Способ кондиционирования донных отложений содержащих радионуклиды

Изобретение относится к средствам локализации радиоактивных отходов, в частности донных отложений, загрязненных радионуклидами. Заявленный способ кондиционирования донных отложений включает их смешение с веществом, обеспечивающим их заключение в керамическую матрицу (калий-магний-фосфатную матрицу), и выдержку до окончания схватывания. Смешение матричных материалов проводят последовательно с суспензией, содержащий донные отложения. При этом в качестве вещества, обеспечивающего заключение донных отложений в форму керамической матрицы используют такие компоненты, как дигидрофосфат калия, оксид магния и воду, а также замедлитель при следующем соотношении компонентов: KH2PO42О:Fe(NO3):донное отложение:(MgO:Н2О)=3:0,6:0,04:1,5:2,4. В качестве замедлителя используется Fe(NO3)·9H2O в соотношении дигидрофосфат калия замедлитель 25:1. После заполнения контейнера проводят вибрационное воздействие на смесь до выравнивания температуры по объему контейнера. Техническим результатом является отсутствие повышения скорости выщелачивания радионуклидов из керамической матрицы после длительного пребывания в воде, что обеспечивает экологическую безопасность при долговременном хранении отходов. 2 з.п. ф-лы, 1 ил., 2 табл.

 

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, направлено на сохранение природных ресурсов и защиту среды обитания человека, изобретение может быть использовано для локализации радиоактивных отходов, в частности донных отложений, загрязненных радионуклидами.

Известен способ переработки жидких отходов, содержащих радионуклиды, заключающийся в их окислительной обработке путем озонирования в присутствии катализатора (Патент РФ 2122753, кл. G21F 9/06, опубл. 1998). Озонирование отходов проводят при температуре 30-80°С и рН раствора 10-13. Разделяют образующийся радиоактивный шлам и жидкую фазу. Обрабатывают жидкую фазу осадителями для дополнительного выделения радионуклидов с последующим снижением рН до значения 8-9. Повторно отделяют образовавшийся радиоактивный шлам и проводят доочистку жидкой фазы на селективных сорбентах. Далее отверждают полученные шламы и отработанные сорбенты и направляют очищенные от радионуклидов растворы на отверждение и хранение как химические отходы. Недостатками известного способа является его трудоемкость и многостадийность.

Известен способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих нитрат натрия, а именно включение радиоактивных отходов в керамическую матрицу (Патент РФ 2086019, кл. G21F 9/16, опубл. 1997). Способ включает смешение жидких радиоактивных отходов с материалом, образующим керамику, восстановителем нитрат-ионов, в качестве которого используют карбамид, и минерализатором, в качестве которого используют кремне-фторид аммония. В качестве компонентов для образования керамики используют бентонит, смесь трепела и гидроокиси алюминия, а также суглинок. Содержание карбамида должно быть выше стехиометрического значения более чем на 80%. Смесь обезвоживают до остаточной влажности не более 10 мас.% при температуре 100°С, затем нагревают при температуре 100-180° в течение 6-8 ч, и выдерживают при 180-190°С не менее 4 ч. Производят обжиг не менее 1 ч при 900°С и охлаждают. В процессе отверждения не выделяются радионуклиды, полученный керамический продукт имеет низкую пористость, следствием чего является его стойкость к выщелачиванию радионуклидов.

Недостатком известного способа является длительность процесса, необходимость отжига радиоактивных отходов с компонентами для образования керамики, что делает его нетехнологичным и приводит к образованию газообразных РАО.

Известен способ отверждения жидких радиоактивных отходов (Патент РФ 2197763, G21F 9/16, опубл. 27.01.2003), который включает многократную пропитку пористого керамического материала раствором радиоактивных отходов с промежуточным вентилированием и сушкой материала воздухом или перегретым паром. Затем керамический материал обрабатывают раствором осадителей и проводят высокотемпературную обработку при 1350-1500°С. Керамический материал для отверждения жидких радиоактивных отходов выполняют в виде колец Рашига, цилиндров или шаров из тонкодисперсных оксидов с размером частиц не более 20 мкм.

Недостатком известного способа является переработка только жидких отходов и высокая температура (более 1300°С), что требует сложного оборудования при работе с радиоактивными веществами.

Известен способ стабилизации отходов посредством керамики с химически связанными фосфатами (Патент US 5830815, С04B 35/63, опубл. 03.11.1998), выбранный в качестве прототипа. Указанный способ включает подачу раствора, содержащего одновалентный щелочной металл, смешивание указанного раствора с порошком оксида для получения связующего при взаимодействии связующего в виде суспензии с сыпучим материалом (радиоактивный отход) и последующим формированием керамической матрицы. Недостатком является невозможность однородного смешения компонентов, особенно при отверждении больших объемов (бочки 60 и 200 л), быстрое схватывание материала, что приводит к получению пористой керамики, а следовательно, к повышению скорости выщелачивания радионуклидов.

Задачей изобретения является разработка способа кондиционирования донных отложений с целью получения керамических матриц, обеспечивающих экологически безопасное хранение таких отходов, а также выбор компонентов, их соотношений, порядка смешения, что обеспечивает повышение эффективности процесса перемешивания, снижение стоимости и замедление времени отверждения, снижение скорости выщелачивания радионуклидов из матрицы.

Поставленная задача решается тем, что способ кондиционирования радиоактивных донных отложений, включающий их смешение с веществом, обеспечивающим их заключение в керамическую матрицу (калий-магний-фосфатную матрицу), и выдержку до окончания схватывания, но в отличие от прототипа смешение матричных материалов проводят последовательно с суспензией, содержащий донные отложения, в качестве вещества, обеспечивающего заключение донных отложений в форму керамической матрицы используют такие компоненты, как дигидрофосфат калия, оксид магния и воду, а также замедлитель при следующем соотношении компонентов: KH2PO42О:Fe(NO3):донное отложение:(MgO:Н2О)=3:0,6:0,04:1,5:2,4.

В качестве замедлителя используется Fe(NO3)·9H2O в соотношении дигидрофосфат калия замедлитель 25:1.

После заполнения контейнера проводят вибрационное воздействие на смесь до выравнивания температуры по объему контейнера.

В бочку компоненты добавляют последовательно: KH2PO4 и Fe(NO3)3·9H2O, затем воду и донное отложение, смесь тщательно перемешивается, затем при активном перемешивании вносится технический оксид магния (например, ПМК-83) в виде суспензии. При повышении температуры реакционной массы выше 40°С (реакция экзотермическая) перемешивание можно остановить, мешалку поднять. В дальнейшем перемешивание осуществляется за счет внешней вибрации бочки, что повышает однородность смеси. Если первым добавлять в бочку донное отложение, то на дне бочки может остаться не перемешанный осадок, который в дальнейшем не включится в матрицу. Если донное отложение добавить, когда внесены все компоненты, образующие керамику, то не будет достигнуто равномерное распределение отложений в образовавшейся керамике. Следует также отметить, что отвержденные образцы калий-магний-фосфатной керамики в процессе выдержки продолжают набирать прочность, что связано с медленными процессами перекристаллизации образовавшегося КMgPO4·6H2O.

Пример осуществления изобретения приведен ниже.

Пустой контейнер устанавливается на вибрационный стол, находящийся под загрузочным устройством. В контейнер подается дигидрофосфат калия, замедлитель, вода и донное отложение при постоянном перемешивании. В равномерно перемешанную смесь добавляется оксид магния в виде заранее приготовленной суспензии. При начале процесса кристаллизации, фиксируемой по повышению температуры смеси (около 40°С), мешалка извлекается и включается вибрационный стол.

Контроль загрузки компонентов и донного отложения осуществляется по показаниям тензодатчиков. Температура процесса контролируется при помощи тепловизора, после заполнения контейнера вибрационное воздействие продолжается до выравнивания температуры по высоте контейнера в пределах 5-6°С. При этом температура смеси может достигать 50-80°С.

Количество компонентов смеси для приготовления керамики в расчете на бочки объёмом 200 л представлено в таблице 1. Масса донных отложений в пересчете на воздушно-сухую массу составляет 20% от массы компаунда. В таблице 1 приведен расчет компонентов смеси для приготовления керамики в бочке объемом 200 л (* в пересчете на воздушно-сухую массу). Результаты микроскопического исследования шлифов, полученных из отвержденных в калий-магний-фосфатную керамику донных отложений, свидетельствуют о появлении новообразованных кристаллических фаз на поверхности матрицы, контактировавшей с водой (рис. 1). При микроскопическом исследовании шлифа калий-магний-фосфатной керамики с включенными донными отложениями на участке, близком к поверхности образца, видно, что в поре, имеющей выход на поверхность, наблюдается рост кристаллов, постепенно заполняющих пору.

Процессы формирования новообразований происходят в основном за счет внутренних процессов перекристаллизации, так как вода над образцами была дистиллированная. Среди процессов, происходящих при длительной выдержке калий-магний-фосфатной керамики, возможно образование кристаллогидратов, в частности формирование более крупных кристаллов KMgPO4·6H2O.

Таким образом, в процессе длительно нахождения под водой отвержденной калий-магний-фосфатной керамики с включенными радиоактивными отходами на ее поверхности и в поверхностных порах материала довольно интенсивно происходили процессы образования новых кристаллических фаз. Эти процессы приводят к упрочнению и снижению пористости матрицы. В целом происходящие техногенные процессы подобны процессам формирования более стабильных новообразованных кристаллических фаз в геологической среде, что подтверждают данные по скорости выщелачивания радионуклидов из образцов донных отложений, отвержденных в калий-магний-фосфатную керамику (таблица 2).

Полученные результаты свидетельствуют, что скорости выщелачивания радионуклидов после длительного пребывания в воде остались такими же низкими, как и в начале экспериментов. Не произошло заметного разрушения или хотя бы частичного растворения керамики.

Что и подтверждает задачу изобретения получение керамических матриц, обеспечивающих экологически безопасное и долговременное хранение таких отходов.

1. Способ кондиционирования донных отложений с радиоактивными нуклидами, включающий их смешение с веществом, обеспечивающим их заключение в керамическую матрицу, и выдержку до окончания схватывания, отличающийся тем, что проводят смешение матричных материалов и донных отложений при непосредственном заполнении контейнера с последующей подачей суспензии оксида магния при следующем соотношении компонентов, мас.%: KH2PO42О:Fe(NO3):донное отложение:(MgO:Н2О)=3:0,6:0,04:1,5:2,4.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве замедлителя используется Fe(NO3)·9H2O в соотношении дигидрофосфат калия замедлитель 25:1.

3. Способ по пп.1 и 2, отличающийся тем, что после заполнения контейнера проводят вибрационное воздействие на смесь до выравнивания температуры по объему контейнера.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к атомной промышленности в части переработки радиоактивных отходов, а именно к устройствам для освобождения емкостей-хранилищ от радиоактивных осадков.

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано для дезактивации радиоактивных отходов, загрязненного оборудования и конструкционных элементов на атомных электрических станциях.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к обращению с жидкими радиоактивными отходами (ЖРО), и может быть использовано при переработке кубовых остатков (КО) выпарных аппаратов установок переработки трапных вод атомных электростанций (АЭС).

Изобретение относится к охране окружающей среды и может найти применение для дезактивации металлических поверхностей радиоактивных отходов. Установка включает токоподвод к обрабатываемой поверхности, соединенный с источником тока, емкость для электролита, насос, сборник электролита.

Изобретение предназначено для комплексной очистки почвогрунтов, загрязненных ртутью (амальгамой) или/и радионуклидами. Способ очистки почвогрунта от загрязнений включает приготовление пульпы путем перемешивания почвогрунта с водой на месте отбора почвогрунта с отделением фракции с размером фрагментов более 100 мм в модуле приготовления пульпы, дезинтеграцию пульпы и почвенных агрегатов в модуле дезинтеграции с выделением растительных остатков и фракции с размером фрагментов более 10 мм.
Изобретение относится к средствам иммобилизации высокоактивных отходов от переработки отработанного ядерного топлива в керамические материалы с последующим захоронением в геологических формациях.

Изобретение относится к способу очистки жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Заявленный способ предусматривает дозированное введение в кубовый остаток ЖРО перекиси водорода, обработку кубового остатка УФ-излучением ксеноновой лампы, микрофильтрацию с отделением шлама, содержащего радиоактивный кобальт, железо, марганец, и сорбцию для удаления радиоактивного цезия.

Изобретение относится к сельскому хозяйству и защите окружающей среды, в частности к средствам для дезактивации почв, зараженных радиоактивными элементами. Средство для дезактивации почв, зараженных радиоактивными элементами, содержит в своем составе поли-N,N-диалкил-3,4-диметиленпирролидиний галогенид общей формулы в которой R1 и R2 означают независимо друг от друга линейный или разветвленный алкил с 1-6 атомами углерода и X означает фтор, хлор, бром, йод или тетрафторборат, причем средняя молекулярная масса полимера составляет от 75000 до 100000 г/моль.

Изобретение относится к области утилизации органических отходов, содержащих соединения урана-235 (спецодежда, пластикат, фильтры и пр.). Отходы измельчают, подают дискретно в бункер, затем - в первый шлюзовой питатель.

Изобретение относится к средствам электрохимической дезактивации и может быть использовано для проведения глубокой дезактивации радиоактивно загрязненного металла на атомных электростанциях и других предприятиях атомной энергетики и промышленности.
Изобретение относится к способам обращения с радиоактивными отходами, в частности к способам фиксации пульпы путем засыпки грунтом. Способ включает разделение бассейна дамбой, достигающей его дна, на участки с пониженной и повышенной толщинами донных отложений (ТДО) и, соответственно, их активностью. На участке с пониженной ТДО перед ледоставом перекачивают декантат до превышения глубиной промерзания суммарной ТДО и защитного слоя декантата над ними, а при достижении льдом дна бассейна засыпают участок наталкиванием на лед грунта. На участке с повышенной ТДО, разделенном поперечными дамбами на ячейки, в которых глубина промерзания после выдачи декантата не достигла дна бассейна, перед таянием на лед ячеек принимают защитный слой воды, а перед следующим ледоставом вновь откачивают декантат из ячеек до превышения глубиной промерзания суммарной ТДО и защитного слоя декантата над ними. Фиксацию пульпы проводят аналогично ее фиксации на участке с пониженной ТДО. Технический результат - уменьшение высоты капиллярного подъема пульпы в насыпанном грунте за счет повышения ее плотности при выделении из донных отложений связанной воды промораживанием. 2 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к атомной энергетике и предназначено для сухого хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) реакторов РБМК-1000 и ВВЭР-1000. Хранилище содержит камеру хранения с монолитными железобетонными защитными стенами, в которой гнезда установлены между ее верхним и нижним перекрытиями. Гнезда снабжены защитными пробками, устанавливаемыми в гнезда на сварке после загрузки двух пеналов и снабженными пробоотборными трубками, соединяющими через запорный клапан внутреннюю полость гнезда с обслуживаемой зоной. Камера хранения снабжена оборудованием, обеспечивающим дистанционную загрузку пеналов с ОЯТ в гнезда хранения и установку в них защитных пробок. Система естественной вентиляции содержит установленные в нижнем перекрытии камеры закладные трубы, соединяющие камеру с подкамерным пространством, соединенным, в свою очередь, с воздухозаборными устройствами. Верхняя часть камеры соединена вытяжными каналами с выхлопными трубами, расположенными на крыше камеры. Технический результат - герметичность гнезда, возможность контроля как его герметичности, так и герметичности пеналов с ОЯТ в процессе хранения, повышение естественной тяги в хранилище. 1 з.п. ф-лы, 3 ил.
Заявленное изобретение относится к способу контроля безопасности мест приповерхностного захоронения радиоактивных отходов, содержащих в опасной концентрации радионуклиды с периодом полураспада T½ не более 30 лет. В заявленном способе экспериментально определяют предельное время функционирование вмещающих могильник РАО грунтов как естественного геохимического барьера. Затем вычисляют продолжительность периода между указанным временем и сроком потенциальной опасности изолируемых радионуклидов. При этом в случае подтвержденного результатами фактических измерений отсутствия в течение этого периода выхода опасной концентрации радионуклидов за периметр ближней зоны могильника считают его безопасность фактически подтвержденной, а задачу радиоэкологического мониторинга - выполненной. Техническим результатом является исключение вероятности выхода радионуклидов в опасной концентрации за пределы санитарно-защитной зоны. 1 з.п. ф-лы.
Изобретение относится к области атомной техники и может быть использовано для длительного контролируемого хранения кюрия с целью последующего сжигания в специальных реакторах либо дальнейшего использования в качестве стартового материала для получения тяжелых изотопов кюрия и калифорния. Способ изготовления композиции для длительного хранения кюрия включает получение смеси кюрия с алюминиевым порошком, причем смесь кюрия с алюминиевым порошком получают добавлением раствора кюрия в азотной кислоте к алюминиевому порошку, перемешиванием и прокаливанием смеси до получения оксидных покрытий кюрия на поверхности алюминиевого порошка. Изобретение обеспечивает надежное и длительное контролируемое хранение выделенной фракции кюрия.

Изобретение относится к способу дезактивации графита, для удаления трития, углерода-14 и хлора-36. Способ включает нагрев печи обжига до температуры 800-2000°С, введение в печь обжига графита, загрязнённого радионуклидами, введение в печь обжига инертного газа, введение в печь обжига восстанавливающего газа и удаление переведенных в газовую фазу радионуклидов из печи обжига, при этом количество вводимого восстанавливающего газа находится в диапазоне от 2 до 20 % от общего количества вводимого в печь обжига газа. Изобретение обеспечивает эффективную дезактивацию графита, без газификации основной массы графита, и позволяет удалять практически весь углерод-14. 12 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к обработке железосодержащих отходов атомной промышленности, произведенных в операциях декапирования загрязненных металлических поверхностей. Способ кондиционирования отходов включает стадии: растворения загрязненных поверхностей фосфорной кислотой, окисления ионов железа, увеличения pH раствора, отделения осажденных солей от жидкой фазы, термообработки стеклованием смеси осажденных твердых веществ. Технический результат - минимизация объемов жидких фаз, подлежащих обработке, и рециркуляция побочных продуктов. 12 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к технологии переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) для максимального сокращения их объемов и удаления радионуклидов с концентрированием их в твердой фазе. Заявленный способ включает окисление отходов, отделение от жидкой фазы шламов, коллоидов и взвешенных частиц и удаление из жидкой фазы радионуклидов для последующей утилизации с применением селективных сорбентов и фильтров. При этом перед стадией отделения от жидкой фазы радиоактивных отходов шламов, коллоидов и взвешенных частиц добавляют в жидкие отходы при перемешивании селективные сорбенты в виде порошков, затем полученную суспензию фильтруют, прокачивая через, по крайней мере, одну емкость, предназначенную для утилизации отходов и снабженную на выходе, по крайней мере, одним фильтрующим элементом. После этого фильтрат пропускают, по крайней мере, через одну емкость, предназначенную для утилизации отходов, с гранулированными селективными сорбентами, при этом указанные емкости помещены в бетонные блоки. Техническим результатом является повышение радиационной защиты обслуживающего персонала в процессе производства, а именно: снижение дозовой нагрузки на персонал во время переработки ЖРО, упрощение технологического процесса, получение в процессе переработки ЖРО конечного продукта (блока), безопасного для перемещения и использования и не требующего специальных мер радиационной безопасности. 9 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к способу переработки и утилизации металлических отходов, загрязненных радионуклидами. Способ включает фрагментацию отходов, контроль радиоактивной загрязненности фрагментов отходов с расчетом допустимого уровня, плавление в индукционной печи на воздухе с добавлением рафинирующих флюсов, наведение и удаление шлака, разливку металла в изложницы и контроль слитков металла. При этом после стадии контроля радиоактивной загрязненности отходов при превышении расчетного допустимого уровня сначала осуществляют термическую дезактивацию всех металлических отходов путем их прокаливания на воздухе при температуре 700-800°C в течение 15-20 мин с последующим охлаждением до 30-40°C и виброобработкой с частотой 2500-3000 колеб./мин и амплитудой колебаний 0,5-2,0 мм в течение 4-6 мин. Затем перерабатываемые отходы разделяют на отходы из меди и сплавов на ее основе, которые направляют в переплавку, и отходы из черных сплавов, которые перед переплавкой подвергают дополнительной механической дезактивации в течение 20-30 мин на дробеструйной установке. Плавление металлических отходов из меди и сплавов на ее основе проводят отдельно от отходов из черных сплавов, при этом что плавление всего сортамента металлических отходов проводят с однократным наведением и однократным удалением всего объема шлака. Техническим результатом является повышение эффективности очистки металлических отходов от радионуклидов, в т.ч. по 60Co≈ в 3 раза, по 106Ru≈ в 11 раз, по 54Mn≈ в 4 раза и возможность сокращения объема захораниваемых вторичных радиоактивных отходов по сравнению с прототипом в 5-12 раз. 2 табл., 2 пр.

Изобретение относится к способам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) реакторов ВВЭР-1000 с целью локализации трития, являющегося бета-активным излучающим нуклидом, на головных операциях переработки ОЯТ и может быть использовано в атомной энергетике при переработке ОЯТ ядерных реакторов. Способ заключается в двухстадийной окислительной обработке отработавшего ядерного топлива (волоксидации ОЯТ) из диоксида урана и включает на первой стадии термическую обработку фрагментов ОЯТ при температуре 400÷650°C в воздушной среде, дополнительно содержащей углекислый газ, в течение 60-360 мин, после чего предусмотрена вторая стадия - обработка при температуре 350÷450°C в воздушной или обогащенной по кислороду среде, дополнительно содержащей пары воды в количестве, соответствующем точке росы при 30-40°C. При этом обе стадии проводятся при постоянной или периодической механоактивации реакционной массы, причем содержание углекислого газа в газовой смеси первой стадии составляет 4÷10 об.%, время обработки ОЯТ на второй стадии составляет 60-360 мин, выводимый из реакционной камеры газовый поток охлаждают, конденсат отделяют и направляют на получение цементного компаунда, а неконденсируемый газовый поток направляют в систему газоочистки. Техническим результатом является снижение уноса цезия в 10 раз, а также снижение количества тритийсодержащих ТРО более чем в 8 раз при проведении окислительной обработки при одинаковой степени волоксидации. 2 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к средствам переработки жидких радиоактивных отходов, в частности ионообменных смол (ИОС), путем их включения в полимерную матрицу. Способ включает предварительную обработку радиоактивных отходов посредством сушки ИОС электромагнитным полем (ЭМП) сверхвысокочастотного (СВЧ) диапазона. После этого полученный твердый сыпучий продукт иммобилизуют в полимерном матричном материале на основе эпоксидно-диановой смолы в соотношении 1:1-6:1 об.%. Влажность ИОС после воздействия ЭМП СВЧ диапазона составляет менее 0,4%. Техническим результатом является уменьшение массы, объема и влажности РАО (ИОС), повышение степени наполнения полимерной матрицы по ИОС при переводе жидких радиоактивных отходов в твердые. 6 табл., 1 ил.
Наверх