Способ переработки жидких радиоактивных отходов



Способ переработки жидких радиоактивных отходов
Способ переработки жидких радиоактивных отходов
Способ переработки жидких радиоактивных отходов
Способ переработки жидких радиоактивных отходов
Способ переработки жидких радиоактивных отходов
Способ переработки жидких радиоактивных отходов
Способ переработки жидких радиоактивных отходов

 


Владельцы патента RU 2537391:

Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Дальневосточный федеральный университет (ДВФУ) (RU)

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 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.

Известен способ очистки жидких радиоактивных отходов: в раствор вводят ионы Са+ и PO43-, а также ионы магния, а затем уже проводят осаждение щелочью при рН 10-11,5. Введение ионов магния обеспечивает совместно с фосфатами двух- и более валентных ионов осаждение одновалентных Rb и Cs в виде малорастворимых солей Cs(Rb)MgPO4·H2O. Повышение степени очистки радиоактивных растворов от Sr, Cs, Rb достигается дополнительным введением ионов Sr2+ в количестве 1-300 мг/л и Cs+ и(или) Rb+ в количестве 0,5-5 мг/л (см. RU №2200354, G21F 9/06, 2003).

Недостатком такого способа является то, что проведение процесса при значении рН 10-11,5 не дает высокой степени очистки от Pu и Am, a осадки характеризуются низкими значениями при седиментации и фильтрации. Полученные осадки обладают сравнительно высокой влажностью, и, как следствие, возникает необходимость дополнительных энерго- и трудозатрат на испарение влаги перед загрузкой осадков в контейнер. Использование относительно дорогих реагентов (соединения Sr, Cs, Rb) приводит к удорожанию стоимости процесса.

Известен также способ переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), включающий синтез нерастворимых соединений, иммобилизирующих долгоживущие радионуклиды, и последующее отделение осадка (см. RU №2321909, G21F 9/16, 2008 г.). При этом синтез нерастворимых соединений ведут в гидротермальных условиях при температуре 180-250°С и давлении 20-150 атм в потоке, пропуская перерабатываемые ЖРО и реагенты, необходимые для синтеза, через слой нерастворимых частиц со скоростью, обеспечивающей кристаллизацию синтезируемых соединений, содержащих радионуклиды, на поверхности частиц слоя. Способ обеспечивает возможность очистки ЖРО, в т.ч. содержащих Со.

Недостаток этого решения - необходимость использования конструктивно сложного оборудования, рассчитанного на эксплуатацию в таких неблагоприятных условиях, кроме того, поскольку в этих условиях синтез оксидов происходит путем кристаллизации новой фазы на поверхности частиц вводимых в раствор, понятно, что снижается содержание иммобилизуемого материала в массе осадка. Кроме того, присутствие в жидких радиоактивных отходах растворимых комплексов металлов, например Со с этилендиаминтетрауксусной кислотой (ЭДТА), сильно усложняет его удаление из растворов.

Задачей предлагаемого способа является упрощение аппаратного комплекса, обеспечивающего очистку ЖРО при обеспечении возможности очистки ЖРО, содержащих растворимые комплексы металлов с ЭДТА.

Технический результат, получаемый при решении поставленной задачи, выражается в обеспечении возможности очистки ЖРО, содержащих растворимые комплексы металлов с ЭДТА. Кроме того, упрощается аппаратный комплекс, обеспечивающий очистку ЖРО. Способ применим при очистке ЖРО, содержащих растворимые комплексы металлов с ЭДТА, в широком диапазоне активности радионуклидов.

Для решения поставленной задачи способ переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), включающий синтез нерастворимых соединений, иммобилизирующих долгоживущие радионуклиды, и последующее отделение осадка, отличается тем, что используют ЖРО, содержащие комплексы Со с этилендиаминтетрауксусной кислотой (ЭДТА), при этом осуществляют электрохимический синтез нерастворимых соединений кобальта, для чего к электродам, размещаемым в емкости с ЖРО, подводят электрический ток, с параметрами, соответствующими режиму микродугового оксидирования. Кроме того, процесс осуществляют при нормальных условиях.

Сопоставительный анализ существенных признаков заявленного решения с существенными признаками прототипа и аналогов свидетельствует о соответствии заявленного решения критерию "новизна".

Признаки отличительной части формулы изобретения обеспечивают решение комплекса функциональных задач.

Признаки «..используют водосодержащие ЖРО, содержащие комплексы Со с этилендиаминтетрауксусной кислотой (ЭДТА)» обеспечивают возможность переработки ЖРО, продуцируемых как отходы дезактивационной обработки оборудования и помещений ядерных реакторов. Известно, что в настоящее время присутствие в ЖРО растворимых комплексов Со с ЭДТА сильно усложняет удаление ионов Со из растворов. Для этого применяют окисление комплексоната кобальта с помощью пероксида водорода, озонирование, перманганатное и электрохимическое окисление, но все перечисленные методы недостаточно эффективны.

Признаки указывающие, что «осуществляют электрохимический синтез нерастворимых соединений кобальта», обеспечивают возможность выпадения соединений Со в осадок, без применения специальных реагентов или высоких температур или высокого давления, что позволяет отделить от раствора, соединения, содержащие радионуклиды, фильтрованием.

Признаки указывающие, что электрохимический синтез осуществляют подводом электрического тока к электродам, размещаемым в емкости с ЖРО, обеспечивают реализацию электрохимического синтеза нерастворимых соединений кобальта.

Признаки указывающие, что параметры электрического тока должны соответствовать «режиму микродугового оксидирования», позволяют в приэлектродных зонах резко изменить рН, температуру (до нескольких тысяч градусов) и давление (за счет образования газовых пузырьков давление в может достигать 1000 атм), что обеспечивает эффективную деструкцию комплекса Со с ЭДТА.

Признаки дополнительного пункта формулы изобретения задают условия, обеспечивающие реализацию способа, минимизирующие требования к режимным параметрам (способ реализуется при давлении 760 мм рт.ст. и температуре 20°С).

Заявленный способ иллюстрируется материалами, где на фиг.1 приведена таблица 1 «Параметры процесса в модельном растворе комплексоната (Со-ЭДТА)»; на фиг.2 показана рентгенограмма образца сухого осадка до отжига (после сушки при температуре 100°С); на фиг.3 показана рентгенограмма образца осадка после отжига до 1050°С; на фиг.4 показана термограмма образца осадка; на фиг.5-7 показана морфология образца после сушки 100°С соответственно при локальном содержании Со и Al в весовых и (атомных) %: 1,44 (0,45) и 33,2 (22, 8); 18,12 (5, 79) и 18,89 (1, 18); 9,43 (6, 8) и 23,86 (18, 23).

Для реализации способа может быть использована известная установка для микродугового оксидирования металлов и их сплавов (не показана), содержащая гальваническую ванну, тиристорный преобразователь, включающий тиристоры, установленные на выходных выводах источника тока, управляющую вычислительную машину, связанную посредством микропроцессора с управляющими входами тиристоров тиристорного преобразователя, измерительные преобразователи, по крайней мере, один из которых выполнен в виде датчика тока, а другой - в виде датчика напряжения, по типу, описанному в патенте RU №2181392, 2002, или его модификация, описанная в патенте RU №2333299, 2008.

Понятно, что для использования в целях дезактивации описанная установка должна иметь соответствующую защиту, обеспечивающую радиационную безопасность (не показана).

В основе заявленного способа лежат следующие соображения. Разработка перспективных способов и материалов для очистки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) от долгоживущих радионуклидов 137Cs, 60Co, 90Sr остается одной из актуальных задач, над решением которой работают многие исследователи. Решение проблемы усложняется тем, что при дезактивации загрязненных радионуклидами поверхностей очень часто используют не только щелочи и кислоты, но и комплексоны типа слабой четырехосновной этилендиаминтетрауксусной кислоты или ее дигидрат-динатриевую соль (Na2H2Y2H2O, «Трилон Б», ЭДТА), двухзарядный анион которой способен образовывать с ионами металлов шесть связей: две - за счет атомов азота и четыре - за счет ацетатных групп. Реакцию между ионами металлов и трилоном Б записывают в общем виде:

M n + + H 2 Y 2 = M Y n 4 + 2 H + .             (1)

Согласно теории в реакции комплексообразования ионов металла с комплексоном принимает участие только ионизированная форма лиганда Y4-:

M n + + Y 4 + = M Y n 4   .           (2)

Реакция (1) может быть сдвинута как в сторону образования, так и в сторону разрушения комплексоната при изменении величины рН раствора. Уменьшение величины рН смещает равновесие реакции влево - к образованию исходных реагентов. Подщелачивание приводит к образованию комплексонатов.

Константа устойчивости продуктов реакции (2) не зависит от рН и концентрации компонентов реакции и определяется природой иона металла, его зарядом, радиусом, электронным строением, ионной силой раствора, природой растворителя и температурой.

Присутствие в жидких радиоактивных отходах растворимых комплексов металлов с ЭДТА, согласно реакции (1), например Со-ЭДТА, сильно усложняет его удаление из растворов. Для этого применяют окисление комплексоната кобальта с помощью пероксида водорода (H2O2), озонирование, перманганатное и электрохимическое окисление, но все перечисленные методы недостаточно эффективны (см. Никифоров А.С., Куличенко В.В., Жихарев М.И. Обезвреживание ЖРО // М.: Атомиздат, 1985. - 356 с., 184 с. или «Combined Methods for Liquid Radioactive Waste Treatment», IAEA-TECDOC-1336, Vienna, 2003).

Проводимые исследования эффективности различных способов разрушения комплексоната кобальта: ультразвуком, импульсами изменяющегося давления, ультрафиолетовым облучением пока не позволили создать эффективные методы разрушения комплексоната кобальта.

Вместе с тем известно, что при поляризации металлов и сплавов в водных электролитах в приэлектродных зонах, в результате разряда ОН- групп, протонов, воды изменяется рН, особенно это проявляется при высоких потенциалах, когда образовавшиеся оксидные слои на анодно-поляризованной поверхности электрода разрушаются в результате формирования локальных зон пробоя оксидного слоя с высокими плотностями тока (см., например, Гордиенко П.С. Образование покрытий на анодно-поляризованных электродах в водных электролитах при потенциалах искрения и пробоя // Владивосток: изд-во «Дальнаука», 1996. - 216 с. или Гордиенко П.С., Василенко О.С., Панин Е.С. и др. Формирование покрытий на вентильных металлах и сплавах в электролитах с индуктивным регулированием энергии при микродуговом оксидировании // Защита металлов, 2006. - Т.43. - №5. - С.300-305.). В зоне пробоя резко изменяется не только рН, но и температура достигает нескольких тысяч градусов, образуются газовые пузырьки, давление в которых может достигать 1000 атм. (см., например, Наугольных К.А., Рой Н.А. Электрические разряды в воде // М: Наука, 1971. - 155 с.). Электрохимический процесс микродугового оксидирования металлов используется при формировании покрытий на металлах и сплавах.

Заявленный способ реализуется следующим образом: объем жидких радиоактивных отходов, содержащих комплексы радиоактивных изотопов Со с этилендиаминтетрауксусной кислотой, вводят в заземленную гальваническую ванну установки, размещают в ней электрод, выполненный, например, из алюминия, и подают питание от источника питания на этот электрод и на ванну. Величину напряжения контролируют датчиком напряжения установки (не показан), установленным между токоподводом к корпусу ванны и токоподводом к алюминиевому электроду. Управляющая машина программным путем обеспечивает задание числа импульсов, их полярности, напряжения и тока импульсов, а также формирует заданный цикл данной программы импульсов. После прохождения заданного числа циклов, которые определяются, например, опытным путем, управляющая машина отключает установку из работы. В результате обеспечивается синтез нерастворимых соединений, иммобилизирующих радионуклиды кобальта и их выпадение в осадок, отделение которого осуществляют одним из известных способов, например фильтрацией.

Для установления режимных параметров способа был выполнен комплекс работ, включающий исследование состава продуктов реакции водного раствора Со-ЭДТА комплексонов, взятого в качестве электролита с продуктами электрохимического процесса в электрохимической ячейке при высоких потенциалах, определение степени очистки растворов (на этом этапе - модельных растворов) от ионов кобальта в зависимости от режимов электролиза.

В качестве электродов были взяты пластины алюминия АДО (99,5% Al). Раствор, содержащий соли кобальта, готовили растворением CoCl2·6Н2О (ч.д.а.) в дистиллированной воде (концентрация 3,19 г/л). В качестве комплексообразователя взята соль Na2H2C10H16O8N2·2H2O (ч.д.а.), рН исходного раствора с Со-ЭДТА комплексами равен 1,19 (таблица 1). Соотношение площадей Sa/Sк составляло 2,4 и 3,5, исходная температура электролита составляла 20°С. По количеству затраченного электричества рассчитан выход ионов алюминия в электролит (без учета потерь количества электричества на газовыделение на аноде).

Использовалась автоматическая установка с компьютерной обработкой результатов, разработанная для микродуговой обработки металлов и сплавов при высоких потенциалах (см. Гордиенко П.С., Василенко О.С., Панин Е.С. и др. Формирование покрытий на вентильных металлах и сплавах в электролитах с индуктивным регулированием энергии при микродуговом оксидировании // Защита металлов, 2006. - Т.43. - №5. - С.300-305). В табл.1 представлены экспериментальные данные, в т.ч. и по энергозатратам на единицу веса удаленного из раствора кобальта, т.к. это является важным критерием практического применения данного способа.

С уменьшением исходной концентрации электролита по Со-ЭДТА количество электричества, затраченного на выделение из раствора Со-ЭДТА, увеличилось, соответственно увеличились и удельные энергозатраты на «осаждение» комплексонов с ионами кобальта.

Из данных табл.1 следует, что на «осаждение» 1 мкг Со затрачено от 2,75 Вт·сек до 17 Вт·сек. В процессе электрохимической обработки электрохимическую ячейку и электролит не охлаждали. Температура электролита за время электролиза 360 секунд повышалась до 80-90°С.

Концентрация ионов кобальта в растворе уменьшилась примерно на два порядка, рН электролита после электрохимической обработки увеличилось до 3,5-45 (рН растворов измеряли ионометром известной конструкции).

Концентрацию Со2+ в растворе до и после электрохимической обработки определяли методом атомно-абсорбционной спектрометрии на спектрометре Solar GM по аналитической линии кобальта. Осадок (образец) отделяли фильтрованием. В качестве фильтра использован бумажный фильтр «синяя лента».

Для количественного определения элементного состава осадка (Со, Al) использовали энергодисперсионный рентгенофлюоресцентный метод (спектрометр Shimadzy EDX 800 HS), время измерения 200 сек. Для этого осадок из раствора после МДО процесса сушили (~100°С) до постоянного веса, навеску растирали в агатовой ступке совместно с мелкодисперсным тефлоном (2:1 по весу), помещали в пресс-форму диаметром 200 мм и прессовали таблетку в течение 2 мин при давлении 5000 кг. Без легких элементов: О, N, С, Н в образце содержится, % вес.: Al - 40,17; Со - 56,5. По данным энергодисперсионного анализа, без учета содержаний примесей весовое отношение Co/Al в образце равно ~1,4, а мольное - 0,95:1,4.

Рентгенограмму сухого осадка до отжига (фиг.2) снимали на автоматическом дифрактометре D8 ADVANCE с вращением образца в Cu Кα-излучении. Рентгенофазовый анализ образцов проводили с использованием программы поиска ЕВА с банком порошковых данных. Пики отнесены: (1) - CoAl2O4; (2) - СоО.ОН (гетерогенит); (3) - СоО и (4) - Al(ОН)3.

На рентгенограмме исходного образца после отжига до 1050°С не присутствуют пики, относящиеся к шпинели типа Al0,27Со0,73(Al0,73Со1,27)O4 или Co3O4 (эти соединения изоструктурны) и гало, относящееся к рентгеноаморфной фазе (фиг.3). Все пики отнесены к шпинели Al0,27Со0,73(Al0,73Co1,27) и Co3O4.

Проведен термогравиметрический анализ образца на дериватографе Q-1500D системы Ф. Паулик-П, Паулик-Л, Эрдеи фирмы МОП (точность определения температуры 5°С). При этом нагревали образец со скоростью 5°С/мин до 900°С в платиновом тигле, масса образца 100 мг. Термограмма приведена на фиг.4.

Общая потеря массы образца составляет 71%. На термограмме четко выделяются четыре температурных интервала: (90-135)°С - 20,4%; (135-350)°С - 14,3%; (350-450)°С - 33,2% и (450-850)°С - 3,1%. Пики на термограмме при ~130°С следует отнести к потере воды, а экзоэффекты при температурах 380-450°С - к окислению образца.

Исходный образец, содержащий гидратированные формы соединения на основе алюминия и кобальта, имел розовый (красноватый) цвет, после отжига до 800°С - черный, а после высокотемпературного отжига - синий цвет.

Морфология кристаллического осадка (фиг.5) и локальное отношение Al/Co в осадке после электрохимической обработки по данным элементного микроанализа, выполненного на сканирующем электронном микроскопе EVO 50 XVP с энергодисперсионной приставкой для микроанализа INCA 350, изменяется в широких пределах от 2,5 до 50, т.е. можно предположить, что некоторые частицы состоят в основном из гидроксида алюминия (на рентгенограмме пики, относящиеся к кристаллической модификации гидрооксида алюминия, обнаружены), но некоторые пики отнесены к кристаллическим фазам гетегогенита, алюмокобальтовой шпинели, оксида кобальта (фиг.2), но большая часть интенсивных рентгеновских пиков не отнесена ни к одному из соединений, имеющихся в базе данных. Состав неустановленной кристаллической фазы не определен. В состав осадка после электрохимической обработки входит около 25% (вес.) легких элементов, т.е. в их составе присутствуют соединения на «основе» продуктов деструкции комплексоната кобальта (Со-ЭДТА) и продуктов электрохимического растворения анодно-поляризованного электрода.

1. Способ переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), включающий синтез нерастворимых соединений, иммобилизирующих долгоживущие радионуклиды, и последующее отделение осадка, отличающийся тем, что используют ЖРО, содержащие комплексы Со с этилендиаминтетрауксусной кислотой (ЭДТА), при этом осуществляют электрохимический синтез нерастворимых соединений кобальта, для чего к электродам, размещаемым в емкости с ЖРО, подводят электрический ток, с параметрами, соответствующими режиму микродугового оксидирования.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что процесс осуществляют при нормальных условиях.



 

Похожие патенты:

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.
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.
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.

Изобретение относится к проблемам охраны окружающей среды, в частности к процессам кондиционирования методом цементирования жидких радиоактивных отходов (ЖРО), включая борсодержащие ЖРО.
Изобретение относится к радиохимической технологии переработки жидких высокоактивных отходов. Способ иммобилизации ВАО в пористую стеклокерамическую матрицу, получаемую путем вспенивания расплава утилизированного лампового стекла.
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 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.
Заявленное изобретение относится к способу отверждения тритийсодержащих нефтяных масел, из которых невозможно выделить радиоактивные вещества методом фильтрования. Способ заключается в соединении масла с отвердителем, в качестве которого используют парафин. Приготавливают смесь тритийсодержащего масла и твердого парафина с содержанием масла не более 30% вес., нагревают смесь до температуры 65-70°C, выдерживают до перехода парафина в жидкое состояние и растворения в нем масла, охлаждают полученную смесь. Техническим результатом является исключение необходимости хранения жидких радиоактивных отходов на местах их образования и транспортировки их к месту переработки и/или захоронения, повышение радиационной безопасности производства, возможность получения смеси, которая является твердой, гидрофобной, стойкой к температурным колебаниям, не разрушается под воздействием радиационного излучения от содержащегося в ней трития, не склона к расслоению и маслоотделению в процессе хранения, а также исключение образования тритиевой воды. 1 з.п. ф-лы, 1 пр.
Наверх