Способ локализации радиоактивных загрязнений

Авторы патента:

G21F9/16 - фиксация в устойчивой твердой среде

Владельцы патента RU 2586072:

Акционерное общество "РАОПРОЕКТ" (АО "РАОПРОЕКТ") (RU)

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.

Изобретение относится к способам 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).

Способы предотвращении загрязнения среды токсичными и радиоактивными металлами известны, см., например, патент РФ №2075125, оп. 10.03.1997. Способ осуществляется следующим образом. Производят исследования местонахождения и направления миграции загрязненных карбонатных ураноносных вод. Затем на пути миграционного потока укладывают последовательно буферный слой из кислых пород (преимущественно сульфидов) и барьер из гранулированных мелкодисперсных глин. При прохождении ураноносных вод буферного слоя происходит изменение режима вод и, как следствие, восстановление уранил-иона мигрирующими в составе вод восстановителями. Из-за инерционности системы уран не садится в слое, а сконцентрируется на сорбционном геохимическом барьере. Данный способ не позволяет фиксировать радиоактивный радий.

Также известен «Копейкин В.А. Способ локализации радиоактивных загрязнений почв и грунтовых вод» (патент РФ №2069905, оп. 27.11.1996), заключающийся в том, что вокруг места загрязнения создают водонепроницаемую защитную оболочку из силиката натрия и глины, внутри очага загрязнения бурят скважины, в которые вводят 0,1%-ные растворы солей, скважины располагают в гексагональном порядке, в скважины нечетных рядов вводят последовательно растворы солей, содержащих ионы кальция, анионы фосфорной кислоты и сульфат железа или марганца, а в скважины четных рядов сначала вводят раствор соли сульфата железа или марганца, а затем вводят растворы солей, содержащих ионы кальция и анионы фосфорной кислоты. Радионуклиды (р/н) осаждаются непосредственно на геохимическом барьере, который создается внутри самого могильника РАО в момент контакта растворенных р/н с кальций- и фосфат-ионами и с железо- (или марганец-) и гидроксил-ионами. При своем взаимодействии указанные ионы кальция и фосфорной кислоты дают плохо растворимую минеральную фазу - апатит, в кристаллическую решетку которой входят за счет изоморфизма присутствующие в грунтовых водах р/н; другие же р/н сорбируются на одновременно образующихся (тоже плохо растворимых) минеральных фазах гидроксидов и оксидов железа или марганца.

Известен способ защиты от водной миграции техногенного радионуклида ⁹⁰Sr за счет его изоморфного кристаллохимического вхождения в кристаллическую решетку новообразованного, практически нерастворимого апатита (Копейкин В.А. Способ локализации радиоактивных загрязнений почв. Патент РФ, №1806411 от 9 июля 1990 г. - прототип). Способ заключается в создании в почве на путях миграции стронция-90 (⁹⁰Sr) вместе с грунтовыми водами геохимических барьеров путем раздельного введения в пробуренные скважины водных растворов солей. Первым по ходу движения стронция-90 вводят водный раствор солей, содержащих катион щелочноземельного металла - ионы бария или кальция. Вторым по ходу движения стронция-90 вводят анион минеральной кислоты - сульфат-ионы или фосфат-ион. При этом за счет подачи в скважины оксида кальция и фосфата (или дигидрофосфата) калия образуется апатит. Растворенный радиоактивный стронций входит в кристаллическую решетку новообразованного апатита за счет изовалентного изоморфизма. Данный способ не позволяет предотвратить водную миграцию радионуклида радий-226. Кроме того, приведенные решения предусматривают большой объем работ по бурению скважин.

Задача изобретения - предотвращение водной миграции растворенного радия путем его фиксации в кристаллической решетке новообразованного нерастворимого соединения.

Технический результат - снижение радиоактивности грунтовых вод за счет фиксации в твердом виде радиоактивного радия непосредственно в водоносном слое.

Для достижения указанного результата предложен способ локализации радиоактивных загрязнений, заключающийся в постановке на путях миграции радиоактивных грунтовых вод геохимического барьера с фиксацией радионуклида в образующейся нерастворимой в воде твердой минеральной фазе, при этом геохимический барьер на радий-226 выполняют из твердых наполнителя, оксида железа и рабочих компонентов, при растворении которых выделяется сульфат-ион SO₄ ^-2 и катион Ва⁺², а радий-226 фиксируют в кристаллической решетке образующегося радиобарита (Ba, Ra)SO₄.

При этом:

- в качестве вещества, содержащего сульфат-ион, используют гипс CaSO₄×2H₂O;

- в качестве вещества, содержащего катион Ва⁺², используют витерит ВаСО₃;

- гипс и витерит используют при мольном соотношении 1:1-1,15;

- гипс и витерит используют в виде фракции 1-3 мм;

- в качестве оксидов железа используют гетит FeOOH и/или гематит Fe₂O₃ фракции 2-5 мм;

- в качестве наполнителя используют щебень фракции 1-5 см;

- в качестве наполнителя используют бескарбонатные магматические породы: гранит, или диорит, или дунит, или диабаз;

- соотношение компонент геохимического барьера, вес.%, составляет:

наполнитель 60-70

гипс 10-15

витерит 10-15

барит 1-2

гетит и/или гематит 5-10

- все компоненты помещают в сетчатые ящики, устанавливаемые в дренах.

На фигурах 1 и 2 показаны зависимости растворимости витерита ВаСО₃ и барита BaSO₄ от рН водного раствора.

Способ осуществляют следующим образом.

Для предотвращения водной миграции растворенного радия в зону радиоактивного заражения радием-226 вводятся необходимые для образования нерастворимого соединения, в состав которого войдет радий, твердые компоненты. Они могут быть заранее заложены в область радиоактивных, зараженных радием, вод. Задача этих соединений состоит в выделении в водный раствор исходных комплексов и ионов, которые в дальнейшем и дадут необходимые нерастворимые минералы, куда изоморфно войдет радий.

В качестве исходных компонентов, которые должны создать геохимический барьер на радий, используются природные минералы.

Для фиксации радионуклида радий-226 выполняют геохимический барьер (ГБ) из твердых минеральных материалов.

Практическая постановка геохимического барьера в общем случае производится следующим образом.

Вокруг хранилища радиоактивных отходов, содержащих радий, ставится стена в грунте, которая заполняется глинистым материалом. Нижняя граница траншеи, которая наполняется глиной, располагается на 3-4 метра ниже уровня грунтовых вод. Траншея заполняется глиной до уровня дневной поверхности.

В этой глинистой стене в грунте на пути возможного выхода грунтовых вод делаются дрены, через которые могут уходить подземные воды. В этих дренах и ставится геохимический барьер на радий.

На практике помещают в металлические сетчатые ящики, устанавливаемые в дренах, наполнитель, оксиды железа и рабочие компоненты, при растворении которых выделяется сульфат-ион SO₄ ^-2 и катион Ва⁺².

В качестве наполнителя используют щебень фракции 1-5 см из бескарбонатных магматических пород - гранит, или диорит, или дунит, или диабаз, или их смеси.

Главное требование - отсутствие в составе щебня карбонатов, так как они могут реагировать с сульфат-ионом. Ширина такого ящика больше ширины дрены на 2-3 метра, поскольку он должен перекрывать все возможное для миграции радиоактивных вод пространство. Нижняя граница этого «сетчатого ящика» должна располагаться ниже меженного уровня грунтовых вод на 3-4 м.

Верхняя граница ящика должна перекрывать паводковый уровень грунтовых вод также на 3-4 м.

Наполнитель предотвращает слипание остальных компонент РБ.

В эти ящики помещают:

- в качестве вещества, содержащего сульфат-ион, - гипс CaSO₄×2H₂O,

- а в качестве вещества, содержащего катион Ва⁺², - витерит при мольном соотношении 1:1-1,15.

Соотношение добавляемых компонентов пропорциональны их атомным весам: гипс CaSO₄·2H₂O - молекулярный вес 172,17 грамм; витерит ВаСО₃ 197,35 грамм; барит - BaSO₄ 233,40 грамм.

Поэтому весовые количества витерита и гипса должны относиться как 197,35:172,17=1,146. Практически можно брать 1:1 по весу, или витерита брать на 15% больше, чем гипса.

Оба компонента (гипс и витерит) следует добавлять в виде песчаной фракции, размером 1-2 мм.

Гипс не фиксирует растворенный радий, а только добавляет в состав радиоактивных грунтовых вод первый из составов геохимического барьера.

Витерит (ВаСО₃), при растворении которого в радиоактивную воду, поступает другой компонент (катион Ва⁺²), и дает новообразованный радиобарит (Ba, Ra)SO₄ - нерастворимый продукт, в кристаллическую решетку которого за счет изовалентного изоморфизма и входит радий, переходя тем самым в нерастворимое состояние, поскольку радиус иона Ва⁺²=0,138 нм, а радиус иона Ra⁺²=0,152 нм. Это можно сравнить с хемосорбцией.

Поскольку для образования геохимического барьера нужен сульфат-ион, который существует только в окислительной обстановке, то необходимо в состав барьера добавлять оксиды железа - минералы гематит (hematite) Fe₂O₃, гетит (goethite) FeOOH в виде песчаной фракции фракции 2-5 мм, помещаемые в ящик на всю высоту, поскольку ниже уровня грунтовых вод сульфат-ион переходит в ион HS^-. Именно для создания в районе барьера окислительных условий и нужны оксиды железа.

Для фиксации радия в виде радиобарита (Ba, Ra)SO₄ нужны фактически только гипс и витерит. Гематит и гетит с баритом нужны именно для создания геохимической среды, где существуют ионы SO₄ ^-2.

Кроме этих минералов, в состав геохимического барьера можно добавить барита (10-15% от веса витерита) в виде фракции 2-5 см. Этот барит будет сорбировать растворенный радий, но не образовывать радиобарита. К тому же возможна десорбция радия с поверхности барита.

Это подтверждается фигурами 1 и 2, которые показывают, что барит практически нерастворим в воде, тогда как витерит хорошо растворим, особенно в кислой и нейтральной среде.

Геохимическая роль барита - быть возможным центром кристаллизации, он должен способствовать образованию зародышей нового радиобарита. Источником катиона бария - Ва⁺² будет витерит.

Практически соотношение компонент, вес.%, составляет

наполнитель 60-70

гипс 10-15

витерит 10-15

барит 1-2

гетит и/или гематит 5-10

и будет зависеть от конкретных условий установки ГБ.

Для подтверждения осуществимости способа был проведен ряд опытов.

Испытания проводились следующим образом.

I. 1 грамм смеси витерита и гипса в виде порошка помещался в тефлоновую пробирку и при комнатной температуре в статистическом режиме заливалась 20 мл жидкой фазы. Ее готовили путем смешения 10 мл стандартного эталонного раствора, содержащего ²²⁶Ra, и 10 мл поверхностной природной воды. Эта жидкая смесь имела рН 6,8-7,0 и в ходе процесса поглощения радия рН заметно не менялся.

Через 4, 24, 72 и 192 часа твердую фазу отделяли от жидкой путем центрифугирования и из модельных сорбционных систем отбирали аликвотную часть раствора объемом 1 мл для определения удельной активности радия. Затем при периодическом перемешивании продолжали перемешивание.

Через 8 суток контакта фазы вновь разделяли на центрифуге. После этого жидкую фазу анализировали на содержание радия. Твердую фазу предварительно промывали 2 мл дистиллированной воды и исследовали методом последовательных вытяжек на прочность поглощения ²²⁶Ra. Применяли дистиллированную воду, 1 M раствора ацетата аммония и соляную кислоту. Объем экстрагента составлял 20 мл, время экстракции - 24 часа.

Затем фазы разделяли центрифугированием и жидкую фазу отбирали для определения удельной активности ²²⁶Ra. Измерения производились на приборе «Альфа-1» эманационным методом с пределом обнаружения ²²⁶Ra около 0,07 Бк и неопределенностью определения 15%.

На основании полученных данных рассчитывали степень (%) извлечения радионуклида.

Полученные результаты показали, что представленные на испытания компоненты обладают высокой степенью поглощения ²²⁶Ra, которая изменяется, при разном времени контакта фаз, в диапазонах от 86,4 до 100 и от 99,4 до 100% для растворов с исходной удельной активностью 422,762 Бк/л и 24,949 кБк/л.

Максимально высокие степени поглощения радия отмечаются уже через 4 часа контакта фаз, причем по истечении времени экспозиции активность радия в жидкой фазе оказалась ниже чувствительности эманационного метода его определения (0,07 Бк). Радий поглощается прочно, при этом доля радия, способного десорбировать, не более 5,5% от сорбированного количества.

Эффективное прочное поглощение радия из растворов с концентрациями радия, намного превышающими допустимые санитарно-гигиенические нормы для вод народно-хозяйственного назначения (от 1000 до 50000 уровней вмешательства), свидетельствует о высокой сорбционной емкости представленных образцов геохимического барьера на радий. Отсюда открывается перспектива использования этих составов в качестве геохимического барьера на пути миграции радия в природно-антропогенных экосистемах.

Процесс образования радиобарита включает в себя следующие фазы.

Растворение гипса CaSO₄×2H₂O=Са⁺²+SO₄ ^-2+2H₂O.

Растворение витерита ВаСО₃=Ва⁺²+СО₃ ^-2.

Взаимодействие ионов бария и сульфат-иона: Ва⁺²+SO₄ ^-2=BaSO₄ кр.

В кристаллическую решетку этого новообразованного барита и входит, за счет изовалентного изоморфизма, растворенный радий, переходя тем самым в неподвижное состояние.

Испытания показали, что использование барита (BaSO₄) способствует извлечению радия из грунтовых вод только за счет сорбции, поскольку растворимость барита на всем интервале рН крайне мала - 10^-4,75 моль/л (2 мг/л, фиг. 1). Витерит (ВаСО₃) растворим в щелочных и кислых водах - 0,1 моль/л при рН 8,3 и 10-2,8 моль/л при рН≥10 (≥20 мг/л. фиг. 2).

II. Расчет исходных компонентов и результаты опытов.

Было приготовлено два содержащих радий-226 исходных раствора.

Первый раствор с удельной активностью жидкой фазы 422,762 Бк/л и второй раствор с удельной активностью жидкой фазы 249,49 кБк/л.

Весовые количества компонентов брались, исходя из мольных соотношений. Образцы минералов растирались в ступке до фракции 1-2 мм.

1-й опыт. Согласно возможной реакции витерит и сульфид железа - пирит - ВаСО₃+FeS₂ смешивалось 10 г витерита и 3 г пирита. Поскольку пирит очень плохо растворим, то итог опыта практически отрицательный. Через 192 часа степень извлечения радия из 1-го раствора с удельной активностью жидкой фазы 422,762 Бк/л составила 60,6% и 85,9% из 2-го раствора с удельной активностью жидкой фазы 249,49 кБк/л.

Десорбировано обратно в раствор после обработки 1 M соляной кислотой 21,33% радия из первого раствора и 18,8% из второго раствора.

2-й опыт. Согласно возможной реакции ВаСО₃+CaSO₄·2H₂O смешивалось 10 г витерита и 9 г гипса. Через 192 часа степень извлечения радия из 1-го раствора составила 93.6% и 99,9% из 2-го раствора.

Десорбировано обратно в раствор после обработки 1 M соляной кислотой 0,45% и из 2-го раствора 0,06% радия.

3-й опыт. Согласно возможной реакции ВаСО₃+CaSO₄·2H₂O+FeS₂ смешивалось 10 г витерита, 9 г гипса и 3 г пирита. Через 192 часа степень извлечения радия из раствора составила 100% из 1-го раствора и 99,9% из второго.

Десорбировано обратно в раствор после обработки 1 M соляной кислотой 0,10% радия из 1-го раствора и 0,14% радия из второго раствора.

4-й опыт. Согласно возможной реакции BaSO₄+FeS₂ смешивалось 30 г барита и 15 г пирита. Через 192 часа степень извлечения радия из раствора составила 98,3% из первого и 99,9% из второго раствора.

Десорбировано обратно в раствор после обработки 1 M соляной кислотой 2,48% радия из первого и 1,62% из второго.

5-й опыт. Согласно возможной реакции BaSO₄+CaSO₄·2H₂O смешивалось 30 г барита и 22 г гипса. Через 192 часа степень извлечения радия из 1-го раствора составила 93,1% и 99,7% из второго.

Десорбировано обратно в раствор после обработки 1 M соляной кислотой 0,97% радия из первого и 0,52% из второго раствора.

Итогом опытов является вывод о необходимости обязательного использования витерита ВаСО₃ и гипса CaSO₄·2H₂O.

Ящики из металлической сетки, которые будут закрывать дрены, следует заполнять щебнем из бескарбонатных магматических пород на 60-70%. Оставшийся объем заполняется на 5-10% гематитом и/или гетитом и по 10-15% витеритом и гипсом. В количестве 1-2% можно добавить барит.

Использование изобретения позволит снизить уровень радиоактивного загрязнения зараженных радием территорий до действующих норм радиационной безопасности и предотвратить водную миграцию радия. Это будет способствовать улучшению экологии региона и предотвращению радиационного поражения населения. При этом радиоактивный радий не извлекается из грунтовых вод на земную поверхность, а геохимический барьер на радий выполняется из доступных природных минералов.

1. Способ локализации радиоактивных загрязнений, заключающийся в постановке на путях миграции радиоактивных грунтовых вод геохимического барьера с фиксацией радионуклида в образующейся нерастворимой в воде твердой минеральной фазе, отличающийся тем, что геохимический барьер на радий-226 выполняют из твердых наполнителя, оксида железа и рабочих компонентов, при растворении которых выделяется сульфат-ион $S O_{4}^{- 2}$ и катион Ba⁺², а радий-226 фиксируют в кристаллической решетке образующегося радиобарита (Ba, Ra)SO₄.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве вещества, содержащего сульфат-ион, используют гипс CaSO₄·2H₂O.

3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве вещества, содержащего катион Ba⁺², используют витерит BaCO₃.

4. Способ по пп. 2 и 3, отличающийся тем, что используют гипс и витерит при мольном соотношении 1:1-1,15.

5. Способ по пп. 2 и 3, отличающийся тем, что гипс и витерит используют в виде фракции 1-3 мм.

6. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве оксидов железа используют гетит FeOOH и/или гематит Fe₂O₃ фракции 2-5 мм.

7. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве наполнителя используют щебень фракции 1-5 см.

8. Способ по пп. 1 и 7, отличающийся тем, что в качестве наполнителя используют бескарбонатные магматические породы - гранит, или диорит, или дунит, или диабаз.

9. Способ по п. 1, отличающийся тем, что соотношение компонент геохимического барьера, вес.%, составляет:
наполнитель 60-70
гипс 10-15
витерит 10-15
барит 1-2
гетит и/или гематит 5-10.

10. Способ по п. 1, отличающийся тем, что все компоненты помещают в сетчатые ящики, устанавливаемые в дренах.

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.

Способ иммобилизации радионуклидов из жидких радиоактивных отходов // 2560407

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 очистки жидкостей, содержащих радионуклиды, и устройство для его осуществления // 2550367

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.

Способ переработки жидких органических радиоактивных отходов // 2544008

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.

Способ переработки жидких радиоактивных отходов // 2537391

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.

Состав для отверждения жидких радиоактивных отходов // 2529496

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.

Алюмоборосиликатное стекло для изоляции радиоактивных жидких эфлюентов и способ обработки радиоактивных жидких эфлюентов // 2523715

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.

Способ иммобилизации жидких радиоактивных отходов // 2518501

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.

Способ кондиционирования жидких радиоактивных отходов // 2516235

Изобретение относится к проблемам охраны окружающей среды, в частности к процессам кондиционирования методом цементирования жидких радиоактивных отходов (ЖРО), включая борсодержащие ЖРО.

Способ иммобилизации жидких высокорадиоактивных отходов в стеклокерамику // 2494483

Изобретение относится к радиохимической технологии переработки жидких высокоактивных отходов. Способ иммобилизации ВАО в пористую стеклокерамическую матрицу, получаемую путем вспенивания расплава утилизированного лампового стекла.

Способ отверждения тритийсодержащего нефтяного масла // 2589040

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.

Полимерный матричный материал для кондиционирования низко- и среднеактивных отработанных ионообменных смол // 2597916

Изобретение относится к полимерным композициям, применяемым в ядерной технике, а именно для кондиционирования низко- и среднеактивных отработанных ионообменных смол (ИОС). Полимерный матричный материал для иммобилизации низко- и среднеактивных отработанных радиоактивных ионообменных смол с содержанием влаги менее 0,4% в качестве связующего содержит эпоксидно-диановую смолу с олигомером-модификатором на основе диоксибензола и отверждающий агент в виде низкомолекулярного полиамида при следующем соотношении (масс. ч.): эпоксидно-диановая смола - 100; олигомер на основе диоксибензола - 5-20; отвердитель аминного типа - 13-70. Изобретение обеспечивает повышение технологичности процесса кондиционирования РАО, снижение токсичности, пожароопасности с сохранением высоких эксплуатационных характеристик полимерного матричного материала. Радиационная стойкость полимерной матрицы составляет 1 МГр, степень наполнения по ИОС составляет 50,0-85,7 объемных %. 5табл.

Способ ликвидации жидких радиоактивных отходов // 2601415

Изобретение относится к области атомной энергетики, системе безопасности АЭС. Подготавливают два участка земли - рабочий и семенной, на рабочем участке высевают быстрорастущие растения. Растения обильно поливают радиоактивной водой, разбавленной до значения радиоактивности, не угнетающей рост растений. После достижения растениями высоты 50-60 см их скашивают. Почву распахивают, боронуют, корни вместе с наземными растениями собирают, сушат и сжигают в печах. После снижения объема, получаемого из бункеров газа, остатки твердых радиоактивных отходов извлекают из бункеров и остекловывают. На семенном участке выращивают, поливая чистой водой, быстрорастущие растения для получения посевного фонда. После ликвидации всего объема радиоактивной воды почву с рабочего участка обжигают и остекловывают. Изобретение позволяет ускорить процесс ликвидации больших объемов радиоактивной воды, уменьшить количество персонала, работающего по очистке воды. 1 ил.

Способ обработки жидких радиоактивных отходов // 2601448

Изобретение относится к области атомной энергетики, системе безопасности АЭС. Создают два участка земли, первый - рабочий, второй - семенной, на которых высевают и выращивают аккумулирующие в большем объеме радиоактивные частицы растения. Растения на семенном участке поливают чистой водой. Растения на рабочем участке, который обильно поливают радиоактивной водой, после достижения растениями на рабочем участке высоты 50-60 см скашивают, почву распахивают, боронуют, корни вместе с наземными растениями собирают, сушат и сжигают в печах. Золу из печей остекловывают. Дым из печей пропускают через водяной клапан. Воду водяного клапана используют так же, как и первичную радиоактивную воду. В печах используют газ. После снижения объема получаемого из бункеров газа остатки отходов извлекают. После полной ликвидации радиоактивной воды обжигают и остекловывают. Изобретение позволяет упростить, удешевить и ускорить технологический процесс ликвидации радиоактивной воды. 1 ил.

Композиция для цементирования жидких радиоактивных отходов // 2604876

Изобретение относится к области локализации жидких радиоактивных отходов и предназначено для использования в атомной энергетике и на радиохимических производствах для отверждения радиоактивных расходов и пульп. Предложена композиция для цементирования жидких радиоактивных отходов, состоящая из портландцемента и природных алюмосиликатных материалов (бетонита, вермикулита, каолина). В качестве пластификатора используют суперпластификатор С-3. В композицию добавляются использованные ртутные лампы, предварительно измельченные в промышленных установках. Технический результат - утилизация высокотоксичных изделий и повышение радиационной защиты.

Композиция для цементирования жидких радиоактивных отходов // 2610901

Изобретение относится к области локализации жидких радиоактивных отходов и предназначено для использования в атомной энергетике и на радиохимических производствах для отверждения радиоактивных расходов и пульп. Композиция для цементирования жидких радиоактивных отходов состоит из портландцемента и природных алюмосиликатных материалов (бентонита, вермикулита, каолина, клинонтилолита). В качестве активной минеральной добавки используют графит, являющийся отходом производства в атомной промышленности. В качестве пластификатора - суперпластификатор С-3. В композиции выдержаны определенные соотношения компонентов. Изобретение позволяет снизить стоимость композиции и утилизации отходов, образующихся в атомной промышленности.

Способ очистки жидкости, содержащей радионуклиды, и устройство для его осуществления // 2616447

Группа изобретений относится к атомной и радиохимической промышленности. Способ очистки жидкости, загрязненной радионуклидами, включает размещение в загрязненной жидкости как минимум по одному элементу из разных пористых материалов - гидрофильному и гидрофобному, один конец которых частично погружают в загрязненную жидкость, а на других путем пропускания электрического тока создают зону выпаривания, в которую транспортируют загрязненную жидкость за счет капиллярных свойств пористого материала, и где путем нагрева жидкости до кипения осуществляют компактирование загрязнений. Воду транспортируют по элементу из гидрофильного материала, а органическую составляющую - по элементу из гидрофобного материала. Компактирование осуществляют последовательным нагревом до полного выпаривания воды, затем - до полного выпаривания органической составляющей или наоборот. Образовавшийся пар конденсируют с получением очищенной жидкости. Способ реализуется с помощью устройства для очистки жидкости. Группа изобретений позволяет повысить эффективность переработки жидкости, содержащей радионуклиды. 2 н. и 9 з.п. ф-лы, 2 ил., 2 пр.

Способ кондиционирования воды или водного раствора, содержащих тритий // 2623999

Изобретение относится к области охраны окружающей среды от радиоактивного загрязнения и может быть использовано для обезвреживания жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Заявляется способ кондиционирования воды или водного раствора, содержащих тритий, включающий перемешивание воды или водного раствора, содержащих тритий, и отвердителя в контейнере при его вращении. Воду или водный раствор, содержащие тритий, предварительно локализуют в стеклянной герметичной ампуле, которую помещают в контейнер с отвердителем и элементами для разрушения ампулы, контейнер герметизируют и осуществляют его вращение до разрушения ампулы и перемешивания образовавшейся смеси с последующей выдержкой до полного отверждения. Изобретение позволяет обеспечить безопасность при отверждении ЖРО, содержащих тритий, снизить трудоемкость и затраты на проведение работ. 3 з.п. ф-лы, 2 пр.

Способ переработки жидких радиоактивных отходов // 2624825

Изобретение относится к технологии обращения с жидкими радиоактивными отходами ядерного топливно-энергетического цикла. Способ очистки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) включает операции их термической обработки, очистку ЖРО проводят в два этапа. В рабочий резервуар с помощью насоса помещают ЖРО из первой емкости и штамм грибов из второй емкости. Соотношение ЖРО и штаммов грибов выбирают в пропорции 1 к 15, с помощью мотора-редуктора в рабочем резервуаре производят смешивание ЖРО и штаммов грибов со скоростью 5 об/мин, далее с помощью газовой горелки, находящейся под днищем рабочего резервуара, производят его постепенный разогрев сначала до 30°С, выдерживая температуру в течение 12 часов. Производят выпаривание получившейся смеси с помощью дальнейшего разогревания рабочего резервуара до температуры 538°С. Выпаривание проводят до момента, когда в рабочем резервуаре с помощью датчика уровня фиксируют 2/3 от начального уровня раствора. Изобретение позволяет сократить объем жидких радиоактивных отходов и уменьшить уровень их радиоактивности. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

Установка для отверждения жидких радиоактивных отходов // 2626385

Изобретение относится к методам отверждения жидких радиоактивных отходов. Установка для отверждения жидких радиоактивных отходов содержит контейнер с перемешивающей мешалкой, узлы подачи ЖРО и наполнителя. Контейнер соединен с узлом подачи ЖРО трубопроводом, с узлом подачи наполнителя через винтовой питатель. Контейнер соединен дополнительно установленным винтовым питателем с термостатированной технологической емкостью, в крышке которой размещен патрубок ввода раствора наполнителя, преимущественно диатомита, патрубок ввода излучателя подключаемой ультразвуковой станции и патрубок вывода газа и паров жидкости. В полости дополнительной емкости смонтирован двухрежимный ТЭН, внутри нее установлен съемный поддон. В верхней газовой части конденсатора подключены ферроцианидные или аэрозольные фильтры, а в его нижней части - вентиль для отвода конденсата жидкости. Изобретение позволяет заменить цемент на диспергированный диатомит, обладающий высокими параметрами связующего материала. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.