Способ иммобилизации жидких радиоактивных отходов



Владельцы патента RU 2518501:

Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" (RU)

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а именно к области переработки жидких радиоактивных или химических отходов и их изоляции от окружающей среды, и может быть использовано на стадии вывода АЭС из эксплуатации. В заявленном способе отверждение ЖРО осуществляется путем их смешения с полимерным материалом и последующего высушивания. При этом предусмотрено многократное добавление радиоактивных растворов к отвержденному материалу. Техническим результатом является иммобилизация самых разнообразных по составу растворов без какой либо подготовки и при этом происходит значительное сокращение объема отходов, направляемых на хранение, а также сокращение числа технологических стадий по сравнению с традиционными технологиями и возможность срочной локализации отходов в случае возникновения аварийных ситуаций на объектах атомной и химической промышленности.1 з.п. ф-лы.

 

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а именно к области переработки жидких радиоактивных отходов, их изоляции, а также может быть использовано в технологии переработки нерадиоактивных промышленных отходов.

Наиболее эффективно заявляемое изобретение может быть использовано в процессе переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) атомных электростанций (АЭС) и токсичных промышленных отходов с целью максимального сокращения объемов отходов и их концентрирования в твердой фазе, что обеспечивает надежную локализацию радиоактивных и вредных химических веществ от окружающей среды. Предлагаемый способ иммобилизации жидких радиоактивных отходов может оказаться полезным и на стадии вывода АЭС из эксплуатации, и в случае возникновения аварийных ситуаций на объектах атомной и химической промышленности.

В настоящее время известно много способов переработки жидких радиоактивных отходов и нерадиоактивных промышленных отходов.

Способы переработки отходов (включая их предварительную очистку) базируются на использовании самых разнообразных физико-химических процессов.

Выбор того или иного процесса переработки отходов (или их комбинаций) обусловлен необходимостью добиться максимального снижения объема отходов и одновременно обеспечить их надежную изоляцию от окружающей среды.

Для решения задачи переработки отходов ЖРО на АЭС используется комбинация традиционных систем и методов упаривания, осаждения и ионного обмена. (Копылов А.С., Верховский Е.И. Спецводоочистка на атомных электростанциях. - М.: Высшая школа, 1988. - 208 с.)

Глубокое упаривание применяется для дополнительного концентрирования кубовых остатков. Наряду с целым рядом достоинств следует отметить, что использование процесса упаривания накопленных ЖРО позволит сократить их объем не более чем в 2-3 раза.

Осадительные методы являются достаточно традиционными для организации процессов переработки радиоактивных отходов различного происхождения. Вместе с тем применительно к российским АЭС эти методы практически не применимы из-за присутствия в растворах ряда лигандов, в первую очередь - оксалат и ЭДТА-ионов, а также ПАВ.

Процесс ионообменной очистки радиоактивных концентратов АЭС в основном применяется для глубокой очистки от радионуклидов 134,137Cs. (В литературе этот процесс носит наименование «цезий селективной сорбции».)

Помимо решения задачи сокращения объемов любой категории отходов, конечной целью технологии переработки является обеспечение минимального выхода радиоактивных и токсичных веществ в окружающую среду.

При выборе материалов, пригодных для безопасного удаления радиоактивных нуклидов из биосферы, основное внимание уделяется их химической устойчивости.

Многочисленные исследования различных матриц (цементов, битумов, керамик, полимеров, стеклоподобных материалов и др.) показали, что цемент - наиболее универсальный материал для отверждения радиоактивных растворов категорий НАО и САО. (Соболев И.А. и др. Практика производственного цементирования жидких радиоактивных отходов на экспериментальной установке. - Сб. докладов научно-технической конференции специалистов стран СЭВ. Исследования в области обработки и захоронения радиоактивных отходов, ГДР, 1967, М., 1968, с.306-315. Stabilization of High Salt Waste Using a Cementations Process Salt Containing Mixed Waste Treatment. OST/TMS ID 1683 Mixed Waste Focus Area Demonstrated at Oak Ridge National Laboratory (ORNL) Oak Ridge, Tennessee.)

Известен способ переработки радиоактивных илов и донных отложений. (Патент Российской Федерации №2249867. Опубликовано: 10.04.2005.) Способ включает получение радиоактивного осадка и фильтрата. Затем осуществляется нагрев обезвоженного радиоактивного осадка и измельчение. Далее измельченные куски цементируют высокопроникающим цементным раствором при весовом соотношении жидкая фаза - цемент 0,6-1,4. Преимуществом изобретения является снижение объема отходов, повышение радиационной безопасности и снижение энергоемкости процесса.

Согласно способу цементирования радиоактивных отходов (Патент Российской Федерации №2315380. Опубликовано 20.01.2008) после затвердевания радиоактивного цементного компаунда свободный объем контейнера заполняют нерадиоактивным защитным покрытием на основе минерального связующего.

Основным недостатком операции цементирования жидких радиоактивных отходов является необходимость проводить операцию нейтрализации кислых растворов, которые не могут быть включены в цемент.

Введение специальных добавок, как и совмещение процесса цементирования и адсорбции, неизбежно приводит к значительному росту объема отвержденных продуктов, которые направляются на захоронение.

Известен способ иммобилизации ЖРО с использованием разнообразных полимерных материалов с образованием химически устойчивых продуктов. (Technical report series No 289. MANAGEMENT OF LOW AND INTERMEDIATE LEVEL RADIOACTIVE WASTES WITH POLYMERS. International Atomic Energy Agency, Vienna (1988).)

В литературе известен способ отверждения ЖРО в матрицу кремнийорганического эластомера (ЭКОР). (С.Т.Беляев, И.К.Швецов, Б.С.Калиниченко и другие. Новый материал для обращения с радиоактивными отходами. Тезисы докладов. Пятая Российская конференция по радиохимии РАДИОХИМИЯ - 2006.)

Недостатком данного способа является несовместимость материала с растворами кислот. Нейтрализация кислых ЖРО не только приводит к увеличению объема отходов, но и вызывает появление осадков и взвесей, для удаления которых требуется дополнительное оборудование (фильтры) и проведение дополнительных операций по обращению с осадками.

Известен способ утилизации радиоактивных отходов путем их отверждения и получения материала, пригодного для захоронения (Патент США 4056362, опубл. 01.11.1977). Жидкие радиоактивные отходы (ЖРО) смешиваются с реагентами, способными образовывать твердые продукты с образованием химически устойчивых продуктов.

В качестве отверждающего агента используется частично полимеризованная водная эмульсия мочевины и формальдегида (мочевиноформальдегидная смола, МФ). В качестве катализатора для стимуляции полимеризации используется водный раствор бисульфата натрия.

Недостатком данного способа являются ограничения номенклатуры отходов, которые могут быть переработаны, поскольку данный способ не применим к растворам с высокой кислотностью и некоторые типы отходы, например мыльные растворы и концентрированный раствор Na2S04, трудно смешать с МФ-смолами.

Наиболее близким к заявляемому изобретению является способ утилизации радиоактивных отходов путем их отверждения с использованием полимеров, которые производит фирма Nochar (Nochar® Corp., USA), и получением продуктов, пригодных для захоронения. Иммобилизацию ЖРО проводят путем смешения жидких РАО с полимером при перемешивании. Полученный продукт, не содержащий жидкой фазы, сушится и направляется на долговременное хранение. ("Nochar Petrobond Absorbent Polymer, Tritiated Oil So-Udification", Innovative Technology Summary Report, DOE/EM-0598, U.S. Department of Energy.) Данный способ по своей технической сущности и достигаемому эффекту наиболее близок к заявляемому и выбран в качестве прототипа.

Недостатком данного способа является увеличение объема образующихся твердых отходов значительно по сравнению с первоначальным объемом ЖРО, что в свою очередь приводит к увеличению требуемых объемов хранилища и, соответственно, к неоправданному росту капитальных затрат.

Задача, решаемая предлагаемым изобретением, заключается в сокращении объема образующихся твердых и необходимого количества полимерных материалов.

Для достижения такого технического результата в предлагаемом способе проводится смешение ЖРО с полимерным материалом и отверждение отходов. После чего проводится сушка полученной композиции и добавляется новая порция ЖРО к уже отвержденному материалу. (Количество проводимых циклов (повторения операций "отверждение ЖРО - сушка") ограничивается только удельной активностью и солесодержанием ЖРО.)

Способ осуществляют следующим образом.

1 мас.ч. радиоактивного раствора смешивают с 0,05-0,5 мас.ч. полимерного материала и при этом происходит отверждение исходной смеси. Через 10-30 суток хранения после удаления основной массы воды к отвержденным продуктам добавляют новую порцию ЖРО и повторяют сушку продукта.

Время выдержки (сушки) выбирается в зависимости от выбранного полимерного материала и условий хранения. Если сушка проводится при комнатной температуре, то минимальное время выдержки отвержденной композиции перед добавлением следующей порции составляет не менее 5-10 дней.

При наличии возможности проводить высушивание отвержденного материала при повышенной температуре (и под разряжением) время выдержки перед добавлением следующей порции раствора сокращается до 2-5 дней.

После проведения нескольких операций "отверждение - сушка" проводится окончательная изоляция отходов в контейнере и их транспортирование в хранилище в виде твердых отходов.

По сравнению с прототипом достигается иммобилизация самых разнообразных по составу растворов без какой-либо подготовки и сокращение объема отходов, направляемых на хранение.

В числе других преимуществ заявляемого способа следует указать на сокращение числа технологических стадий по сравнению с традиционными технологиями и на возможность срочной локализации отходов в случае возникновения аварийных ситуаций на объектах атомной и химической промышленности.

Вышеизложенное иллюстрируется, но не ограничивается следующими примерами.

Пример 1

К 50 мл модельного радиоактивного раствора добавили 17,8 г твердого полимера -гидрогеля "Штокосорб" (Производитель - Германия, http://my.mail.ni/community/gidrogel). Соотношение массы полимера (Т) к массе раствора (Ж) составило приблизительно Т:Ж-1:3,9. Отверждение раствора прошло в течение 2-3 минут, и полученная композиция выдерживалась на воздухе при комнатной температуре в течение 42 дней. Потеря массы воды составила 92% от исходной.

После этого к отвержденному и высушенному продукту добавляют новую порцию модельного раствора (45 мл) того же состава и повторяют сушку отвержденной композиции в течение 40 дней. Потеря массы воды составила 67% от массы повторно добавленного раствора.

Таким образом, после проведения 2-х циклов "отверждение ЖРО - сушка" объем полученного продукта приблизительно составил 42 см3, что примерно в 2 раза меньше по сравнению с объемом исходного раствора (45 мл+40 мл).

Пример 2

К 15 мл модельного радиоактивного раствора добавили 4 г твердого полимера "KNOX Material" (Производитель - США, Кnох Fertilizer Company, Inc., http://www.ci.knoxville.tn.us/solidwaste/hazwaste.asp). Соотношение массы полимера (Т) к массе раствора (Ж) составило приблизительно Т:Ж-1:3,9. Отвержденная композиция выдерживалась на воздухе при комнатной температуре в течение 42 дней. Потеря массы воды составила 87% от исходной.

После этого к отвержденному и высушенному продукту добавляют новую порцию модельного раствора (12 мл) того же состава и повторяют сушку отвержденной композиции в течение 40 дней. Потеря массы воды составила 59% от массы повторно добавленного раствора.

В данном эксперименте после проведения 2-х циклов "отверждение ЖРО - сушка" объем полученного продукта приблизительно составил 11,5 см3, что примерно в 2,2 раза меньше по сравнению с объемом исходного раствора (15 мл+12 мл).

Пример 3

В данном примере приведены результаты серии экспериментов, проведенных с реальными радиоактивными растворами. В качестве полимерного материала, способного отверждать ЖРО, были использованы полимеры Petrobond, которые производит фирма Nochar (Nochar® Corp., USA).

Опыты проводили в полиэтиленовых стаканах с объемом 100 мл. В стакан помещалась навеска полимера в количестве 10 г, после чего заливали 50 мл раствора радиоактивных отходов следующего состава: AΣβ-1,1-10-6 Ки/л, AΣα-2,7-10-7 Ки/л, концентрация урана 7 мг/л, НNО3 - 0,07 моль/л.

Принимая во внимание присутствие в реальных растворах органических примесей, в работе использовались: полимер Nochar №960 и смеси полимеров Nochar №960 и Nochar №910.

После проведения смешивания раствора и полимера полученные отвержденные композиции выдерживались на воздухе при комнатной температуре.

По мере удаления влаги в полиэтиленовые стаканы с отвержденными образцами добавлялись свежие порции раствора САО с целью вовлечения в полимерную матрицу максимального количества раствора.

Условия проведения данной серии экспериментов по отверждению отходов и достигнутый фактор концентрирования (по отношению к исходному объему раствора) представлены в таблице.

Таблица
№ цикла (операция отверждения и сушка на воздухе) Объем раствора и соотношение Т:Ж при отверждении. Потеря массы раствора из образца после отверждения и сушки на воздухе. Достигнутый фактор концентрирования по отношению к исходному объему раствора
Через 10 дней,% Через 24 дня, % Через 56 дней,%
Серия опытов №1. Полимер Nochar №960
1-й цикл Объем раствора - 50 мл, масса полимера 10 г (Т:Ж=1:5) 43,7 84,7 93,2 ≈ 5,0
2-й цикл 35,0 47,8 64,0 ≈ 10,0
Серия опытов №2. Смесь полимеров Nochar №960 (95%) и Nochar №910 (5%)
1-й цикл Объем раствора - 50 мл, масса полимера 10 г 43,6 82,4 93,0 ≈ 5,0
2-й цикл 33,4 42,2 61,9 ≈ 10,0
Серия опытов №3. Смесь полимеров Nochar №960 (90%) и Nochar №910 (10%)
1-й цикл Объем раствора - 50 мл, масса полимера 10 г. 40,8 81,4 92,8 ≈ 5,0
2-й цикл 34,1 47,9 65,0 ≈ 10,0

Как уже было отмечено выше, количество проводимых операций "отверждение ЖРО - сушка" ограничивается только удельной активностью и солесодержанием ЖРО конкретной партии отходов.

Но уже после проведения только первых 2-х циклов удается достигнуть фактор концентрирования, равный 10.

1. Способ иммобилизации жидких радиоактивных отходов, включающий смешение отходов с полимерным материалом и сушку полученной смеси, отличающийся тем, что процесс иммобилизации осуществляют путем многократного добавления новых порций радиоактивного раствора к отвержденному и высушенному продукту - полимеру, насыщенному радиоактивным раствором.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что сушку отвержденных отходов осуществляют в течение 5-30 и более суток.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к проблемам охраны окружающей среды, в частности к процессам кондиционирования методом цементирования жидких радиоактивных отходов (ЖРО), включая борсодержащие ЖРО.
Изобретение относится к радиохимической технологии переработки жидких высокоактивных отходов. Способ иммобилизации ВАО в пористую стеклокерамическую матрицу, получаемую путем вспенивания расплава утилизированного лампового стекла.
Изобретение относится к области атомной техники и касается технологии переработки высокосолевых жидких радиоактивных отходов низкого и среднего уровня активности, содержащих до 30% органических веществ, путем включения их в магнезиальный цемент.

Изобретение относится к отверждению радиоактивных отходов, преимущественно жидких (ЖРО), в контейнерах для их хранения, транспортирования и захоронения. .

Изобретение относится к области охраны окружающей среды и может быть использовано при обезвреживании радиоактивных отходов, а именно выработавших свой ресурс радиоактивных масел и твердых радиоактивных отходов органического происхождения, относящихся к классу сжигаемых целлюлозных материалов.
Изобретение относится к способу остекловывания продуктов деления, получаемых при переработке облученного топлива. .
Изобретение относится к способу иммобилизации ядерных отходов матрицей на базе минеральной композиции, полученной приготовлением основы, содержащей определенное количество минерального материала, синтезированного по меньшей мере частью живой структуры, выбранной из растительного, животного царства и/или из числа микроорганизмов.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способам переработки радионуклидов щелочноземельных и редкоземельных элементов из отработанного ядерного топлива.

Изобретение относится к переработке жидких радиоактивных отходов (РАО), преимущественно азотнокислых, содержащих щелочные и щелочно-земельные элементы, в том числе соли натрия, радиоизотопы 137Cs и 90Sr.
Изобретение относится к области радиохимической технологии и может быть использовано для иммобилизации радиоактивных отходов. .
Изобретение относится к алюмоборосиликатным стеклам для изоляции радиоактивных жидких эфлюентов средней активности. Предложен качественный и количественный состав алюмосиликатного стекла, стеклообразующая добавка для его получения и способ обработки радиоактивного жидкого эфлюента средней активности с использованием предложенной стеклообразующей добавки, приводящий к получению указанного алюмоборосиликатного стекла. Технический результат - предложен способ изоляции радиоактивных жидких эфлюентов средней активности, получаемых при операциях окончательной остановки заводов по переработке ядерного топлива, позволяющий получить материал, обладающий высокой стойкостью к облучению, отличной механической прочностью и высоким сопротивлением к химическим воздействиям. 3 н. и 15 з.п. ф-лы, 3 пр.

Изобретение относится к области кондиционирования жидких радиоактивных отходов методом цементирования, а именно к составу для отверждения жидких радиоактивных отходов, состоящему из портландцемента и природной минеральной добавки. При этом в качестве природной минеральной добавки используют высококремнеземистый природный материал с содержанием диоксида кремния не менее 80% при следующем соотношении компонентов (масс.%): портландцемент 90-95; природная минеральная добавка 5-10. Как правило, в качестве высококремнеземистого природного материала используют диатомит, кварцевую муку, биокремнезем. Изобретение позволяет повысить прочность и надежность фиксации радионуклидов в цементной матрице, а также сократить сроки схватывания цементной матрицы при отверждении жидких борсодержащих радиоактивных отходов. 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 4 табл., 16 пр.

Изобретение относится средствам охраны окружающей среды, а именно к способам переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), предусматривающим их иммобилизацию в кристаллический материал, и может быть использовано на предприятиях атомной энергетики и химико-металлургических производств. Способ включает синтез нерастворимых соединений, иммобилизирующих долгоживущие радионуклиды, и последующее отделение осадка. Используют ЖРО, содержащие комплексы Со с этилендиаминтетрауксусной кислотой (ЭДТА), при этом осуществляют электрохимический синтез нерастворимых соединений кобальта. Для этого к электродам, размещаемым в емкости с ЖРО, подводят электрический ток с параметрами, соответствующими режиму микродугового оксидирования. Процесс осуществляют при нормальных условиях. Техническим результатом является обеспечение возможности очистки ЖРО, содержащих растворимые комплексы металлов с ЭДТА при упрощении аппаратного комплекса, обеспечивающего очистку ЖРО. 1 з. п. ф-лы, 7 ил.
Изобретение относится к способу переработки жидких органических радиоактивных отходов и их изоляции от окружающей среды. В заявленном способе отверждение жидких органических отходов осуществляется путем их смешения с полимерным материалом и последующей обработкой. Добавление полимеров в емкость с жидкими органическими отходами проводят при перемешивании или полимерный материал просто пропитывается раствором. Отвержденная композиция выдерживается на воздухе при комнатной или повышенной температуре. После сушки к отвержденному материалу добавляется следующая порция отходов. Если помимо органических жидкостей, отходы содержат водную фазу, то используется комбинация различных полимерных материалов. После проведения одного или нескольких циклов отверждения жидких отходов проводится операция термической деструкции в замкнутом объеме, затем на зольный остаток наносится защитное покрытие. Техническим результатом является иммобилизация разнообразных по составу органических радиоактивных растворов без предварительной подготовки, а также сокращение объема отвержденных отходов, поступающих в хранилище. 1 табл., 3 з.п. ф-лы.

Заявленная группа изобретений относится к средствам переработки жидких радиоактивных отходов. В заявленном способе в загрязненную жидкость частично погружают один конец капиллярно-пористого элемента, на другом конце которого путем пропускания электрического тока создают зону выпаривания, с транспортировкой в нее загрязненной жидкости за счет капиллярных свойств пористого материала. Компактирование загрязнений в капиллярно-пористом элементе осуществляют путем нагрева жидкости до кипения в зоне выпаривания, пар конденсируют с получением очищенной жидкости. Способ реализуется при помощи устройства, включающего емкость для загрязненной жидкости (1), в которую погружена нижняя часть капиллярно-пористого элемента (5),верхняя часть которого размещена между электродами(6) с обеспечением контакта. Емкость для загрязненной жидкости герметизирована верхней (3) и нижней (2) крышками и оборудована в нижней части подводящим и в верхней крышке отводящим патрубками. Подводящий и отводящий патрубки соединены соответственно с трубопроводом для подвода загрязненной жидкости (4) и паропроводом (7). Техническим результатом является повышение эффективности очистки жидкости от радионуклидов при минимальных энергетических затратах на наиболее энергоемкие операции. 2 н. и 5 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к обезвреживанию жидких радиоактивных отходов, и может быть реализовано при утилизации радиоактивных отходов методом отверждения в стабильные твердые матрицы. Способ иммобилизации радионуклидов из жидких радиоактивных отходов заключается в том, что в жидкие радиоактивные отходы добавляют сорбент, в качестве которого используют слоистый титанат гидразина и/или синтетический титаносиликат иванюкит, перемешивают, отстаивают до образования стабильного осадка и прозрачного раствора, фильтруют или декантируют, контролируют гамма- и/или бета-активность полученного раствора, проводят термическую обработку осадка, насыщенного радионуклидами, с получением керамической матрицы, при этом сорбенты применяют в следующем соотношении: от 40 до 100 г титаната на 1 л отходов, от 10 до 20 г титаносиликата на 1 л отходов. Изобретение обеспечивает эффективную иммобилизацию радионуклидов, позволяет производить комплексную очистку жидких радиоактивных отходов и дальнейшее долговременное захоронение продуктов очистки. 5 з.п. ф-лы, 6 табл., 8 пр.

Изобретение относится к области иммобилизации и хранения ядерных отходов. Предложена композиция содопированного оксидами самария и гадолиния алюмоборосиликатного стекла с повышенной радиационной стойкостью для иммобилизации и хранения радиоактивных отходов, состоящая из (молярные проценты): SiO2 62-65, В2О3 16-17, Al2O3 4-5, Na2O 12-13, ZrO2 1,7-1,9 и оксидов самария и гадолиния в концентрациях (молярные проценты): Sm2O3 0,15 и Gd2O3 0,15. Технический результат - увеличение радиационной стойкости алюмоборосиликатных стекол. 1 ил., 2 табл., 5 пр.

Изобретение относится к способу локализации радиоактивных загрязнений, например, в зоне захоронения радиоактивных отходов, и может быть использовано для очистки грунтовых вод от растворенного в них радиоактивного радия-226 (226Ra). В заявленном способе предусмотрена постановка на путях миграции радиоактивных грунтовых вод геохимического барьера из твердых наполнителя, оксида железа и рабочих компонентов, при растворении которых выделяются сульфат-ион SO4 -2 и катион Ва+2. При этом радий-226 фиксируют в кристаллической решетке образующегося радиобарита (Ba, Ra)SO4. В качестве вещества, содержащего сульфат-ион, используют гипс, в качестве вещества содержащего катион Ва+2 , используют витерит при мольном соотношении 1:1-1,15 в виде фракции 1-3 мм. В качестве оксидов железа используют гетит и/или гематит фракции 2-5 мм. В качестве наполнителя используют щебень из бескарбонатных магматических пород: гранит, или диорит, или дунит, или диабаз фракции 1-5 см. В качестве вещества, содержащего катион Ва+2, дополнительно можно использовать барит в виде фракции 2-5 см, при этом соотношение компонент, помещенных в сетчатые ящики, устанавливаемые в дренах, вес.%, составляет: наполнитель 60-70; гипс 10-15; витерит 10-15; барит 1-2; гетит и/или гематит 5-10. Техническим результатом является снижение радиоактивности грунтовых вод за счет фиксации в твердом виде радиоактивного радия непосредственно в водоносном слое. 9 з.п. ф-лы, 2 ил.
Заявленное изобретение относится к способу отверждения тритийсодержащих нефтяных масел, из которых невозможно выделить радиоактивные вещества методом фильтрования. Способ заключается в соединении масла с отвердителем, в качестве которого используют парафин. Приготавливают смесь тритийсодержащего масла и твердого парафина с содержанием масла не более 30% вес., нагревают смесь до температуры 65-70°C, выдерживают до перехода парафина в жидкое состояние и растворения в нем масла, охлаждают полученную смесь. Техническим результатом является исключение необходимости хранения жидких радиоактивных отходов на местах их образования и транспортировки их к месту переработки и/или захоронения, повышение радиационной безопасности производства, возможность получения смеси, которая является твердой, гидрофобной, стойкой к температурным колебаниям, не разрушается под воздействием радиационного излучения от содержащегося в ней трития, не склона к расслоению и маслоотделению в процессе хранения, а также исключение образования тритиевой воды. 1 з.п. ф-лы, 1 пр.

Изобретение относится к полимерным композициям, применяемым в ядерной технике, а именно для кондиционирования низко- и среднеактивных отработанных ионообменных смол (ИОС). Полимерный матричный материал для иммобилизации низко- и среднеактивных отработанных радиоактивных ионообменных смол с содержанием влаги менее 0,4% в качестве связующего содержит эпоксидно-диановую смолу с олигомером-модификатором на основе диоксибензола и отверждающий агент в виде низкомолекулярного полиамида при следующем соотношении (масс. ч.): эпоксидно-диановая смола - 100; олигомер на основе диоксибензола - 5-20; отвердитель аминного типа - 13-70. Изобретение обеспечивает повышение технологичности процесса кондиционирования РАО, снижение токсичности, пожароопасности с сохранением высоких эксплуатационных характеристик полимерного матричного материала. Радиационная стойкость полимерной матрицы составляет 1 МГр, степень наполнения по ИОС составляет 50,0-85,7 объемных %. 5табл.
© Патентный поиск, поиск патентов на изобретения - FindPatent.RU 2012-2024
Политика конфиденциальности 2014-06-10 2014-06-09T14:05:03
Наверх