способ остекловывания радиоактивного перлита

Формула изобретения

1. Способ остекловывания радиоактивного перлита, включающий приготовление шихты, содержащей радиоактивный перлит, нагрев полученной шихты до рабочей температуры, ее выдержку при рабочей температуре до образования конечного продукта и его охлаждение, отличающийся тем, что шихта дополнительно содержит стекломодифицирующий компонент и сорбент при следующем соотношении ингредиентов, мас.%:

Радиоактивный перлит - 40 - 50

Стекломодифицирующий компонент - 40 - 50

Сорбент - 5 - 10

приготовление шихты осуществляют путем перемешивания ее ингредиентов в вихревом слое, рабочая температура составляет 1100 - 1200^oC, в качестве стекломодифицирующего компонента используют смесь солевого остатка упаренных жидких радиоактивных отходов атомных электростанций и буры в массовом соотношении между ними не более чем 1:2, а в качестве сорбента - глинистый материал.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве глинистого материала используют вермикулит, клиноптилолит, бензонит, монтмориллонит, биотит или их смеси.

Описание изобретения к патенту

Заявляемый способ относится к области охраны окружающей среды, а точнее к области переработки радиоактивных отходов с последующей фиксацией продуктов переработки в устойчивой твердой среде. Наиболее эффективно заявляемый способ может быть реализован при остекловывании отработанных радиоактивных перлитов, с получением стеклообразного конечного продукта, пригодного для долгосрочного хранения.

Отработанные радиоактивные перлиты образуются в результате эксплуатации на атомных электростанциях (АЭС) намывных фильтров на основе различных типов перлитов (перлит - песок, фильтр - перлит) для очистки контурной воды от радиоактивных взвесей. Перлиты представляют собой природные кислые стекла вулканического происхождения и отличаются друг от друга своим насыпным весом. Наиболее широко применяемым перлитом на АЭС является фильтр - перлит, обладающий низким насыпным весом (0,1 - 0,15 г/см³) и содержащий в качестве основных компонентов окислы кремния, алюминия, натрия, калия, кальция, магния и железа.

Известен способ отверждения пульпы радиоактивного перлита с использованием битумных связующих [1], включающий подачу пульпы радиоактивного перлита (фильтр - перлита) на поверхность перемешиваемого расплавленного битума, последующую отгонку влаги, гомогенизацию битумно - перлитной смеси и ее охлаждение до получения конечного продукта, пригодного для долгосрочного хранения.

Недостатками известного способа являются:

низкое максимальное массовое содержание фильтр - перлита (не более 15 мас. %) в конечном продукте, обусловленное физико-механическими свойствами перлита;

невысокое качество конечного продукта, обусловленное низкой радиационной стойкостью битумного связующего, невысокой термической устойчивостью (температура вспышки 300 - 350^oC).

Известен способ отверждения пульпы радиоактивного перлита с использованием битумных связующих [1], включающий механическую обработку пульпы радиоактивного перлита (фильтр - перлита), подачу механически обработанной пульпы радиоактивного перлита на поверхность перемешиваемого расплавленного битума, последующую отгонку влаги, гомогенизацию битумно - перлитной смеси и ее охлаждение до получения конечного продукта, пригодного для долгосрочного хранения.

В результате механической обработки насыпной вес фильтр - перлита возрастает с 0,1-0,15 г/см³ до 0,65 г/см³, что позволяет увеличить его максимальное массовое содержание в конечном продукте до 50 мас.%.

Недостатком известного способа является:

невысокое качество конечного продукта, обусловленное низкой радиационной стойкостью битумного связующего, невысокой термической устойчивостью (температура вспышки 300 - 350^oC).

Наиболее близким по технической сущности к заявляемому способу является способ включения радиоактивного перлита в керамическую матрицу на основе глины [2].

Сущность известного способа состоит в том, что радиоактивный перлит (фильтр - перлит), содержащий незначительные количества нитрата натрия (основного компонента жидких радиоактивных отходов (ЖРО) АЭС, смешивают (посредством виброперемешивания) с глиной (керамикообразователем), состоящей, в основном, из окислов кремния, алюминия, щелочных и щелочноземельных металлов, полученную шихту подвергают прессованию (при давлении в 40 МПа), спрессованную шихту нагревают до 150^oC, выдерживают (сушат) при этой температуре в течение 1 часа, затем температуру поднимают до 1050^oC, выдерживают (спекают) при указанной температуре 1 - 1,5 часа, после чего полученный конечный продукт охлаждают и направляют на долгосрочное хранение.

Конечный продукт представляет собой спеченный керамический материал с максимальным содержанием радиоактивного фильтр - перлита 45 мас.% и содержанием нитрата натрия 5 мас.%, причем общая скорость вымываемости радионуклидов из него составляет 3,4 - 7,710^-4 г/см² сутки, открытая пористость -0,7 - 2,1%, а предел прочности на сжатие 65 - 200 МПа (в зависимости от того, какая глина, кембрийская или часовярская, была использованы при реализации способа - прототипа).

Недостатками известного способа являются:

- повышенное время получения конечного продукта;

- повышенная сложность реализации, связанная с наличием операции прессования;

- пониженное качество охлажденного конечного продукта, связанное с повышенной общей скоростью вымываемости радионуклидов, вследствие неоднородности (пористости) его структуры.

Преимуществами заявляемого способа являются его упрощение повышение скорости получения конечного продукта, а также повышение качества охлажденного конечного продукта.

Указанные преимущества достигаются за счет того, что радиоактивный перлит (перлит - песок, фильтр - перлит), стекломодифицирующий компонент и сорбент смешивают в вихревом слое (3) при следующем соотношении ингредиентов, мас.%:

Радиоактивный перлит - 40 - 50

Стекломодифицирующий компонент - 40 - 50

Сорбент - 5 - 10

после чего полученную шихту нагревают до температуры 1100 - 1200^oC, образовавшийся стеклообразный расплав выдерживают до гомогенизации и образования конечного продукта, который охлаждают и направляют на долгосрочное хранение.

В качестве стекломодифицирующего компонента используют смесь солевого остатка упаренных ЖРО АЭС и буры в массовом соотношении между ними не более чем 1: 2, причем при приготовлении вышеуказанной смеси можно использовать, как ЖРО АЭС с реакторами типа РБМК, так и ЖРО АЭС с реакторами ВВЭР, содержащие в качестве основных компонентов катионы калия и натрия, сульфат -, хлорид - и нитрат - анионы и отличающиеся друг от друга тем, что в составе ЖРО АЭС с реакторами ВВЭР присутствует еще и борная кислота.

Стекломодифицирующий компонент используют для трансформации радиоактивного перлита, представляющего собой, как уже говорилось ранее, готовое кислое вулканическое алюмосиликатное стекло, в боросиликатное стекло, обладающее гораздо более низкой температурой плавления (1100-1200^oC против температуры более, чем 1400^oC у перлита), т.к. в противном случае реализация способа будет опасна для окружающей среды, вследствие интенсивного перехода летучих форм радионуклидов в газовую фазу.

При температуре меньше 1100^oC не происходит трансформации радиоактивного перлита в расплавленное боросиликатное стекло, а при температуре больше 1200^oC повышается степень улетучивания радионуклидов, что делает реализацию способа опасной для окружающей среды.

При содержании радиоактивного перлита меньше 40 мас.% или стекломодифицирующего компонента больше 50 мас.% или при массовом соотношении: солевой остаток упаренных радиоактивных отходов АЭС/бура более, чем 1:2 (при содержании стекломодифицирующего компонента 40-50 мас.%), не обеспечивается повышение качества конечного продукта, вследствие образования в нем нерастворимой в стекле хальмозной (шлаковой) фазы, обусловленной повышенным содержанием в шихте хлорид - и сульфат - анионов.

При содержании радиоактивного перлита более 50 мас.% заметно повышается степень улетучивания радионуклидов, вследствие повышения температуры плавления конечного продукта, что также делает реализацию способа опасной для окружающей среды.

При содержании стекломодифицирующего компонента менее 40 мас.% не происходит трансформации радиоактивного перлита в боросиликатное стекло.

Сорбент, в качестве которого используют родственные стеклам (по своим химическим составам) глинистые материалы (вермикулит, клиноптилолит, бентонит, монтмориллонит, биотит или их смеси), обеспечивает безопасную реализацию заявляемого способа за счет сорбции летучих форм радионуклидов.

При содержании сорбента менее 5 мас.% или более 10 мас. % не обеспечивается безопасная реализация заявляемого способа, т. к. в первом случае сорбента недостаточно для подавления перехода в газовую фазу летучих форм радионуклидов, а во втором - излишек сорбента приводит к возрастанию рабочей температуры процесса, вследствие чего возрастает степень улетучивания радионуклидов.

Скоростное, по сравнению с виброперемешиванием, смешение радиоактивного перлита, стекломодифицирующего компонента и сорбента в вихревом слое, а также исключение операции прессования обеспечивают повышение скорости получения конечного продукта. Кроме того, при смешении ингридиентов шихты в вихревом слое происходит еще и механоактивация их поверхностей, что также способствует повышению скорости получения конечного продукта (суммарное время трансформации радиоактивного перлита в расплавленное боросиликатное стекло не превышает 0,5 - 1 часа).

Замена спекания радиоактивного перлита в пористый керамический материал его трансформацией в боросиликатное стекло плавлением обеспечивают во-первых: упрощение способа за счет отказа от операции прессования, а во-вторых: повышение качества охлажденного конечного продукта за счет обеспечения практически его нулевой пористости и снижения общей скорости вымываемости радионуклидов до величины порядка 10^-6 - 10^-7 г/см²сутки.

Способ реализуют следующим образом.

48 мас. % радиоактивного перлита (перлит - песок, фильтр - перлит), 47 мас. % стекломодифицирующего компонента и 5 мас.% смеси вермикулита, клиноптилолита, бентонита, монтмориллонита и биотита смешивают в вихревом слое в течение 30 сек.

В качестве стекломодифицирующего компонента используют смесь солевого остатка упаренных ЖРО АЭС и буры в соотношении 1:2 (наиболее жесткие условия), причем при приготовлении смеси используют в одном случае ЖРО АЭС с реактором РБМК с содержанием хлорид-аниона 11 мас.% и сульфат-аниона 3 мас.%, а в другом - ЖРО АЭС с реактором ВВЭР с содержанием хлорид - аниона - 2 мас.%, сульфат-аниона 5,6 мас.% и борной кислоты - 17 мас.%.

Полученную шихту нагревают до температуры 1150^oC, гомогенизируют до получения конечного продукта и охлаждают до образования твердого монолитного продукта, пригодного для долгосрочного хранения.

В результате испытаний было установлено, что способ более прост в реализации, степень улетучивания радионуклидов находится в безопасных пределах, в конечном продукте отсутствует хальмозная фаза, время получения конечного продукта составляет 0,6 - 0,7 часа, охлажденный конечный продукт является беспористым монолитным материалом, причем общая скорость вымываемости радионуклидов для охлажденного конечного продукта, полученного на основе ЖРО АЭС с реактором РБМК составляет 2,4 10^-7 г/см²сутки, а для охлажденного конечного продукта, полученного на основе ЖРО АЭС с реактором ВВЭР 4,510^-8 г/см²сутки, что в среднем на 3-4 порядка ниже, чем в способе - прототипе.

ЛИТЕРАТУРА

1. Борзунов А.И., Масанов О.Л., Орлова А.А., Платонов А.А. "ОТВЕРЖДЕНИЕ ОТРАБОТАВШИХ ПЕРЛИТНЫХ ПУЛЬП С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ БИТУМНЫХ СВЯЗУЮЩИХ МАТЕРИАЛОВ", Атомная энергия, т. 78, вып. 1, 1995, с.61 - 62.

2.Алой А. С., Кузнецов Б. С., Кузнецов Ю. В., Раков Н. А. "КОНДИЦИОНИРОВАНИЕ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ ПУТЕМ ВКЛЮЧЕНИЯ В КЕРАМИЧЕСКИЕ МАТРИЦЫ НА ОСНОВЕ ГЛИНЫ", Атомная энергия, т. 78, вып. 5. 1995, С.305 -311.

3. Д. Д. Логвиненко, О. П.Шеляков, "ИНТЕНСИФИКАЦИЯ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ В АППАРАТАХ С ВИХРЕВЫМ СЛОЕМ", Киев, "ТЕХНИКА", 1976, стр. 48-65.