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 растворов и пульп. Композиция для цементирования жидких радиоактивных отходов состоит из портландцемента и природных алюмосиликатных материалов (бентонита, вермикулита, каолина, клиноптилолита). В качестве активной минеральной добавки используют низкокальциевую золу ТЭЦ. В качестве пластификатора используют суперпластификатор С-3. Композиция состоит из портландцемента, природных алюмосиликатных материалов, суперпластификатора С-3, низкокальциевой золы ТЭЦ при определенном соотношении этих компонентов. Изобретение направлено на снижение температуры компаунда при твердении за счет уменьшения тепловыделения.

 

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.

Известны различные композиции на основе цементов для отверждения жидких радиоактивных отходов, в состав которых входит собственно вяжущее вещество (портландцемент, шлакопортландцемент, доменные шлаки) в количестве не менее 70% от массы сухой смеси, сорбционные добавки (обычно это природные алюмосиликатные материалы, например бентонит, вермикулит, каолин) - до 20%, необходимые для фиксации радионуклидов, а также прочие модифицирующие добавки. Так, для отверждения радиоактивных концентратов отработавших дезактивирующих растворов АЭС используется сухая смесь, включающая портландцемент, каустический магнезит (строительную окись магния) и вермикулит при следующем соотношении жидких отходов и компонентов смеси: 1:(0,7-0,9):(0,2-0,25):(0,2-0,25) [Патент РФ №2116681, опубликован 27.07.1998].

Данные композиции имеют общий недостаток, который состоит в следующем. При твердении компаунда на основе композиций с высоким содержанием портландцемента наблюдается значительное тепловыделение, в результате чего для блока большого объема и плохих условий теплоотвода может происходить нагрев компаунда до температуры более 100°С, что недопустимо, так как приводит к нарушению структуры компаунда.

Кроме того, в случае использования указанных композиций на основе портландцемента имеет место высокий расход данного материала, который в настоящее время является дорогостоящим продуктом. В случае применения композиций на основе доменных шлаков также имеют место существенные материальные затраты вследствие необходимости измельчения, классификации и контроля состава шлака.

Наиболее близкой к предлагаемой является композиция для отверждения концентратов ЖРО, применяемая в атомном центре в Гренобле (Франция), путем смешения с портландцементом и вермикулитом в соотношении 1:1,2:0,2 [Pomazola I. a.u. Evolution de la gestion des dechets radioactifis an centre de Fontenayaux - Roses. - In: Manasement of Lorv - and Intermediate - Level Radioaktive wastes. Vienna: IAEA, 1970, p.537-562]. Недостатком данного способа является высокое содержание портландцемента (порядка 85 мас.%), что в случае контейнера большого объема может привести к существенному нагреву компаунда.

Технической задачей изобретения является подбор состава композиции для отверждения ЖРО, позволяющей регулировать величину тепловыделения и нагрева цементного компаунда при сохранении соответствия его качества существующим нормативным требованиям цементированным РАО. Указанная задача достигается тем, что в состав цементного компаунда в качестве активной минеральной добавки вводится низкокальциевая зола ТЭЦ (содержание СаО менее 2%) в количестве до 75% от общей массы сухой смеси. Замещение большей части портландцемента золой с низким содержанием кальция существенно снижает тепловыделение в процессе твердения, а высокая дисперсность и физико-химические свойства материала обеспечивают равномерность его распределения в объеме компаунда с сохранением требуемой механической прочности последнего.

Использование низкокальциевой золы ТЭЦ в качестве активной минеральной добавки позволяет снизить содержание портландцемента в составе композиции вплоть до 20% по массе. В результате температура компаунда в ходе твердения существенно ниже, чем без использования золы (на 20-30°С и 80-90°С для монолитов объемом 30 и 150 л соответственно). При этом расход вяжущего вещества на отверждение 1 м3 ЖРО составляет 0,4-0,7 т, что значительно ниже, чем в прототипе (0,7-2,5 т). Это существенно снижает затраты на проведение процесса, так как зола является отходом производства и не требует значительных вложений для подготовки к использованию. Полученный цементный компаунд с отвержденными радиоактивными отходами соответствует существующим нормативным требованиям [ГОСТ Р 51883-2002 «Отходы радиоактивные цементированные. Общие технические требования»].

Предлагаемая композиция для цементирования жидких отходов и пульп состоит из 20,0-40,0% портландцемента, 5,0-15,0% природных алюмосиликатных материалов (бентонита, вермикулита, каолина, клиноптилолита), 0,2-1,0% суперпластификатора С-3 и 44,0-74,8% низкокальциевой золы ТЭЦ. Отверждаемые ЖРО должны иметь величину рН не менее 7.

Возможность осуществления заявляемого технического решения подтверждается следующими примерами.

Пример 1. При затворении композиции, содержащей 39,8% портландцемента, 9,9% бентонита, 50% низкокальциевой золы ТЭЦ и 0,3% суперпластификатора, раствором нитрата натрия с концентрацией 300 г/л был получен образец цилиндрической формы объемом около 30 л. Образец в ходе твердения нагрелся на 8°С и его температура составила 30°С. При затворении композиции без золы ТЭЦ, содержащей 89,8% портландцемента, 9,9% бентонита и 0,3% суперпластификатора, аналогичным раствором был получен образец объемом также около 30 л. Образец в ходе твердения нагрелся на 35°С и его температура составила 56°С.

Пример 2. В композицию из 40 г портландцемента марки 400, 10 г бентонита, 149,4 г низкокальциевой золы ТЭЦ и 0,6 г суперпластификатора С-3 вводили 100 мл раствора с концентрацией нитрата натрия 600 г/л, объемной активностью 137Cs 1,2·106 Бк/л и 241Am 1,1·106 Бк/л. Раствороцементное отношение составило 0,50 мл/г, степень включения компонентов раствора - 17,9%, доля портландцемента и золы в составе композиции - 20,0% и 74,7% соответственно, плотность компаунда - 1,41 г/см3, удельная прочность на сжатие - 55 кг/см2. Удельная активность компаунда составила по 137Cs 3,7·105 Бк/кг, по 241Am - 3,3·105 Бк/кг. Средняя скорость выщелачивания за 90 сут 137Cs равнялась 2,7·10-4 г/(см2·сут), 241Am - менее 3,0·10-4 г/(см2·сут).

Таким образом, предлагаемая композиция позволяет значительно снизить температуру компаунда при твердении за счет уменьшения тепловыделения. Это делает возможным хранение его в виде монолитов большого объема. При этом значительно сокращается расход портландцемента при отверждении жидких отходов и пульп за счет введения доступной добавки - золы ТЭЦ, что существенно удешевит процесс с сохранением нормируемых характеристик компаунда на уровне требований существующих стандартов.

Композиция для цементирования жидких радиоактивных отходов, состоящая из портландцемента, природных алюмосиликатных материалов (бентонита, вермикулита, каолина, клиноптилолита), отличающаяся тем, что она дополнительно содержит в качестве активной минеральной добавки низкокальциевую золу ТЭЦ, а в качестве пластификатора - суперпластификатор С-3 при следующем соотношении компонентов, мас.%:

портландцемент 20,0-40,0
природные алюмосиликатные материалы (бентонит,
вермикулит, каолин, клиноптилолит) 5,0-15,0
суперпластификатор С-3 0,2-1,0
низкокальциевая зола ТЭЦ 44,0-74,8



 

Похожие патенты:
Изобретение относится к области переработки облученного ядерного топлива иммобилизации летучих форм радиоактивных и стабильных изотопов из газоаэрозольного потока с узла рубки - растворения перерабатываемого топлива.

Изобретение относится к области переработки жидких радиоактивных отходов. .

Изобретение относится к области ядерной энергетики и предназначено для переработки и хранения радиоактивных отходов долгоживущих радионуклидов, в частности для переработки долгоживущего радионуклида I-129 при обращении с отработанным ядерным топливом.

Изобретение относится к области дезактивации твердых радиоактивных отходов, переработки жидких радиоактивных отходов и фиксации радиоактивных элементов в устойчивой твердой среде.

Изобретение относится к области дезактивации твердых радиоактивных отходов, переработки жидких радиоактивных отходов и фиксации радиоактивных элементов в устойчивой твердой среде.

Изобретение относится к технике обработки материалов с радиоактивным заражением, а именно к устройствам для обработки жидких радиоактивных отходов фиксацией в устойчивой твердой среде.

Изобретение относится к охране окружающей среды, а именно к способам переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), предусматривающим их иммобилизацию в кристаллический материал, приемлемый с экологической точки зрения, и может быть использовано на предприятиях атомной энергетики и химико-металлургических производств.
Изобретение относится к способам переработки радиоактивных гетерогенных отходов атомной промышленности, более конкретно - к способам переработки образующихся и накопленных в емкостях-хранилищах радиоактивных перлитных суспензий.

Изобретение относится к применению форм отходов в керамике с химически связанными фосфатами (СВРС) для иммобилизации отходов. .
Изобретение относится к области получения наноматериалов для их использования в качестве наноматриц при СВЧ-иммобилизации высокоактивных промышленных отходов (радиоактивных, продуктов первичной переработки химического и биологического оружия, пестицидов и пр.) и в наноэлектронике (например, в гетеромагнитной микроэлектронике СВЧ-, КВЧ-диапазонов)
Изобретение относится к процессам переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) методом цементирования

Изобретение относится к переработке жидких радиоактивных отходов

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
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
Изобретение относится к области атомной техники и технологии, касается вопросов переработки радиоактивных отходов низкого и среднего уровня активности

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а точнее к области переработки радиоактивных отходов путем их иммобилизации в твердой инертной матрице, устойчивой к воздействию окружающей среды

Изобретение относится к области охраны окружающей среды от радиоактивного загрязнения и может быть использовано в технологии переработки, обезвреживания жидких высокосолевых радиоактивных отходов (ЖРО), в т.ч

Изобретение относится к технике переработки твердых радиоактивных отходов, а конкретно к омоноличиванию зольных остатков в цементные компаунды, преимущественно на предприятиях, в которых от сжигания ТРО образуется 0,5-2 м зольных остатков в год
Изобретение относится к области переработки жидких радиоактивных отходов, в частности к составам для иммобилизации жидких гомогенных и гетерогенных радиоактивных отходов (РАО) путем их остекловывания
Наверх