Способ кондиционирования воды, содержащей тритий

Изобретение относится к области охраны окружающей среды от радиоактивного загрязнения и может быть использовано для снижения класса опасности жидких радиоактивных отходов (ЖРО), в том числе высокоактивных отходов (ВАО). Способ кондиционирования воды, содержащей тритий, заключается в соединении ее с предварительно приготовленной смесью порошков прокаленного оксида магния (MgO) и калия фосфорнокислого l-замещенного (KН2РO4), перемешивании до получения однородной суспензии, выдерживании ее до полного отверждения, при этом все компоненты берутся в стехиометрическом соотношении. Размер частиц окиси магния не превышает 100 мкм, а размер частиц калия фосфорнокислого l-замещенного (KН2РО4) не превышает 400 мкм. Изобретение позволяет получить плотную, однородную массу без визуально заметных трещин и отслоений, характеризуется высоким содержанием химически связанной тритиевой воды. 1 з.п. ф-лы.

 

Предлагаемый способ относится к области охраны окружающей среды от радиоактивного загрязнения и может быть использован для снижения класса опасности жидких радиоактивных отходов (ЖРО), в том числе высокоактивных отходов (ВАО). В установках технологического цикла по обращению с материалами, содержащими тритий, в результате окислительных процессов в газовой фазе, осаждения паров на различные поглотители, изотопного обмена возможно образование воды, содержащей тритий. В ряде случаев переработка образовавшейся воды с целью извлечения трития для дальнейшего использования невозможна или экономически нецелесообразна. По этой причине возникает проблема утилизации образовавшейся воды, содержащей тритий. Согласно пункту 14.9 действующих санитарных правил «Радиационная безопасность при работе с тритием и его соединениями» СП 2.6.1. 05-04 вода, содержащая тритий, относится к ЖРО. Жидкие радиоактивные отходы перед транспортировкой, хранением или захоронением должны подвергаться отверждению.

Для перевода воды в твердое состояние можно использовать различные материалы (отвердители), которые фиксируют воду благодаря физической адсорбции/абсорбции или в результате протекания химической реакции. При выборе отвердителя необходимо руководствоваться следующими параметрами:

- процентным соотношением связанной воды от массы конечного компаунда;

- парциальным давлением паров воды над поверхностью конечного компаунда;

- инертностью используемых компонентов и получаемого компаунда по отношению к материалам технологических установок;

- стойкостью полученного конечного блока (необратимостью химической реакции) при температурных воздействиях в условиях долгосрочного хранения;

- временем отверждения и формирования конечного блока;

- вероятностью образования вторичных ЖРО.

Вода, содержащая тритий, обладает высокой токсичностью, поэтому во время проведения работ по ее отверждению, а также при последующем длительном хранении или захоронении, необходимо предпринять все возможные меры по недопущению ее выделения в окружающую среду. В связи с этим наиболее приемлемым является химическое связывание воды, например, в виде гидроксидов или кристаллогидратов.

Известен способ, описанный в работе И.А. Соболева и Л.М. Хомчика «Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах», М: Энергоатомиздат, 1983 г., стр. 40, заключающийся в смешивании радиоактивных отходов с цементом в соотношении 1:1,3-2 для получения монолитных блоков с прочностью на сжатие не менее 5 МПа. Существует также большое количество патентов: RU 2116682, опубл. 27.07.1998, G21F 9/16; RU 2375773, опубл. 10.12.2009, G21F 9/16; RU 2360313, опубл. 27.06.2009, G21F 9/16; 2516235, опубл. 20.05.2014, G21F 9/16 - в которых предлагается внесение в цемент различных добавок (вермикулит, зола-унос, жидкое стекло, каустический магнезит и т.д.), позволяющих улучшить физические свойства конечного блока и контролировать процесс отверждения.

Общими недостатками использования отверждающих смесей на основе цемента являются:

- выщелачиваемость радионуклидов из цементных блоков;

- склонность цементных блоков к растрескиванию, что ведет к увеличению площади поверхности выщелачивания радионуклидов;

- невысокий процент химически связанной воды в составе блоков (~5%);

- длительный срок процесса отверждения (до 25 суток);

- образование вторичных ЖРО из воды, которая берется с избытком при затворении смеси.

Известен способ стабилизации ЖРО, уран- и плутонийсодержащих материалов (патент RU 2307411, опубл., 27.09.2007, G21F 9/04) путем добавления в отходы достаточного количества MgO, для регулирования показателя рН до не менее 5, и γ - оксида алюминия для поглощения жидких углеводородов. Далее, в полученную смесь добавляют связку в количестве не менее 20% мас., содержащую MgO и KН2РO4, с последующим образованием суспензии. При затвердевании образуется стабильный керамический материал, в котором инкапсулированы радиоактивные отходы. Важным аспектом изобретения является минимальное выделение водорода при хранении, а также низкая степень выщелачивания радиоактивных компонентов. Описанный способ стабилизации используют для широкого круга ЖРО. Для кондиционирования тритиевой воды данный способ не используют.

Известен способ отверждения ЖРО воды, содержащей тритий, с использованием цеолитов. В работе Л.Ф. Беловодский, В.К. Гаевой, В.И. Гришмановский «Тритий» М: Энергоатомиздат, 1985 г., стр. 181, со ссылкой на Behavior of tritium in the environment. Proc. of a Symposium. San Francisco, 1978. Vienna: IAEA, 1979, описывается способ очистки откачиваемых газов от воды, содержащей тритий, с помощью синтетических цеолитов типа А и X (как правило, применяются цеолиты КА, КХ и NaA) или пемзы, патроны с которыми после насыщения помещаются в металлический контейнер и заливаются гипсом, образуя монолитный блок. Данный способ является наиболее близким по назначению к заявляемому способу и выбран в качестве прототипа.

Недостатками данного способа являются:

- вода, содержащая тритий, химически не связывается, а находится в порах цеолита или пемзы, что приводит к относительно высокому парциальному давлению паров воды над поверхностью блока;

- цеолит или пемза являются пористыми материалами с хорошей газопроницаемостью, по этой причине при хранении материала возможно выделение сорбированной воды в окружающую среду за счет протекания обменных процессов;

- в связи с тем, что молекулы воды, содержащей тритий, находящиеся в порах сорбента, контактируют между собой, значительная доля энергии распада трития будет поглощаться именно водой. В результате этого происходит процесс радиолиза воды и, как следствие, образование молекул газообразного водорода.

Задачей изобретения является повышение надежности и безопасности хранения воды, содержащей тритий, путем перевода ее в химически связанное состояние.

При использовании изобретения достигается следующий технический результат:

- полученный монолитный материал обладает компактной структурой с низкой пористостью, низким значением влагопроницаемости (практически не адсорбирует влагу), химической стойкостью к агрессивным средам (кислотного, щелочного характера);

- время отверждения и стабилизации свойств монолитного материала на несколько порядков меньше, чем у бетона;

- получаемый в результате отверждения монолитный материал характеризуется высоким содержанием химически связанной воды (до ~30% вес.), не растрескивается и соответствует требованиям федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Критерии приемлемости радиационных отходов для захоронения» (НП-093-14).

Для решения указанной задачи и достижения технического результата заявляется способ кондиционирования воды, содержащей тритий, заключающийся в соединении ее с предварительно приготовленной смесью порошков прокаленного оксида магния (MgO) и калия фосфорнокислого l-замещенного (KН2РO4), перемешивании до получения однородной суспензии, выдерживании ее до полного отверждения. При этом все компоненты берутся в стехиометрическом соотношении согласно уравнению реакции. Желательно, чтобы размер частиц окиси магния не превышал 100 мкм, размер частиц калия фосфорнокислого l-замещенного (KН2РO4) не превышал 400 мкм, а для увеличения времени отверждения добавляют борную кислоту, в количестве не более 10% вес.

MgO+KН2РO4+5Н2O*=MgKPO4⋅6Н2O*+Q↑,

где Н2O* - вода, загрязненная тритием,

Q↑ - тепловой эффект реакции (368,35 кДж).

Соотношение компонентов выглядит следующим образом: MgO (15,12 вес. %), KН2РO4 (51,31 вес. %), Н2О (33,76 вес. %). Для предотвращения перегрева смеси, при необходимости, используют добавки борной кислоты, которая применяется как ингибитор реакции. Перед добавлением воды исходные компоненты тщательно перемешивают. В подготовленную смесь порошков вносят воду, содержащую тритий, и перемешивают любым доступным образом до получения однородной суспензии. Так как калий фосфорнокислый в процессе реакции должен максимально полно раствориться в воде и реакция происходит на поверхности частиц оксида магния, желательно размер частиц порошков не должен превышать 100 мкм для MgO и 400 мкм для KН2РO4. Растворимость зависит от температуры. При повышении температуры растворимость увеличивается. Проблема с перегревом смеси может возникнуть при изготовлении большого образца. Если температура будет очень высокой, то произойдет быстрое и не равномерное отверждение по всему объему образца, без его кристаллизации. Затвердевание полученной смеси происходит через несколько минут, а набор максимальной прочности через 24 часа. В результате структура и свойства образца будут далеки от оптимальных. При добавлении борной кислоты в состав смеси порошков К и Mg процесс отверждения смеси смещается в сторону увеличения времени начала реакции. Заявляемая технология кондиционирования воды, содержащей тритий, может быть настроена на месте с учетом всех особенностей процесса.

Совокупность заявляемых признаков способа позволяет зафиксировать свойства полученного монолитного материала на достигнутом уровне:

- кондиционируемая вода, содержащая тритий, химически связывается в твердую монолитную матрицу;

- получаемый в результате отверждения монолитный материал характеризуется высоким содержанием химически связанной воды (до ~30% вес);

- в процессе реализации предложенного способа не происходит образование вторичных ЖРО;

- молекулы воды, содержащей тритий, равномерно связываются в получаемой монолитной матрице без непосредственного контакта между собой, в связи с чем процесс радиолиза, сопровождающийся выделением газообразного водорода в окружающую среду, практически не происходит;

- процесс отверждения смешанных компонентов с водой, содержащей тритий, в монолитный материал происходит в течение нескольких минут;

- отверждение происходит при положительной температуре, не требуется дополнительного нагрева и последующей сушки полученного блока.

Пример практического применения

Для проверки возможности практического применения предлагаемого способа был изготовлен образец гексагидрата магний-калий фосфата (MgKPO4⋅6H2O). Для изготовления были использованы: 10 г прокаленного оксида магния (MgO) по ГОСТ 4526-75 (размер частиц ≤100 мкм), 34 г калия фосфорнокислого однозамещенного (KН2РО4) по ГОСТ 4198-75 (размер частиц ≤400 мкм) и 10 мл воды, содержащей тритий, общей активностью 3,7×109 Бк. Предварительно прокаленный оксид магния и калий фосфорнокислый однозамещенный смешивали в течение 0,5 часа. После чего полученную смесь перенесли в стеклянный стакан и при перемешивании в нее добавили воду, содержащую тритий. Через 2-3 минуты произошло образование визуально однородного монолитного образца. Образец был помещен в герметичный металлический контейнер. Через 7,5 лет после закладки образца на хранение, перед вскрытием контейнера, был проведен отбор пробы для масс-спектрометрического анализа на содержание водорода как продукта радиолиза воды. Проведенный анализ не показал наличие водорода в объеме контейнера (чувствительность прибора <0,01% об.). Образец представляет собой плотную однородную массу, является монолитным, не растрескивается и соответствует требованиям федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Критерии приемлемости радиационных отходов для захоронения» (НП-093-14).

1. Способ кондиционирования воды, содержащей тритий, заключающийся в отверждении ее путем включения в структуру кристаллогидрата, отличающийся тем, что воду, содержащую тритий, соединяют с предварительно приготовленной смесью порошков прокаленного оксида магния и калия фосфорнокислого l-замещенного, перемешивают до получения однородной суспензии и выдерживают ее до полного отверждения, при этом все компоненты берутся в стехиометрическом соотношении для получения MgKPO4⋅6Н2О.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что размер частиц прокаленного оксида магния (MgO) не превышает 100 мкм, а размер частиц калия фосфорнокислого l-замещенного (KH2PO4) не превышает 400 мкм.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к методам отверждения жидких радиоактивных отходов. Установка для отверждения жидких радиоактивных отходов содержит контейнер с перемешивающей мешалкой, узлы подачи ЖРО и наполнителя.

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.
Изобретение относится к области охраны окружающей среды от радиоактивного загрязнения и может быть использовано для обезвреживания жидких радиоактивных отходов (ЖРО).

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.
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.
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.

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.

Изобретение относится к области атомной энергетики, системе безопасности АЭС. Подготавливают два участка земли - рабочий и семенной, на рабочем участке высевают быстрорастущие растения.

Изобретение относится к полимерным композициям, применяемым в ядерной технике, а именно для кондиционирования низко- и среднеактивных отработанных ионообменных смол (ИОС).
Заявленное изобретение относится к способу отверждения тритийсодержащих нефтяных масел, из которых невозможно выделить радиоактивные вещества методом фильтрования.

Изобретение относится к способам обращения с радиоактивными отходами и может быть использовано для утилизации облученного графита. Cпособ глубинного захоронения облученного графита уран-графитовых ядерных реакторов включает предварительную подготовку отходов к глубинному захоронению, выбор тектонически устойчивых участков земной коры. В выбранных участках земной коры бурят скважину на глубину до 3500 м и одновременно проводят обсадку и цементаж затрубного пространства. В нижней части ствола скважины выполняют перфорацию. Область перфорации отсекают пакером. Облученный графит измельчают механическим способом до образования графитовых частиц размером менее 0,05 мм. Подготавливают смесь размельченного графита (до 250 г/л), бентонита (до 100 г/л) и пропанта (до 20 г/л) в воде. Выполняют гидроразрыв подготовленного пласта, не снижая давления в скважину, изоляцию отходов, затворение и установку цементного стакана. Последующие операции выполняют подъемом участков гидроразрыва вверх по скважине до глубины 1000 м. Изобретение позволяет проводить утилизацию облученного ядерного графита путем надежной изоляции в тектонически устойчивых пластах земной коры. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а именно к области эксплуатации объектов по переработке радиоактивных материалов. Способ ликвидации аварии при разливе радиоактивных растворов, включающий нанесение на место разлива полимерсодержащей композиции, обеспечивающей поглощение пролитой жидкости, сушку полученной смеси и ее удаление с обрабатываемой поверхности. Полимерсодержащую композицию, способную поглощать водные органические растворы или их смеси, наносят в виде порошка или влажного геля и в ее состав предварительно вводят дезактивирующие вещества. Изобретение позволяет удалить с поверхности пролитой радиоактивной жидкости с одновременной очисткой поверхности, загрязненной в результате аварии. 5 з.п. ф-лы, 5 пр., 4 табл.
Изобретение относится к области переработки жидких радиоактивных промышленных отходов, в частности матричной иммобилизации. Способ синтеза минералоподобных матриц для изоляции радиоактивных веществ включает смешивание жидких радиоактивных отходов с керамообразующим материалов и застывание получающейся смеси. Керамообразующим материалом является смесь из дигидрофосфата калия (32-42) мас. %, магнезита (технического оксида магния), отожжённого при температуре (500-550)°С (13-20) мас.%, и воды (20-30) мас.%. Изобретение позволяет упростить технологический процесс синтеза минералоподобной матрицы при одновременной иммобилизации в ней радиоактивных отходов. 1 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а точнее к области переработки радиоактивных отходов, и может быть использовано для целей безопасного и эффективного обращения с большим количеством жидких радиоактивных отходов различного уровня активности. Для этого радиоактивные растворы после дезактивации поверхностей защитного оборудования упаривают щелочные и кислотные растворы, содержащих гидроксид натрия, перманганат калия, щавелевую кислоту и азотную кислоту, до твердого остатка, кальцинируют, смешивают кальцинат с компонентами шихты, содержащей оксиды титана, кальция, железа(III), циркония и марганца(IV) и алюминия в определенном соотношении и сплавляют. Изобретение позволяет понизить температуру плавления получаемой керамики. 2 з.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к обращению с жидкими радиоактивными отходами (ЖРО) с целью их последующего длительного хранения и/или захоронения. Способ иммобилизации ЖРО в фосфатном компаунде включает регулирование уровня рН отходов, введение в полученный раствор последовательно при непрерывном перемешивании ионов двухвалентного никеля и ферроцианида калия и последующее отверждение полученной смеси путем добавления связующих реагентов дигидроортофосфата калия и оксида магния. Регулирование уровня рН отходов проводят до значений рН=1,8-2,2 путем добавления водного раствора гидроксида натрия с концентрацией 550-650 г/дм3. После введения ионов никеля и ферроцианида калия добавляют порошок борной кислоты. Изобретение позволяет иммобилизовать кислые высокосолевые аммоний- и железосодержащие ЖРО среднего уровня активности, содержащих актиниды и продукты деления ядерного топлива. 9 з.п. ф-лы, 2 ил., 3 табл., 3 пр.

Изобретение относится к области охраны окружающей среды от радиоактивного загрязнения и может быть использовано для снижения класса опасности жидких радиоактивных отходов, в том числе высокоактивных отходов. Способ кондиционирования воды, содержащей тритий, заключается в соединении ее с предварительно приготовленной смесью порошков прокаленного оксида магния и калия фосфорнокислого l-замещенного, перемешивании до получения однородной суспензии, выдерживании ее до полного отверждения, при этом все компоненты берутся в стехиометрическом соотношении. Размер частиц окиси магния не превышает 100 мкм, а размер частиц калия фосфорнокислого l-замещенного не превышает 400 мкм. Изобретение позволяет получить плотную, однородную массу без визуально заметных трещин и отслоений, характеризуется высоким содержанием химически связанной тритиевой воды. 1 з.п. ф-лы.

Наверх