способ кондиционирования жидких радиоактивных отходов с высоким солесодержанием

Формула изобретения

1. Способ кондиционирования жидких радиоактивных отходов с высоким солесодержанием, включающий сорбцию радионуклидов на сорбенте и иммобилизацию полученных радиоактивных сорбентов цементированием в геоцементный камень с применением вяжущей системы, содержащей доменный гранулированный шлак и глинистый компонент в смеси с раствором силиката натрия, отличающийся тем, что сорбцию радионуклидов проводят совместно со входящими в жидкие радиоактивные концентраты органическими и неорганическими веществами одновременно с упариванием жидких концентратов на частицах сорбента размером 0,3-3 мм при температуре 110-115°С, а цементирование радиоактивного сорбента, содержащего всю сумму неорганических и органических веществ в виде сухих компонентов, осуществляют затворением раствором силиката натрия, содержащим 150-250 г оксида натрия (Na₂O) в одном литре раствора, с силикатным модулем от 1 до 1,5 при растворовяжущем отношении Р/В=0,4-0,5 л/кг смеси, состоящей из: 8-29% - природный или искусственный сорбент; 8-15% - сухие компоненты жидких радиоактивных концентратов; 30-56% - доменный гранулированный мелкомолотый шлак; 12-35% - глинистый компонент, например, метакаолинит.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что упаривание проводят путем многократного добавления порций жидких радиоактивных концентратов таким образом, чтобы сумма введенных в сорбент сухих веществ по массе не превышала величины 1,5 г на 1 г сорбента, а сорбент перед цементированием сохранял сыпучие свойства.

3. Способ по п.1 или 2, отличающийся тем, что в качестве сорбента используют природные цеолиты, в частности, клиноптилолит.

4. Способ по п.1 или 2, отличающийся тем, что в качестве сорбента используют цеолитоподобные алюмосиликатные синтетические вещества типа NaX и NaY.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области обращения с радиоактивными материалами и может быть использовано при кондиционировании жидких радиоактивных высокосолевых отходов.

Известен способ отверждения радиоактивных отходов (патент РФ на изобретение № 2087043, МПК 6 G 21 F 9/16 "Способ отверждения радиоактивных отходов". Бюл. изобр. № 22 (2 ч.), 10.08.1997), включающий смешение жидких высокосолевых радиоактивных отходов с глинистым (каолиновой, бентонитовой или спондиловой глиной) и вяжущим (гидратной известью, тонкомолотым шлаком с добавкой 2,5-5 мас.% клинкера или портландцемента) компонентами и получение монолитного цементного блока, характеризующегося низкой скоростью выщелачивания, высокой механической прочностью.

Недостатками способа являются увеличение объема получаемых твердых радиоактивных отходов (в 2-3 раза), что требует создания дополнительных хранилищ и увеличивает трудо- и материальные затраты, а также общую стоимость получаемых твердых радиоактивных отходов. При использовании способа для отверждения жидких отходов с высоким содержанием органических веществ (90-120 г/л) недостатком способа становится также отсутствие омоноличивания вяжущей системы, что не позволяет отверждать такие виды жидких радиоактивных отходов.

Наиболее близким техническим решением является способ переработки жидких радиоактивных отходов среднего уровня активности (патент РФ на изобретение № 2154317, МПК 7 G 21 F 9/12, 9/16 "Способ переработки жидких отходов". Бюл. изобр. № 22 (2 ч.) 10.08.2000).

Способ заключается в следующем. Проводят сорбцию радионуклидов на природных цеолитах из жидких радиоактивных отходов с рН 8-12. Затем осуществляют цементирование полученных радиоактивных цеолитов с применением вяжущей системы, содержащей доменный гранулированный шлак и глинистый компонент в смеси с раствором силиката натрия, обеспечивающими получение механически прочного и водоустойчивого геоцементного камня.

Недостатками данного способа являются:

- ограниченная применимость - только для радиоактивных отходов с низким и средним солесодержанием;

- невозможность извлечения из жидких радиоактивных отходов всех радионуклидов и химически активных (в т.ч. токсичных) веществ.

Перед авторами стояла задача устранить указанные недостатки, а именно разработать способ, обеспечивающий возможность:

- кондиционирования жидких радиоактивных отходов с высоким солесодержанием;

- извлечения из жидких радиоактивных отходов всех радионуклидов, а также химически активных веществ, в т.ч. токсичных.

Для решения поставленной задачи в способе кондиционирования жидких радиоактивных отходов с высоким солесодержанием, включающем сорбцию радионуклидов на сорбенте и иммобилизацию полученных радиоактивных сорбентов цементированием в геоцементный камень с применением вяжущей системы, содержащей доменный гранулированный шлак и глинистый компонент в смеси с раствором силиката натрия, предлагается:

сорбцию радионуклидов проводить совместно с входящими в жидкие радиоактивные отходы органическими и неорганическими веществами одновременно с упариванием данных отходов на частицах сорбента при температуре 110-115°С,

цементирование радиоактивного сорбента, содержащего также сумму неорганических и органических веществ в виде сухих компонентов жидких радиоактивных концентратов в порах сорбента, осуществлять путем затворения раствором силиката натрия, содержащим 150-250 г оксида натрия в одном литре раствора с силикатным модулем, который имеет отношение входящих в него молей оксида кремния (SiO₂) к молям оксида натрия (Na₂O) в пределах от 1 до 1,5, при растворовяжущем отношении Р/В, равном 0,4-0,5 л/кг смеси, состоящей из: 8-29% сорбента, 8-15% сухих компонентов жидких радиоактивных концентратов, 30-56% доменного гранулированного мелкомолотого шлака, 12-35% глинистого компонента, например метакаолинита.

Упаривание проводят путем многократного добавления порций жидких радиоактивных концентратов таким образом, чтобы сумма введенных в сорбент сухих веществ по массе не превышала величины 1,5 г на 1 г сорбента, а сорбент перед цементированием сохранял сыпучие свойства. В качестве природного сорбента используют цеолиты, в частности клиноптилолит, а в качестве искусственного сорбента используют цеолитоподобные алюмосиликатные синтетические вещества типа NaX и NaY, в частности, цеолитоподобные алюмосиликатные отходы производства катализаторов в нефтеперерабатывающей промышленности.

Пример осуществления способа.

Способ кондиционирования жидких радиоактивных отходов с высоким солесодержанием осуществляется следующим образом.

Проводят сорбцию радионуклидов, а также органических и неорганических веществ на сорбенте. Для этого сорбент, представляющий собой цеолитоподобные алюмосиликатные отходы производства катализаторов в нефтеперерабатывающей промышленности в виде гранул с размером частиц в пределах от 0,3 до 3 мм, помещают в емкость. В эту емкость заливают порцию жидких радиоактивных отходов таким образом, чтобы слой жидкости над сорбентом составлял 5 мм. При этом проводят упаривание раствора, для чего данную емкость нагревают до температуры 112°С. По мере упаривания в емкость добавляют порции жидких радиоактивных отходов вплоть до достижения величины введенных в сорбент сухих веществ, равной 1,5 г на 1 г сорбента, и обеспечивают сохранение сыпучих свойств сорбента перед цементированием.

Иммобилизацию полученных радиоактивных сорбентов осуществляют цементированием в геоцементный камень с применением вяжущей системы. Для этого готовят сухую смесь, представляющую собой смесь со следующим массовым соотношением: 20% радиоактивного сорбента, 10% органических и неорганических веществ, 45% мелкомолотого доменного гранулированного шлака и 25% глинистого компонента - метакаолинит. Далее сухие компоненты интенсивно перемешивают с раствором силиката натрия, который имеет отношение молей входящего в него оксида кремния (SiО₂) к молям оксида натрия (Na₂O) равное 1,5. При этом обеспечивают растворовяжущее соотношение Р/В (отношение объема раствора силиката натрия к массе сухих веществ) равным 0,5 л/кг. Цементную массу помещают для отверждения в емкость. Данную емкость выдерживают при температуре 25°С и относительной влажности 100%.

В результате применения данного способа осуществляется кондиционирование жидких радиоактивных отходов с любым солесодержанием и получение минералоподобного геоцементного камня с высокой водоустойчивостью (скорость выщелачивания ¹³⁷Cs в воду составляет 10^-5-10^-6 г/см²·сут при испытаниях до 400 суток выдержки в воде; норма 1·10^-3 г/см·сут) и механической прочностью (предел прочности на сжатие 14-30 МПа при норме 5 МПа [Сбор, переработка, хранение и кондиционирование жидких радиоактивных отходов. НП-019-2000, Москва, 2000].

Техническим результатом изобретения является расширение функциональных возможностей способа, поскольку он позволяет ввести всю сумму радиоактивных и нерадиоактивных, в т.ч. токсичных компонентов в шлакощелочную вяжущую систему и получить механически прочную и водоустойчивую минералоподобную геоцементную матрицу и, как следствие, избежать образования вторичных радиоактивных и химических отходов.