Способ иммобилизации радиоактивных отходов в минералоподобной матрице

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. Способ иммобилизации радиоактивных отходов в минералоподобной матрице включает синтез минерала с высоким содержанием радиоактивных элементов и смешивание частиц радиоактивного минерала с наполнителем в стеклообразном состоянии, состоящим из стабильных материалов, с последующей термической обработкой полученной шихты при высоких температурах. Синтез минерала и смешивание с наполнителем проводят одновременно, а в качестве минералообразователя и наполнителя используют ценосферы из летучих зол от сжигания угля, которые смешивают с раствором радиоактивных отходов в заданном соотношении, после чего проводят упаривание ценосферно-водной смеси с получением ценосферно-солевой композиции, которую подвергают кальцинации при температуре 750-1100°С в течение заданного времени с получением стеклокристаллического материала, содержащего минералоподобные фазы-фиксаторы радионуклидов. Изобретение направлено на упрощение и снижение энергоемкости процесса отверждения жидких РАО в форме минералоподобной кеармики. 3 з.п. ф-лы, 2 ил.

 

Изобретение относится к переработке жидких радиоактивных отходов (РАО), преимущественно азотнокислых, содержащих щелочные и щелочно-земельные элементы, в том числе соли натрия, радиоизотопы 137 Cs и 90 Sr, и может быть использовано в атомной промышленности для отверждения жидких средне- и высокоактивных отходов путем включения в минералоподобные алюмосиликатные матрицы, пригодные для долговременного экологически безопасного захоронения в гранитоидах.

Жидкие радиоактивные отходы, содержащие радионуклиды 137 Cs и 90 Sr, образуются в результате переработки отработанного ядерного топлива на заключительной стадии ядерного топливного цикла, используемого в атомной энергетике и производстве оружейного плутония (фракция Cs-Sr), а также при эксплуатации атомных электростанций (АЭС) (протечки циркуляционного контура реакторов, дезактивационные и регенерационные растворы, кубовые остатки). В отходах АЭС содержатся также растворенные соли натрия, образующиеся при смешивании кислых и щелочных растворов, содержание которых может варьировать в пределах 300-600 г/л [Дмитриев С.А., Баринов А.С., Батюхнова О.Г., Волков А.С., Ожован М.И., Щербатова Т.Д. Технологические основы системы управления радиоактивными отходами. - М.: ГУП МосНПО Радон, 2007. 376 с.]. За счет высокого тепловыделения, достаточно продолжительного времени жизни (T 1/2 ≈30 лет), а также возможного совместного присутствия долгоживущего изотопа 135 Cs (T 1/2 =2,3·10 6 лет), радионуклиды цезия и стронция представляют серьезную биологическую опасность.

Международная стратегия обращения с высокоактивными отходами (ВАО), содержащими долгоживущие радионуклиды, нацелена на надежную их изоляцию от биосферы посредством мультибарьерного захоронения отвержденных форм ВАО в геологических формациях [Подземное захоронение радиоактивных отходов. Основное руководство. Вена: МАГАТЭ, 1981. 56 с.]. Экологическая безопасность такого хранилища зависит как от системы инженерных барьеров, так и обеспечивается соответствием физико-химических свойств отвержденного материала и вмещающих пород места захоронения. Исходя из этого, наиболее приемлемой формой для экологически безопасного захоронения ВАО считаются материалы, подобные минералам, вмещающих пород захоронения. Такой подход позволяет скомпенсировать нарушение геохимического равновесия в общем объеме горного массива при создании могильника шахтного или скважинного типа.

На территории России в качестве наиболее вероятного места локализации могильника ВАО рассматривается Нижнеканский гранитоидный массив, расположенный на правобережье р.Енисей северо-восточнее г.Красноярска [Белов С.В., Морозов В.Н., Татариное В.Н., Камнев Е.Н., Хаммер И. Изучение строения и геоэкологической эволюции Нижнеканского массива в связи с захоронением высокоактивных радиоактивных отходов. // Геоэкология, 2007, №3, с.227-238]. Массив состоит из двух петрографических ассоциаций магматических пород: первая объединяет кварцевые диориты, гранодиориты, низкощелочные граниты, граниты и лейкограниты, а вторая - сиениты, кварцевые сиениты, субщелочные граниты и лейкограниты. Основными породообразующими минералами таких пород являются каркасные алюмосиликаты, такие как полевые шпаты и фельдшпатоиды. Поэтому безопасное захоронение ВАО, содержащих радионуклиды 137 Cs и 90 Sr, в гранитоидном массиве следует проводить в форме твердых растворов полевых шпатов и фельдшпатоидов, включающих щелочные и щелочноземельные элементы на основе изоморфных замещений [Котельников А.Р., Ахмеджанова Г.М., Суворова В.А. Минералы и их твердые растворы - матрицы для иммобилизации радиоактивных отходов. // Геохимия, 1999, №2, с.192-199}.

Известен способ фиксации в твердую фазу радиоактивных изотопов щелочных и щелочно-земельных элементов (Sr 2+ ) [пат. РФ №2038637, G21F 9/16], включающий селективное извлечение их цеолитами NaA или NaX методом ионного обмена с последующей сушкой и дегидратацией, отличающийся тем, что после дегидратации проводят горячее прессование изотопсодержащего цеолита до перевода его в форму полевого шпата. Недостатками способа является использование высоких температур (до 1200°С) и давлений (800-1000 атм) для формирования фазы Sr-содержащего полевого шпата, а также образование при 700°С пылевидной формы отверждения, требующей дополнительного компактирования.

Известен способ фиксации цезия в фазе поллуцита в результате термической обработки природного цеолита - итальянского туфа, обогащенного филлипситом, который включает стадии ионного обмена с получением Cs-формы цеолита и его прокаливания при 1000°С [Bosch P., Caputo D., Liguori В., Collela С. Safe trapping of Cs in heat-treated zeolite matrices //J. Nucl. Mater., 2004, v.324, №2-3, p.183-188]. Продукт термической обработки удовлетворительно удерживает цезий в ходе длительного контакта с дистиллированной водой. Недостатком способа является переменный состав природных туфов, и, как следствие, непредсказуемый фазовый состав конечной формы захоронения цезия.

Известен также способ фиксации цезия и стронция в минералоподобных фазах поллуцита и Sr-полевого шпата с использованием пористых микросферических материалов на основе ценосфер летучих энергетических зол - пористых матриц блочного типа и микросферических цеолитных сорбентов, содержащих фазы цеолита NaX, NaA и/или NaP1 [Верещагина Т.А., Аншиц Н.Н., Шаронова О.М. и др. Полифункциональные микросферические материалы для долговременного захоронения жидких радиоактивных отходов. // Физика и химия стекла, 2008, т.34, №5, с.712-726]. Для получения пористых матриц блочного типа ценосферы подвергают спеканию со связующим материалом или без него при температурах 850-950°С или 1050-1100°С. За счет высокой открытой пористости (40-90%), однородной пористой структуры заданного химического состава, термостабильности и кислотоустойчивости (93-98%) пористых матриц отверждение с их использованием реализуется путем насыщения порового пространства матриц растворами РАО, удаления влаги в процессе сушки и кальцинации солей непосредственно в порах матрицы при температуре 700-900°С. При этом протекает взаимодействие щелочных и щелочно-земельных элементов с материалом матриц с получением конечного минералоподобного продукта. В случае отверждения в пористых матрицах растворов, содержащих цезий, получают алюмосиликатные фазы фельдшпатоидов - поллуцита и Cs-содержащего нефелина. Отверждение Sr-содержащих растворов приводит к фиксации стронция преимущественно в алюмосиликатной фазе типа Sr-полевого шпата. Вместе с тем, в процессе кондиционирования растворов РАО наблюдаются явления высаливания на поверхности пористого блока на стадии сушки, что относится к недостаткам использования блочного пористого материала.

Микросферический цеолитный сорбент получают путем гидротермальной обработки ценосфер в присутствии щелочи. Термическая обработка такого микросферического цеолитного сорбента в заданном температурном режиме после стадии ионного обмена Na + →Cs + или Na + →1/2Sr 2+ позволяет провести контролируемое превращение Cs,Na- или Sr,Na-формы цеолитного компонента в фазу поллуцита или полевого шпата, соответственно, с сохранением микросферической формы предшественника. Наиболее оптимальным типом цеолита, исходя из термодинамических характеристик процессов ионного обмена и возможности фазовой трансформации при относительно низкой температуре, считается цеолит NaP1 с каркасной структурой типа жисмондина, который способен достаточно эффективно фиксировать ионы Cs + и Sr 2+ и одновременно является менее термостабильным по сравнению с цеолитами с другой топологией каркаса. К недостаткам данного способа можно отнести его многостадийность, наличие щелочных стоков и неустойчивость сорбента в кислой среде.

Известен способ отверждения реэкстракта цезия-137 [пат. РФ №2317604, G21F 9/16] с использованием пористого алюмосиликатного стеклокристаллического блока на основе полых стеклокристаллических микросфер, который предусматривает смешение исходного реэкстракта цезия-137 с концентрированной ортофосфорной кислотой в молярном отношении в пересчете на оксид цезия и пентаоксид фосфора не более 0,5, многократное проведение цикла «насыщение пористого алюмосиликатного стеклокристаллического блока - сушка в его порах» с последующей кальцинацией соли цезия. Способ позволяет отверждать реэкстракт цезия-137 в пористый материал без высаливания на его поверхности соли цезия на стадии сушки и снизить летучесть паров цезия на стадии кальцинации не менее чем в 80 раз. Массовая емкость отвержденного продукта по Cs 2 O составила 10,2-18,0%, причем цезий в присутствии P 2 O 5 фиксировался как в минералоподобной фазе поллуцита CsAlSi 2 O 6 , так и алюмосиликофосфатной стеклофазе. Недостатком способа является недостаточно низкая скорость выщелачивания цезия из отвержденных продуктов в дистиллированную воду - (1,5-3,6)·10 -5 г/см 2 ·сут при 20°С (эта величина по требованиям ГОСТ Р 50926-96 должна быть ≤1·10 -6 г/см 2 ·сут), что, вероятно, обусловлено нахождением части цезия в стеклофазе.

Известен способ [пат. РФ №2361299, G21F 9/00] иммобилизации изотопов трансурановых элементов радиоактивных отходов в алюмосиликатной стеклокерамике, который по первому варианту включает осаждение радиоактивных элементов на полученном гальванохимическим способом гидроксиде железа (III), а по второму варианту - на торфе, приготовление матрицы из смеси осушенных осажденных радиоактивных элементов и бентонитовой (монтмориллонитовой) глины с введением в смесь поглотителя нейтронов - оксида кадмия при обеспечении соотношения компонентов в пересчете на оксиды, мас.%: трансурановые элементы - 15-17; SiO 2 - 65-73; Al 2 O 3 - 8-12; сумма оксидов (Na 2 O, K 2 O, MgO, CaO, FeO и др.) - 6-10; поглотитель нейтронов CdO - 0,5; формирование ударным прессованием гранул, состоящих из оболочки и сердечника, при этом оболочка выполнена из спрессованной гомогенной смеси бентонитовой глины и 10-30 мас.% SiO 2 , сердечник - из спрессованной смеси радиоактивных элементов и бентонитовой (монтмориллонитовой) глины, при соотношении оболочка/сердечник, равном от 1/20 до 1/10 мас.%. Далее сформированные гранулы сушат, спекают нагревом от комнатной или температуры 180°С со скоростью повышения температуры от 1 до 25°С в минуту до температуры конечной выдержки от 1000 до 1200°С (по первому варианту) или от 1100 до 1200°С (по второму варианту) в течение от 2 до 8 часов для получения риолитоподобных стеклокерамических блоков и охлаждают. Способ обеспечивает создание для консервации изотопов трансурановых элементов риолитоподобных стеклокерамических блоков, близких по свойствам к природным материалам - высокотемпературным метаморфическим породам (контактовые роговики) и вулканическим стеклам. Способ позволяет получать также андезитоподобные и базальтоподобные стеклокерамики, которые по скорости выщелачивания урана уступают риолитоподобным материалам. Существенным недостатком данного способа является наличие пылящей стадии гомогенизации композиций дисперсных порошков глин или торфа с радиоактивными элементами, что делает его экологически опасным процессом.

Наиболее близким к заявляемому является способ захоронения радиоактивных отходов в горных породах [пат. РФ №2064696, МПК 6 G21F 9/32], который включает получение матричных блоков путем смешивания частиц радиоактивного вещества с наполнителем, состоящим из природных стабильных материалов, и последующего спекания полученной шихты при высоких температурах. Способ позволяет повысить надежность захоронения РАО за счет практического исключения взаимодействия матрицы с горной породой и растворения ее в поровых растворах породы, выбранной для захоронения. В качестве исходных используют РАО, предварительно фракционированные на элементы или группы химически подобных элементов, а для захоронения выбирают породу, в минеральную ассоциацию которой входит минерал, способный служить концентратором этих элементов. Проводят синтез этого минерала с высоким содержанием фракционированных радиоактивных элементов, а в качестве наполнителя для спекания матрицы берут саму породу или смесь некоторых минералов, входящих в ее состав, причем для получения более плотного спека и снижения температуры спекания наполнитель предварительно переводят в стеклообразное состояние. Для ускорения процесса спекания и совмещения его с кристаллизацией стекла, спекание проводят в газостате или автоклаве в присутствии 0,3-1,0% воды при внешнем давлении на контейнер 0,2-1 кбар и температуре 500-850°С. Возможными стеклообразными наполнителями для захоронения фракционированных РАО различного типа ( 137 Cs, 90 Sr, 109 J, лантаноиды, актиноиды) в толще щелочных пород (нефелиновые сиениты, уртиты и др.) могут быть нефелин-альбитовое стекло или стекло из породы, в гранитной породе - кварц-полевошпатовое стекло или природные стекла (обсидиан, перлит), в андезите - андезитовое стекло, в базальте (габбро) - базальтовые стекла. Недостатком данного способа является сложность, трудоемкость и повышенная энергоемкость технологического процесса, обусловленная необходимостью организации добычи соответствующей породы из вмещающего горного массива, предварительного измельчения породы до крупности 50 мкм и ее последующего перевода в стеклообразное состояние путем расплавления при относительно высоких температурах (температура плавления нефелина - 1526°С, альбита - 1400°С, кварца - 1710°С). Способ выбран за прототип.

Целью заявляемого технического решения является упрощение и снижение энергоемкости процесса отверждения жидких РАО в форме минералоподобной керамики, геохимически совместимой с материалом горных пород, выбранных для захоронения РАО, а именно, гранитоидами.

Заявляемый технический результат достигается использованием в качестве минералообразователя и наполнителя ценосфер из летучих зол от сжигания угля, которые смешивают с раствором радиоактивных отходов в заданном соотношении, после чего проводят упаривание ценосферно-водной суспензии при температуре 80-100°С с получением ценосферно-солевой композиции, которую подвергают кальцинации при температуре 750-1100°С в течение заданного времени с получением микросферического стеклокристаллического материала, содержащего минеральные фазы-фиксаторы радионуклидов. Способ отличается тем, что в качестве минералообразователя и наполнителя используют перфорированные ценосферы с отношением SiO 2 /Al 2 O 3 =3,4. Другим отличием является то, что отверждают нитратные 137 Cs-содержащие растворы с высокой концентрацией солей натрия, кальцинацию ценосферно-солевой композиции проводят при 750°С в течение 3-24 часов с получением минералоподобных композиций, содержащих нефелин в качестве фазы-фиксатора радионуклида 137 Cs. Отличием является также то, что отверждают нитратные 137 Cs-содержащие растворы, кальцинацию ценосферно-солевой композиции проводят при 750°С в течение 24 часов или 1100°С в течение 3 часов с получением минералоподобных композиций, содержащих поллуцит в качестве фазы-фиксатора радионуклида 137 Cs.

Сущность заявляемого технического решения заключается в следующем. Ценосферы образуются из минеральной части углей при их пылевидном сжигании на тепловых электростанциях и фактически являются доступным возобновляемым алюмосиликатным сырьем с годовым объемом производства в России свыше 100 тыс. тонн [Л.Я.Кизильштейн, И.В.Дубов, А.Л.Шпицглуз, С.Г.Парада, Компоненты зол и шлаков ТЭЦ, М.: Энергоатомиздат, 1995, 176 с.]. Ценосферы представляют собой мелкодисперсный сыпучий порошок, состоящий из полых частиц сферической формы диаметром 20-500 мкм с тонкой, толщиной 5-10 мкм, стеклокристаллической оболочкой на основе алюмосиликатного стекла (85-95%) с включениями минорных количеств фаз кварца, муллита и железистой шпинели, т.е. являются метастабильными системами, способными к полиморфной трансформации под действием термической или гидротермальной обработки.

Одним из критериев применимости ценосфер в качестве прекурсоров минералоподобных форм захоронения радионуклидов цезия и стронция является кремнезем-глиноземное отношение SiO 2 /Al 2 O 3 . Эта величина является геохимическим индикатором минеральных форм угля, ответственных за образование ценосфер и представленных в основном кварцем и алюмосиликатами (до 75%), такими как глинистые минералы (каолинит, иллит), слюды (мусковит), полевые шпаты и цеолиты (анальцим) [М.Я.Шпирт, Безотходная технология. Утилизация отходов добычи и переработки твердых горючих ископаемых. / Под ред. Б.Н.Ласкорина. - М.: Недра. - 255 с.]. В свою очередь это позволяет спрогнозировать возможность направленной кристаллизации в композициях ценосфер с дополнительно введенными щелочными и/или щелочно-земельными элементами минералоподобных фаз, характеризующихся близким или меньшим отношением SiO 2 /Al 2 O 3 . С точки зрения возможности получения мономинеральных продуктов в процессе термохимических превращений ценосфер определяющими критериями выбора состава ценосфер являются как отношение SiO 2 /Al 2 O 3 , так и содержание балластных компонентов (например, железа), не участвующих в образовании фаз, включающих щелочные и/или щелочно-земельные элементы.

При создании процессов отверждения РАО для захоронения в гранитоидах Нижнеканского гранитоидного массива следует ориентироваться на сырье, наиболее приближенное к месту захоронения. Таким сырьем могут являться ценосферы от сжигания углей Кузнецкого бассейна, в частности, образующиеся на Томь-Усинской ГРЭС и Новосибирской ТЭЦ-5. Кузнецкие угли характеризуются наиболее высоким выходом ценосфер в результате их сжигания (>1%), причем при прогнозируемом повышении потребления в России кузнецких углей в ближайшее десятилетие ожидается увеличение образования ценосфер в 2-2,5 раза. По своему алюмосиликатному модулю концентраты ценосфер из летучих зол от сжигания кузнецких углей (Новосибирская ТЭЦ-5, Томь-Усинская ГРЭС, Владимирская ТЭЦ-1, Беловская ГРЭС) соответствуют большинству среднекислых магматических пород (SiO 2 /Al 2 O 3 =3±0,6) [С.В.Ефремова, К.Г.Стафеев. Петрохимические методы исследования горных пород. - М.: Недра, 1985. - 511 с.], а с учетом невысокого содержания железа (4-5 мас.% в расчете на Fe 2 O 3 ) наиболее близки к гранитоидам.

Известны способы разделения концентратов ценосфер [пат. РФ №2212276, МПК В03В 7/00; пат. РФ №2328347, МПК В03В 9/04], позволяющие отделять ценосферы от загрязняющих примесей и выделять узкие фракции ценосфер, различающиеся по составу, морфологии и свойствам. При разделении концентратов ценосфер возможно получение узких фракций с минимальным содержанием железа (менее 4 мас.% Fe 2 O 3 ) в диапазоне отношений SiO 2 /Al 2 O 3 =1,2-3,5 [Васильева Н.Г., Верещагина Т.А., Аншиц Н.Н. и др. Микросферические алюмосиликатные сорбенты для отверждения жидких радиоактивных отходов в минералоподобной форме. // Химия в интересах устойчивого развития, 2010, №3], соответствующим составам каркасных алюмосиликатных минералов магматических пород (фиг.1).

Кондиционирование жидких РАО совместно с ценосферами может быть реализовано по схеме: «смешивание ценосфер с раствором РАО с получением водно-ценосферной смеси - удаление влаги с получением ценосферно-солевых композиций - кальцинация с получением минералоподобных стеклокристаллических композиций». Дополнительным преимуществом использования ценосфер является ускорение процесса удаления влаги из раствора ВАО за счет увеличения поверхности испарения вследствие смачивания слоя ценосфер, распределенных на поверхности водной фазы. Использование перфорированных ценосфер (фиг.2), характеризующихся наличием сквозных пор в оболочке, позволит получить на стадии удаления влаги более однородные ценосферно-солевые композиции.

На фиг.1 приведены составы минералов магматических горных пород (обозначены - О) и ценосфер Томь-Усинской ГРЭС (обозначены звездочкой). Сплошными линиями показаны твердые растворы между полевыми шпатами.

На фиг.2 приведены микрофотографии перфорированных ценосфер двух типов, выделенных из летучих зол от сжигания кузнецких углей (по данным растровой электронной микроскопии).

Сущность изобретения демонстрируется следующими примерами.

ПРИМЕР 1. Отверждают радиоактивные солевые растворы от регенерации ионообменных смол, в которых содержание NaNO 3 - 96 г/л, 137 Cs - 6,1×10 8 Бк/л. Для отверждения используют фракцию перфорированных ценосфер - 0,5+0,25 мм с насыпной плотностью 0,38 г/см 3 , выделенную из концентрата ценосфер Томь-Усинской ГРЭС и характеризующуюся следующим химическим и фазовым составом (мас.%):

Химический состав
SiO 2 Al 2 O 3 Fe 2 O 3 СаО MgO Na 2 O K 2 O TiO 2 SiO 2 /Al 2 O 3 (мас.)
66,36 19,60 3,44 2,74 2,24 1,40 2,90 0,18 3,4
Фазовый состав
Стеклофаза Кварц, SiO 2 Муллит, Al 6 Si 2 O 13 Кальцит, СаСО 3
92,2 5,9 1,5 0,4

К навеске ценосфер 5 г добавляют 19 мл раствора регенерата, ориентируясь на получение нефелина (содержание Na 2 O в конечном компаунде 12,7%), после чего полученную ценосферно-водную смесь нагревают при перемешивании при 80-100°С до полного удаления влаги. Затем полученную ценосферно-солевую композицию подвергают термической обработке при 750°С в течение 3 часов. Конечный продукт представляет собой микросферический стеклокристаллический материал, содержащий кристаллические фазы нефелина (17,5%) и кварца (3,2%) и характеризующийся скоростью выщелачивания цезия 5,3·10 -9 г/см 2 ×сутки (21 сутки, 25±3°С, ГОСТ Р 52126-2003), что более, чем на 2 порядка ниже, чем установлено российскими требованиями к отвержденным высокоактивным отходам (ГОСТ Р 50926-96 и НП-019-2000).

ПРИМЕР 2. Отверждают радиоактивные солевые растворы от регенерации ионообменных смол, как в примере 1, но термическую обработку ценосферно-солевой композиции проводят при 750°С в течение 24 часов. Полученный стеклокристаллический материал содержит в качестве кристаллической составляющей фазы нефелина (26,8%) и кварца (3,4%).

ПРИМЕР 3. Отверждают имитатор 137 Cs-содержащих жидких отходов на основе раствора нитрата цезия (10 г/л) с использованием процедуры, описанной в примере 2. Вводят 35% Cs 2 O. Полученный стеклокристаллический материал содержит в качестве кристаллической составляющей фазу поллуцита (52,9%), а также минорные количества фаз кварца и гематита.

ПРИМЕР 4. Отверждают имитатор 137 Cs-содержащих жидких отходов на основе раствора нитрата цезия, как в примере 3, но термическую обработку проводят при 1100°С в течение 3 часов. Вводят 35% Cs 2 O. Полученный стеклокристаллический материал содержит в качестве кристаллической составляющей фазу поллуцита (79,1%), а также минорные количества фаз кварца и гематита и характеризуется скоростью выщелачивания цезия 1,6·10 -8 г/см 2 × сутки (5 суток, 25±3°С, ГОСТ Р 52126-2003).

Реализация заявляемого технического решения не ограничивается приведенными примерами. В случае отверждения РАО, содержащих щелочноземельные элементы ( 90 Sr), формируется стеклокристаллический материал, содержащий минералоподобные фазы полевого шпата (Sr-анортит). Наряду с ценосферами с отношением SiO 2 /Al 2 O 3 =3,4 в процессе иммобилизации РАО могут быть использованы ценосферы с меньшим соотношением SiO 2 /Al 2 O 3 в диапазоне 1,2-3,4.

Таким образом, приведенные примеры показывают, что способ обеспечивает отверждение жидких радиоактивных отходов, содержащих нитраты щелочных металлов (Na, 137 Cs), с использованием ценосфер летучих зол от сжигания кузнецкого угля в форме стеклокристаллического материала с иммобилизацией катионов Na + и Cs + в минералоподобных матрицах структурного типа фельдшпатоидов (нефелина и поллуцита), геохимически совместимых с гранитоидами. Процедура кондиционирования с применением заявленных режимов термической обработки ценосферно-солевых композиций (750-1100°С) является технологически простой и менее энергоемкой по сравнению с прототипом. Поскольку расплавления композиции не происходит, конечный отвержденный продукт представляет собой сыпучий микросферический материал, который по параметру химической устойчивости удовлетворяет российским требованиям к отвержденным высокоактивным отходам (ГОСТ Р 50926-96 и НП-019-2000). Монолитная минералоподобная форма отходов может быть получена путем перевода кальцинированных композиций в расплавленное состояние с последующим контролируемым охлаждением расплава.

1. Способ иммобилизации радиоактивных отходов в минералоподобной матрице, включающий синтез минерала с высоким содержанием радиоактивных элементов и смешивание частиц радиоактивного минерала с наполнителем в стеклообразном состоянии, состоящим из стабильных материалов, с последующей термической обработкой полученной шихты при высоких температурах, отличающийся тем, что синтез минерала и смешивание с наполнителем проводят одновременно, а в качестве минералообразователя и наполнителя используют ценосферы из летучих зол от сжигания угля, которые смешивают с раствором радиоактивных отходов в заданном соотношении, после чего проводят упаривание ценосферно-водной смеси с получением ценосферно-солевой композиции, которую подвергают кальцинации при температуре 750-1100°С в течение заданного времени с получением стеклокристаллического материала, содержащего минералоподобные фазы-фиксаторы радионуклидов.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве минералообразователя и наполнителя используют перфорированные ценосферы с отношением SiO2/Al2O3=3,4.

3. Способ по п.2, отличающийся тем, что отверждают нитратные 137Cs-содержащие растворы с высокой концентрацией солей натрия, кальцинацию ценосферно-солевой композиции проводят при 750°С в течение 3 ч с получением минералоподобных композиций, содержащих нефелин в качестве фазы-фиксатора радионуклида 137Cs.

4. Способ по п.2, отличающийся тем, что отверждают нитратные 137Cs-содержащие растворы, кальцинацию ценосферно-солевой композиции проводят при 750°С в течение 24 ч или 1100°С в течение 3 ч с получением минералоподобной композиции, содержащей поллуцит в качестве фазы-фиксатора радионуклида 137Cs.



 

Похожие патенты:
Изобретение относится к области радиохимической технологии и может быть использовано для иммобилизации радиоактивных отходов. .
Изобретение относится к способам иммобилизации жидких радиоактивных отходов предприятий атомной промышленности методами остекловывания. .
Изобретение относится к иммобилизации жидких радиоактивных отходов от переработки ядерного топлива. .

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 обработки материалов с радиоактивным заражением, а именно к отверждению с последующей иммобилизацией жидких радиоактивных отходов (ЖРО), в частности, отработанных радиоактивно-загрязненных смазочно-охлаждающих жидкостей (СОЖ).
Изобретение относится к области переработки жидких радиоактивных отходов, в частности к составам для иммобилизации жидких гомогенных и гетерогенных радиоактивных отходов (РАО) путем их остекловывания.

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 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 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 ядерной энергетики, в частности к способам переработки радионуклидов щелочноземельных и редкоземельных элементов из отработанного ядерного 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 способу остекловывания продуктов деления, получаемых при переработке облученного топлива

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 отверждению радиоактивных отходов, преимущественно жидких (ЖРО), в контейнерах для их хранения, транспортирования и захоронения
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 радиохимической технологии переработки жидких высокоактивных отходов. Способ иммобилизации ВАО в пористую стеклокерамическую матрицу, получаемую путем вспенивания расплава утилизированного лампового стекла. Иммобилизация и фиксация радионуклидов в пористую стеклокерамику осуществляется при проведении следующих процессов: пропитка стеклокерамики, насыщение, сушка, нагревание с отгонкой газообразных продуктов, прокалка при 1000°С. Изобретение позволяет использовать доступный, дешевый сорбент с высоким значением открытой пористости (до 90%). 5 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к проблемам охраны окружающей среды, в частности к процессам кондиционирования методом цементирования жидких радиоактивных отходов (ЖРО), включая борсодержащие ЖРО. Кондиционирования жидких радиоактивных отходов проводят цементированием с использованием электромагнитной обработки в вихревом слое с ферромагнитными телами вращения и последующим отверждением продукта. В качестве ферромагнитных тел вращения используют мелкодисперсные или нанодисперсные порошки оксидов железа, которые вносят в исходные жидкие радиоактивные отходы в количестве не менее 5% (масс.). Далее радиоактивные отходы последовательно подвергают электромагнитной обработке в вихревом слое и смешиванию с портландцементом при раствороцементном отношении не менее 0,6. В качестве ферромагнитных тел вращения используют мелкодисперсные или нанодисперсные порошки оксидов железа размером соответственно 30-50 мкм и 30-80 нм, а в качестве жидких радиоактивных отходов используют жидкие борсодержащие радиоактивные отходы с общим солесодержанием до 500 г/дм3. Электромагнитную обработку проводят в "вихревом слое" не менее 30 секунд. Изобретение позволяет сократить срок отверждения, повысить прочность цементной матрицы и расширить виды отверждаемых ЖРО. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.
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 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 переработке жидких радиоактивных отходов, преимущественно азотнокислых, содержащих щелочные и щелочно-земельные элементы, в том числе соли натрия, радиоизотопы 137Cs и 90Sr

Наверх