материала ПВХ, который находится в смеси отходов, позволяет достичь монолитности не только внутри блока, но и на границе чехол - отходы. Также наличие чехла позволяет увеличить содержание ИОС в смеси отходов до 60 - 70 мас.% против 40 - 50 мас.% при способе-прототипе, так как чехол защищает смесь от контакта с водой, который приводит к вспучиванию и растрескиванию битумных блоков при содержании ИОС более 40 - 50 мас.%.

Пример 1. Смешанные ИОС (50% КУ-2-8 чс и 50% АВ-17-8 чс) обезвоживают (до влажности менее 1%) и перемешивают с отходами поливинилхлоридного пластиката марки 57 - 40, измельченными до 0,3 - 0,5 мм при соотношении 60 : 40, и нагревают до 140^oC. Нагретую смесь загружают в пластикатовый стакан из пластиката марки 57 - 40 толщиной 3 мм, накрывают пластикатовым кругом такой же толщины и подвергают при 140^oC прессованию с давлением 4 МПа в течение 25 мин. Затем при том же давлении производят принудительное охлаждение под тем же давлением до 20^oC в течение 3 ч. В результате получают блоки из сплавленного поливинилхлоридного пластиката, являющегося каркасом, в ячейках которого находятся гранулы ИОС. Блоки, кроме того, находятся в сплошном чехле из "чистого" пластиката марки 57 - 40 толщиной 3 мм. Выщелачиваемость радионуклидов составляет ≈ 1·10^-7 см/сут.

Примеры 2 - 7. Отличаются от примера 1 соотношением компонентов и параметрами процесса (см. таблицу).

Пример 8. Отличается от примера 1 тем, что прессование смеси проводят без использования пластикатовых чехлов. Результаты испытаний приведены в таблице.

Из приведенных данных следует, что проведение переработки ИОС при температуре 140 - 150^oC и давлении 3 - 4 МПа (примеры 1, 2, 3, 5) обеспечивает сплавление измельченных отходов ПВХ в монолитный каркас, в ячейках которого находятся гранулы ИОС. При температуре ниже 140^oC (пример 6) проплавления блока не происходит, а выше 150^oC (пример 7) идет обильное газовыделение HCl и частичное обугливание (термодеструкция) наружной оболочки, что повышает выщелачиваемость радионуклидов. Если снижение доли ИОС ниже 60 мас.% (пример 5) позволяет сохранять высокое качество блоков, но уже не дает преимущества перед битумированием по степени наполнения, то при доле ИОС более 70 мас.% (пример 4) монолит не образуется из-за недостатка связующего, которым является ПВХ. Переработка ИОС без использования чехлов из ПВХ (пример 8) приводит не только к резкому повышению выщелачиваемости, но и к вспучиванию и даже растрескиванию блоков при хранении.

Таким образом, прессование смеси отходов ПВХ и ИОС, содержащей до 60 - 70 мас. % ИОС, в пластикатовых чехлах при 140 - 150^oC с давлением 3 - 4 МПа является необходимым и достаточным для достижения поставленной задачи. Положительный эффект от использования предлагаемого способа по сравнению с битумированием заключается в снижении выщелачиваемости радионуклидов на 2 - 3 порядка и повышении степени наполнения отвержденных продуктов по ИОС до 60 - 70 мас. %. Суммарное же наполнение по радиоактивным отходам (ИОС и отходы ПВХ) превышает 90 мас.% Данный способ может осуществляться с использованием промышленных прессов, а чехлы могут изготавливаться из промышленных марок пластикатов (например, марки 57-40), т.е. является промышленно применимым.

Список использованной литературы 1. Никифоров А.С. и др. Обезвреживание ЖРО. - М.: Энергоатомиздат, 1985, с. 132.

2. Бонневи-Свендсен и др. Исследования по включению отработанных ИОС ядерного энергетического завода в битум и цемент, доклад SM-207/78 на Международном симпозиуме по обращению с радиоактивными отходами ядерного цикла. Вена, 22-26 марта 1976 г.

Формула изобретения

1. Способ переработки радиоактивных ионообменных смол, включающий их смешение с органическим связующим, нагрев и последующее постепенное охлаждение, отличающийся тем, что в качестве связующего используют измельченные радиоактивные отходы поливинилхлоридных материалов, которые смешивают с предварительно обезвоженной ионообменной смолой или их смесью, полученную смесь нагревают до 140 - 150^oС, помещают в чехлы из поливинилхлоридного материала и прессуют до образования проплавленного монолита.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что полученную смесь нагревают до температуры 140 - 150^oС в процессе перемешивания.

3. Способ по п.1 или 2, отличающийся тем, что ионообменные смолы смешивают с измельченными поливинилхлоридными отходами в соотношении 60 - 70 : 40 - 30 (мас.%).

4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что прессование осуществляют при температуре 140 - 150^oС и давлении 3 - 4 МПа в течение 15 - 25 мин.

5. Способ по п.1, отличающийся тем, что осуществляется принудительное охлаждение под тем же давлением в течение 3,0 - 3,5 ч до температуры 20 - 30^oС.

РИСУНКИ

Рисунок 1