Способ цементирования отработанных радиоактивных селективных сорбентов в контейнере в полевых условиях


 


Владельцы патента RU 2410779:

Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" (RU)

Изобретение относится к обработке жидких радиоактивных отходов (ЖРО). В контейнер с цементным нерадиоактивным компаундом, играющим роль радиационного экрана, устанавливается фильтр с селективным сорбентом. После выработки ресурса фильтра при направлении его без регенерации вместе с защитой (фильтр-контейнер) на захоронение через фильтр с селективным сорбентом прокачивают тонкую портландцементную взвесь с водоцементным отношением не менее 10 (в том числе и приготовленную на основе ЖРО) для цементирования в монолит отработанного сорбента. Технический результат - повышение надежности фиксации радионуклидов в отработанных селективных сорбентах, снижение радиационной опасности для персонала при демонтаже, транспортировке и захоронении отработанных фильтров-контейнеров. 1 з.п. ф-лы.

 

Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов методом цементирования, в частности в контейнере.

В случае переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) в полевых условиях на мобильных модульных установках, использующих набор мембранных и сорбционных методов, цементирование вторичных радиоактивных отходов (концентратов ЖРО и отработанных сорбентов), как правило, производят тут же на месте в контейнерах (обычно 200-литровых бочках) [Соболев И.А., Тимофеев Е.М., Пантелеев В.И. и др. Передвижная установка для обезвреживания маломинерализованных низкоактивных жидких отходов // Атомная энергия, 1992, т.73, вып.6, с.474-478].

Так, известен способ обезвреживания ЖРО в полевых условиях на установке, включающей очистку на механических и ультрафильтрах, опреснение на обратноосмотических фильтрах и доочистку на регенерируемых ионообменных фильтрах с отверждением образующихся вторичных радиоактивных отходов включением в портландцементы [Патент РФ №2144708, Бюл. №2, 2000].

Недостатком данного способа является то, что отработанные ионообменные смолы включаются в цементные компаунды из-за снижения прочности ограниченно (до 10% мас.), а для надежной фиксации радионуклидов в отвержденном компаунде требуется добавка к цементу сорбента [Bonnevie-Svendsen M., Tallberg К., Aittola Р., е.а. Studies on the incorporation of spent ion-exchange resins from nuclear power plants into bitum and cement. - In: Symposium on the ion-site management of power reactor wastes, Zurich, 26-30 March, 1979, Paris, 1979, p.155-174].

Известен способ обезвреживания ЖРО в полевых условиях, включающий очистку на механических и ультрафильтрах, опреснение на обратноосмотических фильтрах и доочистку на ионообменных фильтрах с отверждением образующихся вторичных радиоактивных отходов включением в портландцементы, при котором проводится обработка отработанных ионообменных смол ферроцианидами тяжелых металлов и дальнейшее использование их как селективных сорбентов для радиоцезия. При этом объем отверждаемых отработанных сорбентов сокращается, а степень включения их в цементные компаунды возрастает до 20% мас., а роль сорбционной добавки играют сами ферроцианиды [Патент РФ №2267176, Бюл. №36, 2005].

Недостатком данного способа является то, что цементирование радиоактивных отходов (РАО), поступающих на временное хранение, ограничено допустимой мощностью гамма-излучения на расстоянии 1 м от контейнера не более 0,1 мГр/ч [Санитарные правила и нормы обращения с радиоактивными отходами - СПОРО-2002. - М., Минздрав России, 2002, с.13], что ограничивает допустимую удельную гамма-активность РАО, тогда как в принципе допускается цементирование РАО с удельной бета-активностью до 3,7·1010 Бк/кг (1·10-3 Ки/г) [Нормы и правила «Сбор, переработка, хранение и кондиционирование жидких радиоактивных отходов. - М., Госатомнадзор России, 2000, с.17]. При этом тонкостенные (~1 мм) металлические 200-литровые бочки слабо экранируют гамма-излучение РАО.

Известен способ цементирования радиоактивных отходов в контейнере с созданием защитного покрытия из слоя нерадиоактивного цементного компаунда между контейнером с отходами и защитно-транспортным внешним контейнером большего размера, часто включающим по несколько контейнеров с отходами [Ермолин Г.А., Саверский С.Ю. Проблемы контейнеризации радиоактивных отходов низкой и средней активности. - В сб.: Проблемы чернобыльскоi зоны вiдчуждения, 1995, вып 2, с.27-40]. Контейнер с зацементированными отходами помещают во внешний защитно-транспортный контейнер и свободное пространство между контейнерами заполняют нерадиоактивным цементным раствором возможно большей плотности для создания защитного покрытия-экрана (не менее 10-20 мм), обеспечивающего снижение мощности гамма-излучения от контейнера до допустимых значений.

Недостатком данного способа является то, что при любом методе приготовления цементного компаунда РАО в контейнере снижение мощности гамма-излучения обеспечиваются только после включения отходов в цемент. Все предшествующие операции по загрузке РАО и их транспортировке к установке цементирования должны производиться с помощью специальных устройств, исключающих переоблучение обслуживающего персонала. В случае переработки РАО на мобильных модульных установках, использующих цементирование в контейнерах (как правило, 200-литровых бочках), в полевых условиях создание таких условий обращения с РАО практически невозможно [Карлин Ю.В., Чуйков В.Ю., Адамович Д.В. и др. Переработка жидких радиоактивных отходов с помощью мобильных модульных установок // Атомная энергия, 2001, т.90, вып.1, с.65-69].

Известен способ переработки ЖРО в полевых условиях на мобильных модульных установках с очисткой от радионуклидов мембранными и сорбционными методами (как на ионообменных смолах, так и на селективных сорбентах) с последующим цементированием в 200-литровых контейнерах мембранных концентратов ЖРО и отработанных сорбентов. При этом широко применяется очистка на селективных сорбентах. Поскольку селективные сорбенты на основе ферроцианидов тяжелых металлов в первую очередь сорбируют радиоцезий, определяющий удельную гамма-активность большинства ЖРО, то фильтры с такими сорбентами, как правило, не регенерируются, а отработанные фильтры, насыщенные радиоцезием, имеют высокую мощность гамма-излучения. В связи с этим отработанный сорбент из фильтров не извлекается и захоранивается вместе с фильтром. Для защиты от гамма-излучения фильтр снабжается цементным (бетонным) защитным экраном, как правило, в виде 200-литровой бочки, в которой установлен фильтр с селективным сорбентом, а свободное пространство между фильтром и стенками бочки заполнено нерадиоактивным цементным компаундом. Такой фильтр с цементным экраном представляет собой фильтр-контейнер. После выработки ресурс сорбента фильтр-контейнер отсекается от установки и направляется на хранение [Карлин Ю.В., Чуйков В.Ю., Адамович Д.В. и др. Переработка жидких радиоактивных отходов с помощью мобильных модульных установок // Атомная энергия, 2001, т.90, вып.1, с.65-69]. Данный аналог по своей технической сущности и достигаемому эффекту наиболее близок к заявляемому способу и выбран в качестве прототипа.

Недостаток данного способа заключается в том, что после выработки ресурса сорбента он в фильтре-контейнере не замоноличен. Защита от гамма-излучения на период транспортировки и временного хранения оказывается недостаточной (особенно с торцов фильтра-контейнера). Кроме того, из фильтра при длительном хранении возможен выход вместе с ферроцианидами (после радиационного разрушения при дозе выше 106 Гр ионообменной смолы [Егоров Е.В., Новиков П.Д. Действие ионизирующего излучения на ионообменные материалы. - М., Атомиздат, 1965, с.23-35]) радионуклидов в окружающую среду.

Задача, решаемая данным изобретением, заключается в создании способа, обеспечивающего повышение радиационной защиты у отработанного фильтра-контейнера с отработанным селективным сорбентом и снижение возможного выхода радионуклидов в окружающую среду при хранении фильтра-контейнера.

Техническим результатом изобретения является повышение надежности фиксации радионуклидов в отработанных селективных сорбентах и, как следствие, снижение дозовых нагрузок на персонал при демонтаже, транспортировке и захоронении отработанных фильтров-контейнеров.

Сущность изобретения заключается в том, что в способе цементирования отработанных радиоактивных селективных сорбентов в контейнере в полевых условиях, включающем предварительную (перед очисткой ЖРО) установку фильтра с селективным сорбентом в контейнер (200-литровую бочку) с цементным нерадиоактивным компаундом, выполняющим функцию радиационного экрана, (фильтр-контейнер) и направление фильтра после выработки его ресурса без регенерации вместе с защитой (фильтр-контейнер) на захоронение, согласно изобретению через фильтр с селективными сорбентами перед его захоронением прокачивают тонкую портландцементную (марки не ниже 500) взвесь с водоцементным отношением не менее 10 (в том числе и приготовленную на основе ЖРО) для замоноличивания отработанных селективных сорбентов.

Способ осуществляется следующим образом.

Фильтр селективных сорбентов заполняют отработанными ионообменными смолами, обработанными (К4[Fе(СN)6]) и солью тяжелых металлов (например, СоСl2•6Н2О). Затем фильтр помещают в контейнер (200-литровую бочку) и свободное пространство между внешними стенками фильтра и внутренними стенками контейнера заполняют нерадиоактивным цементным раствором с водоцементным отношением не более 0,5 для большей плотности цементного компаунда, получая, таким образом, фильтр-контейнер с цементной защитой от гамма-излучения. На этом фильтре-контейнере проводят очистку ЖРО от радиоцезия, а при исчерпании ресурса селективных сорбентов прокачивают через фильтр тонкую портландцементную (марки не ниже 500) взвесь с водоцементным отношением не менее 10 для замоноличивания отработанных селективных сорбентов. При этом для приготовления цементной взвеси могут использоваться ЖРО или их мембранные концентраты, что увеличивает степень наполнения цементных компаундов по радиоактивным отходам. После отверждения цементного компаунда внутри фильтра производят захоронение фильтра-контейнера. При этом механическая прочность цементного компаунда в фильтре-контейнере обеспечивалась прочностью защитного нерадиоактивного цементного компаунда, армированного внутри корпусом фильтра, а прочность фиксации радионуклидов внутри фильтра - включением в радиоактивный цементный компаунд отработанных селективных сорбентов, удерживающих радиоцезий за счет ферроцианидов тяжелых металлов. Замоноличивание сорбентов внутри фильтра повышает и степень защиты от гамма-излучения с торцов фильтра-контейнера.

По сравнению с известными способами цементирования отработанных радиоактивных селективных сорбентов в контейнере с цементным нерадиоактивным компаундом, играющем роль радиационного экрана, (фильтр-контейнер) в полевых условиях, прокачивание после выработки ресурса фильтра через него тонкой портландцементной (марки не ниже 500) взвеси с водоцементным отношением не менее 10 (в том числе и приготовленной на основе ЖРО) для замоноличивания отработавших селективных сорбентов не только предотвращает возможность выхода радионуклидов в окружающую среду во время хранения фильтра-контейнера, но и повышает степень защиты от гамма-излучения с торцов фильтра-контейнера. При этом снижение вымываемости радиоцезия достигается даже из сорбентов на основе ферроцианидов тяжелых металлов, нанесенных на отработанные ионообменные смолы, что не следует явным образом из уровня техники (считается, что радиоцезий сорбируется ферроцианидами практически необратимо) [Зайцев Б.А., Позняков А.Н., Малинина Е.И. и др. Неорганические селективные сорбенты и опыт их применения для обезвреживания отходов низкого уровня активности с повышенной концентрацией солей // Исследования в области обезвреживания жидких, твердых и газообразных отходов и дезактивации загрязненных поверхностей (Материалы Четвертой научно-технической конференции СЭВ, Москва 20-23 декабря 1976 г.). - М., Атомиздат, 1978, вып.1, с.91-95], т.е. предлагаемый способ соответствует критерию изобретательского уровня.

Примеры конкретного исполнения

Пример 1. (Прототип) В фильтр селективных сорбентов, представляющий собой цилиндр высотой 400 мм и диаметром 256 мм, загружали отработанную ионообменную смолу (смесь КУ-2 и АВ-17), обработанную 0,5 М раствором ферроцианида калия (К4[Fе(СN)6]), а затем 0,5 М раствором хлорида кобальта (СоСl2•6Н2О). Фильтр помещали в 200-литровую металлическую бочку высотой 880 мм и диаметром 570 мм и свободное пространство между внешними стенками фильтра и наружными стенками бочки заливали раствором с водоцементным отношением 0,5 (что обеспечивало получение защитного слоя 150-240 мм цементного компаунда с плотностью более 2 г/см3). Полученный фильтр-контейнер использовали для очистки ЖРО солесодержанием 5 г/л (45% Nа(НСО3)2, 15% MgSO4, 35% NaCl, 5% CaCl) и удельной активностью 3,7·10-4 Ки/кг по 131Cs до остаточного содержания в фильтрате 3,7·10-7 Ки/кг 137Cs. При исчерпании ресурса селективных сорбентов мощность дозы гамма-излучения на расстоянии 1 м от боковых поверхностей фильтра-контейнера не превышала 0,1 мГр/ч, что позволяло захоранивать его без дополнительного кондиционирования. В то же время на расстоянии 1 м от верхней и нижней поверхностей фильтра-контейнера мощность дозы гамма-излучения вдвое больше, а непосредственно над входом и выходом фильтра с отработанными селективными сорбентами мощность дозы гамма-излучения превышает 20 мГр/ч, что представляет определенную радиационную опасность при транспортировке и захоронении отходов. Кроме того, возможен выход из фильтра в окружающую среду ферроцианидов с сорбированным на них радиоцезием.

Пример 2. Отличается от примера 1 тем, что через фильтр-контейнер перед его захоронением прокачивают при давлении 0,3 МПа тонкую портландцементную (марки 500) взвесь с водоцементным отношением 10, приготовленную на нерадиоактивной воде, до полной забивки фильтра. При этом мощность дозы гамма-излучения на расстоянии 1 м от верхней и нижней поверхностей фильтра-контейнера (в том числе и непосредственно над входом и выходом фильтра с отработанными селективными сорбентами) не превышает 0,1 мГр/ч. Выщелачиваемость радиоцезия из цементного компаунда, образующегося внутри фильтра селективной сорбции, составляет (через 90 суток) менее 1·10-4 г/см2·сут, что соответствует требованиям безопасности при захоронении радиоактивных цементных компаундов в открытый грунт [Баженов Ю.М., Волкова О.И., Духович Ф.С. и др. Условия безопасности при хранении радиоактивных цементов // Изотопы в СССР, 1970, т.17, с.17-22].

Пример 3. Отличается от примера 2 тем, что прокачиваемую через фильтр-контейнер тонкую портландцементную взвесь готовили на основе ЖРО, состав которых указан в примере 1. При этом параметры захораниваемого фильтра-контейнера с замоноличенными селективными сорбентами практически не отличаются от данных, приведенных в примере 2.

Пример 4. Отличается от примера 3 тем, что прокачиваемую через фильтр-контейнер тонкую портландцементную взвесь готовили на основе ЖРО, сконцентрированных в 10 раз. При этом параметры захораниваемого фильтра-контейнера с замоноличенными селективными сорбентами практически не отличаются от данных, приведенных в примере 2.

Предлагаемый способ по сравнению с прототипом обеспечивает повышение надежности фиксации радионуклидов в отработанных селективных сорбентах и снижение радиационной опасности для персонала при демонтаже, транспортировке и захоронении отработанных фильтров-контейнеров. При этом он позволяет захоранивать в этом же контейнере не только отработанные сорбенты, но и концентраты ЖРО.

Предлагаемый способ может осуществляться на том же оборудовании, что и способ-прототип, а 200-литровые металлические бочки для захоронения отходов выпускаются в промышленных масштабах [Ермолин Г.А., Саверский С.Ю. Проблемы контейнеризации радиоактивных отходов низкой и средней активности. - В сб.: Проблемы чернобыльскоi зоны вiдчуждения, 1995, вып 2, с.27-40], т.е. способ является промышленно применимым и экологически безопасным.

1. Способ цементирования отработанных радиоактивных селективных сорбентов в контейнере в полевых условиях, включающий предварительную установку фильтра с селективным сорбентом в контейнер с цементным нерадиоактивным компаундом, выполняющим функцию радиационного экрана, и направление фильтра после выработки его ресурса без регенерации вместе с защитой на захоронение, отличающийся тем, что через фильтр с селективным сорбентом перед его захоронением прокачивают тонкую портландцементную взвесь с водоцементным отношением не менее 10 для замоноличивания отработавшего селективного сорбента.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что портландцементную взвесь готовят на основе жидких радиоактивных отходов.



 

Похожие патенты:
Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано для сбора отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) в виде твердых радиоактивных фрагментов тепловыделяющих элементов (просыпи) в помещениях и на поверхностях оборудования горячей камеры.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в технологических схемах переработки ОЯТ.

Изобретение относится к способу обезвреживания радиоактивных отходов. .

Изобретение относится к способу обезвреживания радиоактивных отходов. .

Изобретение относится к способам выгрузки битумированных радиоактивных отходов из временных хранилищ атомных электростанций. .

Изобретение относится к способу переработки и захоронения радиационно загрязненной растительности на территориях криолитозоны. .

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к хранилищам отработавшего ядерного топлива, и может быть использовано на АЭС и заводах по регенерации отработавшего ядерного топлива.

Изобретение относится к области ликвидации последствий аварий и может быть использовано, в частности, для оперативной ликвидации последствий аварий на объектах ядерно-топливного комплекса или на опасных химических производствах.

Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к обработке радиоактивных материалов, в частности к переработке отработавшего ядерного топлива. .
Изобретение относится к области охраны окружающей среды, реабилитации территорий, загрязненных радионуклидами среднего и низкого уровня удельной активности

Изобретение относится к технологии обезвреживания жидких радиоактивных отходов (ЖРО) мембранно-сорбционным методом в полевых условиях

Изобретение относится к технологии обезвреживания отработанных радиоактивных ионообменных смол, образующихся в процессе эксплуатации атомных энергетических объектов

Изобретение относится к конструкции хранилища для длительного хранения в нем контейнеров с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ)
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к очистке отходящих газов от радиоактивного йода
Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано для удаления радионуклидов йода и/или его органических соединений при очистке и контроле газообразных радиоактивных отходов

Изобретение относится к способам трансмутации долгоживущих радиоактивных нуклидов, в том числе возникающих в облученном ядерном топливе, а также к способам производства необходимых радиоизотопов из доступных нуклидов

Изобретение относится к области охраны окружающей среды от радиоактивного и прочих видов загрязнения и предназначено для использования в технологии обезвреживания радиоактивных отходов и других видов опасных отходов, а также для локализации выбросов различного рода отходов

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

Изобретение относится к области охраны окружающей среды от радиоактивного, а также прочих видов загрязнения и может быть использовано в процессе захоронения радиоактивных и промышленных отходов
Наверх