Способ иммобилизации жидких высокорадиоактивных отходов в стеклокерамику


 


Владельцы патента RU 2494483:

Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" (RU)

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 области радиохимической технологии и может быть использовано для иммобилизации жидких высокорадиоактивных отходов (ВАО) в твердотельную матрицу, изготовленную на основе легкоплавкого пористого стекла.

Известно несколько способов отверждения жидких радиоактивных отходов и перевода их в устойчивую к условиям хранения форму:

1. Остекловывание концентрированных РАО.

2. Перевод упаренных жидких отходов в керамику, в которой РАВ включены в состав устойчивых кристаллических фаз.

3. Перевод отходов в стеклокерамику. Эта технология близка к остекловыванию, но при ее осуществлении происходит частичная раскристаллизация стеклянной матрицы с образованием некоторого количества кристаллических фаз.

4. Иммобилизация РАО с помощью адсорбционного механизма; при этом адсорбентами могут быть силикагели, битумы, цементы, пористые матрицы.

Технология перевода жидких РАО в стекло заключается в смешивании содержимого РАО с компонентами стекла (боросиликатного, алюмосиликатного, фосфатного или свинцового), варке такого стекла усложненного состава при температурах 1050-1400°C и его застывании. При этом для достижения химической и механической прочности, а также малого значения выщелачивания элементов РАО в воду проводят тщательные исследования оптимального соотношения всех исходных соединений, режимов варки, допустимости перехода некоторых компонентов стекла в кристаллическую фазу (Holland D., Parkinson B.C., Islam M.M., Duddridge A., Roderick J.M., Howes A.P., Scales Ch.R. «NMRR Investigation of Cation Distribution in HLW Wasteform Glass», Proc. of sympos. "Sci. Basis for Nucl. Waste Management XXXI", 2007, vol.1107, p.p.199-206 // Алой А.С., Трофименко А.В., Исхакова О.А., Колычева Т.И. «Разработка состава матрицы для остекловывания концентрата Sr и Cs из ВАО» «Радиохимия», 1997, т.39, №6, стр.562-568).

Пористые матрицы также используются для иммобилизации РАО. Известен способ использования для таких целей пенокорунда (Козарь А.А. «Использование пористых материалов в качестве матриц-носителей радионуклидов для иммобилизации и трансмутации радиоактивных отходов», автореферат канд. диссерт., Москва, 1994). После пропитки пенокорундовой матрицы раствором имитатора РАО она прокаливалась при температурах 700-900°C, при этом элементы РАО переходили в оксидные соединения, прочно закрепляясь на стенках пор. Известны материалы с хорошими характеристиками на основе пористых стеклянных матриц. В изобретении (патент US 4224177, G21F 9/16, G21F 9/30, 1980) иммобилизацию РАО осуществляли инкапсуляцией жидких и газообразных радионуклидов в пористое стекло, которое по принципу "молекулярной начинки" использовалось в паре с непористым стеклом. При нагревании до высоких температур поры в таком стекле заплавлялись, и радионуклиды оказывались как бы в двойной изоляции. Известны пористые стеклокерамические матрицы различного состава (Патент RU 2059308, G21F 9/16, 1996// Патент RU 2196119, C04B 38/08, C03C 11/00, 2003 // Патент RU 2165110, C04B 38/08, G21F 9/16, 1999 // Зыкова И.Д. "Полуфункциональные пористые стеклокристаллические материалы на основе ценосфер энергетических зол для иммобилизации радиоактивных отходов", автореферат канд. диссерт., Красноярск, 2007).

Все перечисленные выше пористые материалы были специально разработаны для иммобилизации опасных отходов и изготавливались из химических реагентов по сложной многоступенчатой технологии. Так как в задачу предлагаемого изобретения входило использование дешевой пористой матрицы, являющейся изначально побочным продуктом производства, то наиболее близким к заявляемому можно считать способ, описанный в патенте RU 2190890, G21F 9/16, 2002. В указанном патенте предложен метод отверждения жидких РАО в пористых стеклокерамических блоках, сформированных из полых стеклокристаллических микросфер, выделенных из летучих зол от сжигания каменных углей. Такие блоки обладают высокой термоустойчивостью, большим значением открытой пористости, надежной фиксацией радионуклидов внутри блоков после кальцинации. Скорость выщелачивания радионуклидов из керамизированных блоков была не больше положенной по ГОСТу.

Процедура насыщения блоков жидкими отходами и дальнейшая их обработка с целью фиксации нуклидов не связаны с какими-нибудь технологическими трудностями. Но процесс изготовления самих блоков является довольно трудоемким. Сначала из летучей золы получают ценосферы, потом проводят их сортировку по размерам и магнитным свойствам, степени перфорации стенок, затем отобранные ценосферы переводят в блоки путем консолидации со связующим веществом, прессования, сушки и спекания.

Задачей изобретения является надежная иммобилизация ВАО в дешевый и нетрудоемкий материал.

В предлагаемом способе предусмотрено использование готовых стеклокерамических блоков, получаемых при утилизации бытового лампового стекла. Блоки по составу близки к обычному алюмосиликатному стеклу (SiO2+Na2O+Al2O3+CaO + незначительные добавки Fe2O3, K2O, MgO), из которого изготавливают ламповые баллоны, с добавлением материалов, входящих в полную сборку лампы. Технология изготовления пористых, имеющих структуру губки, блоков предусматривает переплавку боя лампового стекла с добавлением графита и применением воздушно-кислородной продувки. Такие блоки используются в качестве теплоизоляционного материала. В способе использовали стеклокерамические блоки, получаемые при утилизации галогенных ламп. Они обладают большим значением открытой пористости (от 50 до 90%). Значение кажущейся плотности таких блоков составляет 0,2 г/см3. Для их пропитки использовался раствор - имитатор реального рафината с общей концентрацией элементов отходов 100 г/л. Содержание лантанидов в растворе составляло 50 г/л, цезия - 13 г/л, бария - 8 г/л, кобальта - 7 г/л, стронция - 5 г/л, железа - 3 г/л. Никель, хром и рубидий, находились в рафинате в концентрациях меньших, чем 1 г/л.

Поставленная задача по фиксации жидких РАО в пористых стеклоблоках была решена в предлагаемом способе, предусматривающем осуществление следующих операций:

1. Взвешенные пористые стеклокерамические блоки, имеющие структуру губки, целиком погружались во взвешенный рафинатный раствор. Пропитка и насыщение осуществлялись в течение 3-4 дней.

2. В некоторых опытах губка, пропитанная раствором рафината, подвергалась 2-х-5-кратному насыщению для достижения большей степени заполнения пор, в другой части опытов губка погружалась в упаренный на 1/3 исходный раствор, и насыщение проводилось в более концентрированной среде.

3. Губку с адсорбированными компонентами рафината высушивали при 80-100°C и удаляли из нее газообразные продукты путем постепенного нагревания до 400°C.

4. Высушенная и обезгаженная губка подвергалась прокаливанию при 1000°C. При этом происходило расплавление исходной матрицы и ее уплотнение.

5. В некоторых опытах проплавленные блоки с включенными элементами РАО засыпались стеклянной фриттой и оплавлялись; таким образом осуществлялось дополнительное капсулирование радионуклидов, перешедших в стеклокерамику.

6. Проверялась полнота фиксации элементов рафината в стеклокерамической губке, подвергаемой насыщению с одновременным полным упариванием раствора рафината. После осуществления операций, описанных в пунктах 1-4, прокаленная при 1000°C губка не достигала стадии плавления, а выглядела плотным керамическим спеком.

7. Плавленый материал и керамические спеки исследовались методами оптической микроскопии и зондового микроанализа.

Представленный способ является простым и малозатратным по сравнению с другими, в которых для иммобилизации РАО используются пористые матрицы, специально разрабатываемые для этой цели. При его осуществлении не требуется применения технологических операций, связанных с сортировкой, использованием связующих материалов, пропиткой пор металлосодержащими соединениями, горячим прессованием, высокотемпературным спеканием, как описано в прототипе. Использовались готовые пористые блоки, изготовленные из продуктов утилизации галогенных ламп, уже нашедшие применение в качестве теплоизоляционного материала. Причем, в отличие от вспененного простого стекла, пористое стекло - продукт переработки ламп - имеет хорошие впитывающие свойства. Блоки из него функционируют как впитывающая губка, способная поглощать значительные количества рафинатных растворов. Выбранный режим температурной обработки позволяет получать на выходе плавленые монолиты с включенными РАО в виде устойчивых оксидных соединений. Включение радионуклидов в состав застывшего расплава, а не в прессованную керамику, как это описано в прототипе, способствует более прочной фиксации элементов ВАО в предложенной матрице.

Следующие примеры иллюстрируют варианты применения предлагаемого способа.

Пример 1

Блок исходного пористого стекла погружался в рафинатный раствор. Для полного погружения использовалась крышка - «грузило», так как кажущаяся плотность пористой матрицы 0,2 г/см3. В течение 3-х дней проводилось 2-х-5-кратное насыщение с промежуточной сушкой при 80-100°С. В дальнейшем было показано, что при 5-кратном насыщении впитывающая емкость пористой матрицы увеличивается лишь на 3-4%, по сравнению с 2-х-кратным насыщением. После последней сушки при 80-100°С насыщенный солями блок помещался в термостат, постепенно нагревался до 400°С и выдерживался при этой температуре 1,5-2,0 часа до полного удаления оксидов азота и других летучих продуктов. Далее блок нагревался до 1000°С и выдерживался при этой температуре в течение 3-х часов. Остывший блок представлял собой плавленый монолит. Полученный стеклокерамический блок разрезался на фрагменты, в которых зондовым микроанализом определялись концентрации различных элементов. По данным анализа все элементы, присутствовавшие в рафинате, перешли в стеклокерамическую матрицу, но в разных количественных и фазовых соотношениях. При 30-32%-ной степени заполнения блока оксидными соединениями рафинадных элементов редкоземельные элементы, имитирующие актиниды и адсорбированные из раствора, более чем на 90% закрепились в твердой матрице. Из них ~85% образовали устойчивую кристаллическую фазу, равномерно вкрапленную в стеклянную массу, остальные РЗЭ вошли в состав стекла. Цезий также в большей степени вошел в состав кристаллических фаз (типа поллуцита), но количественно ~40% цезия, первоначально адсорбированного из раствора, сохранилось в плавленой стеклокерамической матрице. Такие элементы как железо, кобальт, никель равномерно вошли в состав стекла. Барий и стронций зафиксировались в матрице в количестве, не превышающем 10% от содержащегося в адсорбированном растворе. Большая доля молибдена вошла в состав стекла, но общее его количество в остеклованной матрице было около 60% от адсорбированного первоначально из раствора. Кальций, не содержащийся в рафинате, но входящий в состав стеклянного пористого блока, в небольших количествах перешел из стекла во вновь образовавшиеся кристаллические фазы.

Пример 2

Рафинатный раствор был сначала упарен при температуре 80-95°C на 1/3 от первоначального объема, затем в него был помещен пористый блок. Далее, используя 2-х кратную пропитку, были повторены все операции, описанные в примере 1. В плавленом после окончательной прокалки монолитном блоке «рафинатных» элементов оказалось - на 1/3 больше, чем в первом примере. Т.е. степень насыщения блока перешедшими в оксидные формы элементами рафината составила 40-42%. Но пропорции зафиксированных в стеклокерамической матрице элементов и их распределение по фазам аналогичны тем, которые были обнаружены в примере 1.

Пример 3

Блок исходного пористого стекла был погружен в рафинатный раствор, после чего раствор был подвергнут полному упариванию. Последующие процессы повторялись в той же последовательности и с соблюдением тех же параметров, как это было описано в примере 1. После прокалки при 1000°C образец превратился в непроплавленный керамический спек с неоднородным распределением кристаллических включений. Т.е. элементы рафината, адсорбированные в большей, чем в примере 2 концентрации (степень заполнения блока оксидными соединениями элементов рафинатного раствора составила 49%), начали вступать в твердофазные реакции как друг с другом, так и с компонентами пористой стеклянной губки. При этом происходило образование тугоплавких кристаллических фаз и, одновременно, расстекловывание самой губки. Этот образец для проверки возможности использования его в качестве пригодной матрицы - фиксатора РАО - был засыпан стеклянной фриттой и, после ее проплавления инкапсулирован в это стекло.

Пример 4

Плавленый после выдержки при 1000°C образец из примера 2, так же, как керамический блок примера 3, засыпался стеклянной фриттой, имеющей температуру плавления 800°C, оплавлялся этим «чистым» стеклом и, таким образом, оказывался дополнительно защищенным такой стеклянной капсулой.

В образцах из второго примера были измерены скорости выщелачивания некоторых элементов. В образцах примеров 3 и 4 (с капсуляцией в стеклянную оболочку) определялись скорости выщелачивания только цезия.

Измеренные скорости выщелачивания (пример 2) составили: для La - 10-3 г/м3·сут, для Се - 6·10-3 г/м2·сут, для Cs - 5·10-1 г/м2·сут, для Sr - 3·10-1 г/м2·сут. Скорость выщелачивания цезия из остеклованного образца примера 3 составила 6-10-2 г/м2·сут, из образца 4, обработанного таким же способом, 0,810-2 г/м2·сут. Определение скоростей выщелачивания проводили по методике МСС-1 в дистиллированной воде при 90°C в течение 90 дней. Измеренные значения скоростей выщелачивания компонентов рафината находятся в соответствии с требованиями ГОСТа [ГОСТ Р50926-96 «Отходы высокоактивные отвержденные. Технические требования»].

1. Способ иммобилизации жидких высокорадиоактивных отходов (ВАО) в стеклокерамику, включающий многократную пропитку исходного пористого материала раствором ВАО, сушку, ступенчатый нагрев до 1000°С с отгонкой газообразных продуктов, отличающийся тем, что в качестве сорбента используют утилизированное ламповое стекло, специально переработанное в пористое путем вспенивания его расплава.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что пропитку сорбента осуществляют из упаренного на 1/3 исходного раствора ВАО.

3. Способ по п.2, отличающийся тем, что полученный после прокаливания при 1000°С проплавленный монолит капсулируют в стекло.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что насыщение сорбента проводят с одновременным полным упариванием исходного раствора.

5. Способ по п.4, отличающийся тем, что полученный после прокаливания при 1000°С керамический спек капсулируют в стекло.

6. Способ по п.1, отличающийся тем, что из пропитанных исходным раствором и высушенных при 80-100°С стеклокерамических блоков отгоняют газообразные продукты путем постепенного нагревания их до 400°С и выдержки при этой температуре 1,5-2,0 ч.



 

Похожие патенты:
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 отверждению радиоактивных отходов, преимущественно жидких (ЖРО), в контейнерах для их хранения, транспортирования и захоронения. .

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

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.
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 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 области кондиционирования жидких радиоактивных отходов методом цементирования, а именно к составу для отверждения жидких радиоактивных отходов, состоящему из портландцемента и природной минеральной добавки. При этом в качестве природной минеральной добавки используют высококремнеземистый природный материал с содержанием диоксида кремния не менее 80% при следующем соотношении компонентов (масс.%): портландцемент 90-95; природная минеральная добавка 5-10. Как правило, в качестве высококремнеземистого природного материала используют диатомит, кварцевую муку, биокремнезем. Изобретение позволяет повысить прочность и надежность фиксации радионуклидов в цементной матрице, а также сократить сроки схватывания цементной матрицы при отверждении жидких борсодержащих радиоактивных отходов. 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 4 табл., 16 пр.

Изобретение относится средствам охраны окружающей среды, а именно к способам переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), предусматривающим их иммобилизацию в кристаллический материал, и может быть использовано на предприятиях атомной энергетики и химико-металлургических производств. Способ включает синтез нерастворимых соединений, иммобилизирующих долгоживущие радионуклиды, и последующее отделение осадка. Используют ЖРО, содержащие комплексы Со с этилендиаминтетрауксусной кислотой (ЭДТА), при этом осуществляют электрохимический синтез нерастворимых соединений кобальта. Для этого к электродам, размещаемым в емкости с ЖРО, подводят электрический ток с параметрами, соответствующими режиму микродугового оксидирования. Процесс осуществляют при нормальных условиях. Техническим результатом является обеспечение возможности очистки ЖРО, содержащих растворимые комплексы металлов с ЭДТА при упрощении аппаратного комплекса, обеспечивающего очистку ЖРО. 1 з. п. ф-лы, 7 ил.
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. Добавление полимеров в емкость с жидкими органическими отходами проводят при перемешивании или полимерный материал просто пропитывается раствором. Отвержденная композиция выдерживается на воздухе при комнатной или повышенной температуре. После сушки к отвержденному материалу добавляется следующая порция отходов. Если помимо органических жидкостей, отходы содержат водную фазу, то используется комбинация различных полимерных материалов. После проведения одного или нескольких циклов отверждения жидких отходов проводится операция термической деструкции в замкнутом объеме, затем на зольный остаток наносится защитное покрытие. Техническим результатом является иммобилизация разнообразных по составу органических радиоактивных растворов без предварительной подготовки, а также сокращение объема отвержденных отходов, поступающих в хранилище. 1 табл., 3 з.п. ф-лы.

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. Компактирование загрязнений в капиллярно-пористом элементе осуществляют путем нагрева жидкости до кипения в зоне выпаривания, пар конденсируют с получением очищенной жидкости. Способ реализуется при помощи устройства, включающего емкость для загрязненной жидкости (1), в которую погружена нижняя часть капиллярно-пористого элемента (5),верхняя часть которого размещена между электродами(6) с обеспечением контакта. Емкость для загрязненной жидкости герметизирована верхней (3) и нижней (2) крышками и оборудована в нижней части подводящим и в верхней крышке отводящим патрубками. Подводящий и отводящий патрубки соединены соответственно с трубопроводом для подвода загрязненной жидкости (4) и паропроводом (7). Техническим результатом является повышение эффективности очистки жидкости от радионуклидов при минимальных энергетических затратах на наиболее энергоемкие операции. 2 н. и 5 з.п. ф-лы, 1 ил.

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. Способ иммобилизации радионуклидов из жидких радиоактивных отходов заключается в том, что в жидкие радиоактивные отходы добавляют сорбент, в качестве которого используют слоистый титанат гидразина и/или синтетический титаносиликат иванюкит, перемешивают, отстаивают до образования стабильного осадка и прозрачного раствора, фильтруют или декантируют, контролируют гамма- и/или бета-активность полученного раствора, проводят термическую обработку осадка, насыщенного радионуклидами, с получением керамической матрицы, при этом сорбенты применяют в следующем соотношении: от 40 до 100 г титаната на 1 л отходов, от 10 до 20 г титаносиликата на 1 л отходов. Изобретение обеспечивает эффективную иммобилизацию радионуклидов, позволяет производить комплексную очистку жидких радиоактивных отходов и дальнейшее долговременное захоронение продуктов очистки. 5 з.п. ф-лы, 6 табл., 8 пр.

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. Технический результат - увеличение радиационной стойкости алюмоборосиликатных стекол. 1 ил., 2 табл., 5 пр.

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). В заявленном способе предусмотрена постановка на путях миграции радиоактивных грунтовых вод геохимического барьера из твердых наполнителя, оксида железа и рабочих компонентов, при растворении которых выделяются сульфат-ион SO4 -2 и катион Ва+2. При этом радий-226 фиксируют в кристаллической решетке образующегося радиобарита (Ba, Ra)SO4. В качестве вещества, содержащего сульфат-ион, используют гипс, в качестве вещества содержащего катион Ва+2 , используют витерит при мольном соотношении 1:1-1,15 в виде фракции 1-3 мм. В качестве оксидов железа используют гетит и/или гематит фракции 2-5 мм. В качестве наполнителя используют щебень из бескарбонатных магматических пород: гранит, или диорит, или дунит, или диабаз фракции 1-5 см. В качестве вещества, содержащего катион Ва+2, дополнительно можно использовать барит в виде фракции 2-5 см, при этом соотношение компонент, помещенных в сетчатые ящики, устанавливаемые в дренах, вес.%, составляет: наполнитель 60-70; гипс 10-15; витерит 10-15; барит 1-2; гетит и/или гематит 5-10. Техническим результатом является снижение радиоактивности грунтовых вод за счет фиксации в твердом виде радиоактивного радия непосредственно в водоносном слое. 9 з.п. ф-лы, 2 ил.
Наверх