Композиция для цементирования жидких радиоактивных отходов
Изобретение относится к области локализации жидких радиоактивных отходов и предназначено для использования в атомной энергетике и на радиохимических производствах для отверждения радиоактивных расходов и пульп. Композиция для цементирования жидких радиоактивных отходов состоит из портландцемента и природных алюмосиликатных материалов (бентонита, вермикулита, каолина, клинонтилолита). В качестве активной минеральной добавки используют графит, являющийся отходом производства в атомной промышленности. В качестве пластификатора - суперпластификатор С-3. В композиции выдержаны определенные соотношения компонентов. Изобретение позволяет снизить стоимость композиции и утилизации отходов, образующихся в атомной промышленности.
Изобретение относится к области локализации жидких радиоактивных отходов и может быть использовано в атомной энергетике и на радиохимических производствах для отверждения радиоактивных растворов и пульп.
Известна композиция, состоящая из портландцемента, природных алюмосиликатных материалов (бетонита, вермикулита, каолина, клинонтилолита), суперпластификатора С-3, низкокальциевой золы ТЭЦ при следующем соотношении компонентов, мас.%:
| Портландцемент | 20,0-40,0 |
| Природные алюмосиликатные материалы | |
| (бетон, вермикулит, каолин, клинонтилолит) | 5,0-15,0 |
| Суперпластификатор С-3 | 0,2-1,0 |
| Низкокальциевая зола ТЭЦ | 44,0-74,8 |
(патент RU 2360313 C1, 27.06.2009 г.)
Недостаток этой композиции в том, что применяемая зола ТЭЦ находится на значительном расстоянии от объектов локализации жидких радиоактивных отходов и требует транспортных расходов.
Задача изобретения - снижение стоимости композиции и утилизации отходов, образующихся в атомной промышленности.
Эта задача достигается тем, что вместо золы ТЭЦ используется графит как отход при изготовлении изделий в атомной промышленности.
Полученная цементная композиция с отверженными радиоактивных отходами соответствует нормативным требованиям (ГОСТ Р 51883-2002 "Отходы радиоактивные цементированные. Общие технические требования").
Композиция для цементирования жидких радиоактивных отходов, состоящая из портландцемента, природных алюмосиликатных материалов (бентонита, вермикулита, каолина, клинонтиломита), суперпластификатора С-3, при следующем при следующем соотношении компонентов, мас.%:
| Портландцемент | 20,0-40,0 |
| Природные алюмосиликатные материалы | |
| (бентонит, вермикулит, каолин, клинонтилолит) | 5,0-15,0 |
| Суперпластификатор С-3 | 0,2-1,0, |
отличающаяся тем, что остальной компонент композиции - графит как отход при изготовлении изделий атомной промышленности введен в композицию в количестве 44,0-74,8 мас.%.
Похожие патенты:
Изобретение относится к области локализации жидких радиоактивных отходов и предназначено для использования в атомной энергетике и на радиохимических производствах для отверждения радиоактивных расходов и пульп.
Изобретение относится к области атомной энергетики, системе безопасности АЭС. Создают два участка земли, первый - рабочий, второй - семенной, на которых высевают и выращивают аккумулирующие в большем объеме радиоактивные частицы растения.
Изобретение относится к области атомной энергетики, системе безопасности АЭС. Подготавливают два участка земли - рабочий и семенной, на рабочем участке высевают быстрорастущие растения.
Изобретение относится к полимерным композициям, применяемым в ядерной технике, а именно для кондиционирования низко- и среднеактивных отработанных ионообменных смол (ИОС).
Заявленное изобретение относится к способу отверждения тритийсодержащих нефтяных масел, из которых невозможно выделить радиоактивные вещества методом фильтрования.
Способ локализации радиоактивных загрязнений // 2586072
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).
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.
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.
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.
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.
Группа изобретений относится к атомной и радиохимической промышленности. Способ очистки жидкости, загрязненной радионуклидами, включает размещение в загрязненной жидкости как минимум по одному элементу из разных пористых материалов - гидрофильному и гидрофобному, один конец которых частично погружают в загрязненную жидкость, а на других путем пропускания электрического тока создают зону выпаривания, в которую транспортируют загрязненную жидкость за счет капиллярных свойств пористого материала, и где путем нагрева жидкости до кипения осуществляют компактирование загрязнений. Воду транспортируют по элементу из гидрофильного материала, а органическую составляющую - по элементу из гидрофобного материала. Компактирование осуществляют последовательным нагревом до полного выпаривания воды, затем - до полного выпаривания органической составляющей или наоборот. Образовавшийся пар конденсируют с получением очищенной жидкости. Способ реализуется с помощью устройства для очистки жидкости. Группа изобретений позволяет повысить эффективность переработки жидкости, содержащей радионуклиды. 2 н. и 9 з.п. ф-лы, 2 ил., 2 пр.
Изобретение относится к области охраны окружающей среды от радиоактивного загрязнения и может быть использовано для обезвреживания жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Заявляется способ кондиционирования воды или водного раствора, содержащих тритий, включающий перемешивание воды или водного раствора, содержащих тритий, и отвердителя в контейнере при его вращении. Воду или водный раствор, содержащие тритий, предварительно локализуют в стеклянной герметичной ампуле, которую помещают в контейнер с отвердителем и элементами для разрушения ампулы, контейнер герметизируют и осуществляют его вращение до разрушения ампулы и перемешивания образовавшейся смеси с последующей выдержкой до полного отверждения. Изобретение позволяет обеспечить безопасность при отверждении ЖРО, содержащих тритий, снизить трудоемкость и затраты на проведение работ. 3 з.п. ф-лы, 2 пр.
Изобретение относится к технологии обращения с жидкими радиоактивными отходами ядерного топливно-энергетического цикла. Способ очистки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) включает операции их термической обработки, очистку ЖРО проводят в два этапа. В рабочий резервуар с помощью насоса помещают ЖРО из первой емкости и штамм грибов из второй емкости. Соотношение ЖРО и штаммов грибов выбирают в пропорции 1 к 15, с помощью мотора-редуктора в рабочем резервуаре производят смешивание ЖРО и штаммов грибов со скоростью 5 об/мин, далее с помощью газовой горелки, находящейся под днищем рабочего резервуара, производят его постепенный разогрев сначала до 30°С, выдерживая температуру в течение 12 часов. Производят выпаривание получившейся смеси с помощью дальнейшего разогревания рабочего резервуара до температуры 538°С. Выпаривание проводят до момента, когда в рабочем резервуаре с помощью датчика уровня фиксируют 2/3 от начального уровня раствора. Изобретение позволяет сократить объем жидких радиоактивных отходов и уменьшить уровень их радиоактивности. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.
Изобретение относится к методам отверждения жидких радиоактивных отходов. Установка для отверждения жидких радиоактивных отходов содержит контейнер с перемешивающей мешалкой, узлы подачи ЖРО и наполнителя. Контейнер соединен с узлом подачи ЖРО трубопроводом, с узлом подачи наполнителя через винтовой питатель. Контейнер соединен дополнительно установленным винтовым питателем с термостатированной технологической емкостью, в крышке которой размещен патрубок ввода раствора наполнителя, преимущественно диатомита, патрубок ввода излучателя подключаемой ультразвуковой станции и патрубок вывода газа и паров жидкости. В полости дополнительной емкости смонтирован двухрежимный ТЭН, внутри нее установлен съемный поддон. В верхней газовой части конденсатора подключены ферроцианидные или аэрозольные фильтры, а в его нижней части - вентиль для отвода конденсата жидкости. Изобретение позволяет заменить цемент на диспергированный диатомит, обладающий высокими параметрами связующего материала. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.
Изобретение относится к области охраны окружающей среды от радиоактивного загрязнения и может быть использовано для снижения класса опасности жидких радиоактивных отходов (ЖРО), в том числе высокоактивных отходов (ВАО). Способ кондиционирования воды, содержащей тритий, заключается в соединении ее с предварительно приготовленной смесью порошков прокаленного оксида магния (MgO) и калия фосфорнокислого l-замещенного (KН2РO4), перемешивании до получения однородной суспензии, выдерживании ее до полного отверждения, при этом все компоненты берутся в стехиометрическом соотношении. Размер частиц окиси магния не превышает 100 мкм, а размер частиц калия фосфорнокислого l-замещенного (KН2РО4) не превышает 400 мкм. Изобретение позволяет получить плотную, однородную массу без визуально заметных трещин и отслоений, характеризуется высоким содержанием химически связанной тритиевой воды. 1 з.п. ф-лы.
Изобретение относится к способам обращения с радиоактивными отходами и может быть использовано для утилизации облученного графита. Cпособ глубинного захоронения облученного графита уран-графитовых ядерных реакторов включает предварительную подготовку отходов к глубинному захоронению, выбор тектонически устойчивых участков земной коры. В выбранных участках земной коры бурят скважину на глубину до 3500 м и одновременно проводят обсадку и цементаж затрубного пространства. В нижней части ствола скважины выполняют перфорацию. Область перфорации отсекают пакером. Облученный графит измельчают механическим способом до образования графитовых частиц размером менее 0,05 мм. Подготавливают смесь размельченного графита (до 250 г/л), бентонита (до 100 г/л) и пропанта (до 20 г/л) в воде. Выполняют гидроразрыв подготовленного пласта, не снижая давления в скважину, изоляцию отходов, затворение и установку цементного стакана. Последующие операции выполняют подъемом участков гидроразрыва вверх по скважине до глубины 1000 м. Изобретение позволяет проводить утилизацию облученного ядерного графита путем надежной изоляции в тектонически устойчивых пластах земной коры. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.
Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а именно к области эксплуатации объектов по переработке радиоактивных материалов. Способ ликвидации аварии при разливе радиоактивных растворов, включающий нанесение на место разлива полимерсодержащей композиции, обеспечивающей поглощение пролитой жидкости, сушку полученной смеси и ее удаление с обрабатываемой поверхности. Полимерсодержащую композицию, способную поглощать водные органические растворы или их смеси, наносят в виде порошка или влажного геля и в ее состав предварительно вводят дезактивирующие вещества. Изобретение позволяет удалить с поверхности пролитой радиоактивной жидкости с одновременной очисткой поверхности, загрязненной в результате аварии. 5 з.п. ф-лы, 5 пр., 4 табл.
Изобретение относится к области переработки жидких радиоактивных промышленных отходов, в частности матричной иммобилизации. Способ синтеза минералоподобных матриц для изоляции радиоактивных веществ включает смешивание жидких радиоактивных отходов с керамообразующим материалов и застывание получающейся смеси. Керамообразующим материалом является смесь из дигидрофосфата калия (32-42) мас. %, магнезита (технического оксида магния), отожжённого при температуре (500-550)°С (13-20) мас.%, и воды (20-30) мас.%. Изобретение позволяет упростить технологический процесс синтеза минералоподобной матрицы при одновременной иммобилизации в ней радиоактивных отходов. 1 з.п. ф-лы.
Способ обращения с радиоактивными растворами после дезактивации поверхностей защитного оборудования // 2643362
Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а точнее к области переработки радиоактивных отходов, и может быть использовано для целей безопасного и эффективного обращения с большим количеством жидких радиоактивных отходов различного уровня активности. Для этого радиоактивные растворы после дезактивации поверхностей защитного оборудования упаривают щелочные и кислотные растворы, содержащих гидроксид натрия, перманганат калия, щавелевую кислоту и азотную кислоту, до твердого остатка, кальцинируют, смешивают кальцинат с компонентами шихты, содержащей оксиды титана, кальция, железа(III), циркония и марганца(IV) и алюминия в определенном соотношении и сплавляют. Изобретение позволяет понизить температуру плавления получаемой керамики. 2 з.п. ф-лы, 1 табл.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к обращению с жидкими радиоактивными отходами (ЖРО) с целью их последующего длительного хранения и/или захоронения. Способ иммобилизации ЖРО в фосфатном компаунде включает регулирование уровня рН отходов, введение в полученный раствор последовательно при непрерывном перемешивании ионов двухвалентного никеля и ферроцианида калия и последующее отверждение полученной смеси путем добавления связующих реагентов дигидроортофосфата калия и оксида магния. Регулирование уровня рН отходов проводят до значений рН=1,8-2,2 путем добавления водного раствора гидроксида натрия с концентрацией 550-650 г/дм3. После введения ионов никеля и ферроцианида калия добавляют порошок борной кислоты. Изобретение позволяет иммобилизовать кислые высокосолевые аммоний- и железосодержащие ЖРО среднего уровня активности, содержащих актиниды и продукты деления ядерного топлива. 9 з.п. ф-лы, 2 ил., 3 табл., 3 пр.
