способ переработки жидких радиоактивных отходов атомных электрических станций (варианты)

Формула изобретения

1. Способ переработки жидких радиоактивных отходов, заключающийся в концентрировании отходов упариванием при температуре 105-150°С путем подачи жидких радиоактивных отходов в глицерин при их соотношении в зоне упаривания 1:9-1:1, отличающийся тем, что полученный в процессе концентрирования жидких радиоактивных отходов солевой глицериновый концентрат подвергают термической обработке при температуре 150-200°С, образующийся при этом конденсат глицерина возвращают в цикл переработки жидких радиоактивных отходов, а полученный после отгонки глицерина пористый безводный солевой продукт отверждают путем ввода в него порциями связующего до образования однородного монолитного блока, причем после ввода каждой порции связующего продукт охлаждают до температуры 85-95°С, а ввод последующей порции связующего осуществляют после нагрева продукта до температуры 105-150°С.

2. Способ переработки по п.1, отличающийся тем, что в качестве связующего используют, например, битум или полимерные материалы.

3. Способ переработки жидких радиоактивных отходов, заключающийся в концентрировании отходов упариванием при температуре 105-150°С путем подачи жидких радиоактивных отходов в глицерин при их соотношении в зоне упаривания 1:9-1:1, отличающийся тем, что полученный в процессе концентрирования жидких радиоактивных отходов солевой глицериновый концентрат отверждают путем ввода добавки в количестве 1-3 г реагента на 1 г свободного глицерина, полученную смесь перемешивают при температуре 150-180°С до полного растворения добавки, затем при перемешивании смесь подвергают термической обработке при температуре 180-220°С, после чего охлаждают до температуры 20-40°С до образования монолитного полимерного продукта, а в качестве добавки используют фталевый ангидрид или фталевую кислоту.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области переработки (обезвреживания) жидких радиоактивных отходов (ЖРО), а именно к способам концентрирования, сушки и отверждения солевого концентрата (кубового остатка).

Основными задачами, решаемыми в рамках проблемы обезвреживания ЖРО, являются очистка основной массы отходов от радионуклидов и концентрирование последних в минимальном объеме с последующим отверждением (замоноличиванием) радиоактивных концентратов солей в виде продукта, исключающего выход радионуклидов в окружающую среду при его длительном хранении.

На практике для решения этих задач на стадиях очистки и концентрирования ЖРО обычно используют традиционные осадительные, термические, сорбционные и мембранные методы. Замоноличивание солевых концентратов ЖРО, как правило, проводят после их термической или механической сушки включением в инертные матрицы (битум, цемент, термореактивные смолы и др.) [А.С.Никифиров, В.В.Куличенко, М.И.Жихарев. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. Энергоатомиздат, Москва, 1985, с.13-115].

Все рассмотренные выше методы без исключения индивидуальны и могут решать не более одной-двух задач в технологическом цикле обезвреживания ЖРО, что требует при разработке схем переработки ЖРО предусматривать использование на каждой стадии технологического процесса своего специфического оборудования.

С точки зрения максимального концентрирования ЖРО в технологическом цикле их обезвреживания наиболее рациональным способом считается способ термической дистилляции (упаривания) ЖРО. Несмотря на относительно высокие энергозатраты, термический метод нашел широкое применение в практике упаривания ЖРО и сушки солевых концентратов благодаря своим технологическим преимуществам [А.С.Никифиров, В.В.Куличенко, М.И.Жихарев. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. Энергоатомиздат, Москва, 1985, с.14].

Известен способ переработки ЖРО, включающий: концентрирование ЖРО упариванием кубовых растворов (солевых концентратов) солесодержанием 130-150 г/л в азотнокислой среде при рН 3,5-4,0 в выпарных аппаратах, работающих в режиме передачи тепла через теплопередающую поверхность, с последующим хранением высококонцентрированных кубовых остатков солесодержанием 600-800 г/л в емкостях временного хранения, или их отверждение методами битумирования, цементирования и др. [А.с. 654010 (СССР). Способ концентрирования жидких радиоактивных отходов. М.И.Жихарев, Л.Ч.Кемулярия. Опубл. в БИ, 1980, №3].

Недостатками данного способа являются:

- инкрустация (осаждение солей) греющих поверхностей, что приводит к снижению производительности процесса и требует проведения периодических химических промывок выпарного аппарата;

- вспенивание ЖРО при наличии в них детергентов (поверхностно-активных веществ), существенно затрудняющее процесс выпаривания;

- коррозионная агрессивность солевого азотнокислого концентрата по отношению к конструкционным материалам используемого в цикле обезвреживания ЖРО оборудования;

- относительно низкая степень концентрирования солей (не более 600-800 г/л);

- при глубоком упаривании ЖРО до солесодержания 600-800 г/л и более возникают трудности последующего обращения с кубовым остатком из-за выпадения в трубопроводах и емкостях временного хранения осадков кристаллогидратов солей, что осложняет их транспортировку и исключает возможность полной раскачки емкостей в аварийной ситуации и освобождение емкостей после истечения гарантированного срока хранения концентратов ЖРО и, следовательно, создает опасность выхода радионуклидов в окружающую среду [А.С.Никифиров, В.В.Куличенко, М.И.Жихарев. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. Энегоатомиздат, Москва, 1985, с.109-112].

Известен способ переработки ЖРО, заключающийся в концентрировании отходов упариванием в режиме прямого контакта жидких радиоактивных отходов с глицерином при температуре 105-150°С и соотношении жидких радиоактивных отходов и глицерина в зоне упаривания 1:9-1:1 [Патент РФ №2168222, G21F 9/08, 1999, Бюл. №15]. Данный способ выбран в качестве прототипа как наиболее близкий к заявляемому способу по технической сути и достигаемым результатам.

Несмотря на свои неоспоримые достоинства, такие как: повышение степени упаривания ЖРО; предотвращение инкрустации греющих поверхностей солеотложениями; исключение возможности развития местной коррозии нержавеющей стали; предотвращение вспенивания упариваемых растворов при наличии в ЖРО детергентов; упрощение операций последующего обращения с кубовым остатком и др., способ-прототип, как и аналог, не обеспечивает условий надежного, длительного хранения солевых концентратов, исключающих выход радионуклидов в окружающую среду в случае аварийной разгерметизации емкостей-хранилищ концентратов ЖРО и контакта концентратов с водой.

Обычно на отечественных и зарубежных АЭС концентраты жидких радиоактивных отходов переводят в твердую форму включением концентратов в термопластичные (битум и др.), неорганические (цемент, гипс и др.) или термореактивные (полиэфирные, карбамидные и др. смолы) связующие. [А.С.Никифиров, В.В.Куличенко, М.И.Жихарев. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. Энегоатомиздат, Москва, 1985, c.115].

При переработке ЖРО по способу-прототипу конечным продуктом является безводный глицериносолевой концентрат (рапа), для которого, как показали лабораторные эксперименты, традиционные методы отверждения неприемлемы по следующим причинам:

- глицериносолевой концентрат несовместим с битумом и цементом, что не позволяет получить гомогенный твердый продукт, пригодный к длительному хранению;

- использование при замоноличивании глицерино-солевого концентрата термореактивных смол в практике обезвреживания ЖРО не применялось из-за специфики компонентного состава конечного продукта.

Задачей настоящего изобретения является создание способа переработки жидких радиоактивных отходов, позволяющего снизить количество глицерина, используемого при концентрировании ЖРО, повысить степень включения солей в предлагаемые матрицы, уменьшить площади отторгаемой территории при длительном хранении отвержденных ЖРО и улучшить экологическую обстановку в местах длительного хранения радиоактивных отходов.

Поставленная задача решается предлагаемым способом переработки ЖРО, реализуемым в двух вариантах.

Для достижения указанного технического результата в первом способе переработки жидких радиоактивных отходов, заключающемся в концентрировании ЖРО упариванием при температуре 105-150°С путем подачи жидких радиоактивных отходов в глицерин при их соотношении в зоне упаривания 1:9-1:1, предлагается:

- полученный в процессе концентрирования ЖРО солевой глицериновый концентрат подвергать термической обработке при температуре 150°-200°С;

- образующийся при этом конденсат глицерина и продуктов его термохимического разложения возвращать в цикл переработки жидких радиоактивных отходов;

- в полученный, после отгонки глицерина, пористый безводный солевой продукт (кек) порциями вводить связующее;

- после ввода каждой порции связующего продукт охлаждать до температуры 85-95°С;

- ввод последующей порции связующего осуществлять после нагрева продукта до температуры 105-150°С.

В частном случае выполнения первого способа предлагается в качестве связующего использовать, например, битум или полимерные материалы.

Для достижения указанного технического результата во втором способе переработки жидких радиоактивных отходов, заключающемся в концентрировании ЖРО упариванием при температуре 105-150°С путем подачи жидких радиоактивных отходов в глицерин при их соотношении в зоне упаривания 1:9-1:1, предлагается:

- в солевой глицериновый концентрат вводить добавку в количестве 1-3 грамма реагента на 1 грамм свободного глицерина;

- полученную смесь перемешивать при температуре 150-180°С до полного растворения добавки;

- образовавшийся продукт подвергать при перемешивании термической обработке при температуре 180-220°С до образования однородной массы, представляющей собой глифталевую смолу с включенными в нее кристаллами радиоактивных солей;

- образовавшийся полимерный продукт охлаждать до температуры 20-40°С до образования проплавленного, твердого, водонерастворимого монолита;

- в качестве добавки использовать фталевый ангидрид или фталевую кислоту.

Дополнительно предлагается процессы концентрирования и отверждения солевого глицеринового концентрата проводить в простейшем по конструкции аппарате, состоящем из обогреваемой емкости (например, барабан или бочка), поступающей, после завершения процесса отверждения, на длительное хранение, и системы газоочистки летучих газообразных продуктов.

Осуществление процесса концентрирования ЖРО и отверждения солевого концентрата по предлагаемому способу позволяет существенно упростить технологию обезвреживания ЖРО за счет проведения всего цикла их переработки в одной емкости и получить на финишной стадии обезвреживания ЖРО твердые, водонерастворимые монолиты, включенные в охранную емкость, пригодную к длительному захоронению, что улучшит экологическую обстановку в местах длительного хранения радиоактивных отходов. Кроме того, возможность повысить степень включения солей в предлагаемых матрицах (до 50% и более), например, в сравнении с методом отверждения солевых водных концентратов цементом (степень включения солей в цементную массу составляет всего 5-6%) [А.С.Никифоров, В.В.Куличенко, М.И.Жихарев. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. Энергоатомиздат. Москва, 1985, с.131], позволит существенно уменьшить площади отторгаемой территории при длительном хранении отвержденных ЖРО, затаренных в емкости и размещенных в защитные охранные контейнеры.

В обоснование предлагаемого способа были проведены лабораторные эксперименты по определению основных технологических параметров проведения процесса термической отгонки глицерина и продуктов его термохимического разложения из глицерино-солевого концентрата, и возможности их вторичного использования в технологическом цикле переработки ЖРО на стадии концентрирования (эксперимент 1) и трансформации глицерино-солевого концентрата в твердый пористый продукт с замоноличиванием последнего битумом (эксперимент 2).

Эксперимент №1.

Стадия отгонки из рапы глицерина и высококипящих, летучих продуктов его термохимического разложения.

25 мл (вес 36,0 г) глицерино-солевого концентрата (продукт 1), полученного по способу-прототипу в процессе концентрирования ЖРО, соответствующих по химическому составу ЖРО типа 3 (табл.1), подвергают термической обработке в кварцевой колбе с воздушным холодильником при температуре 150-200°С в течение 5 часов. Образующиеся при этом пары глицерина и продуктов его термохимического разложения (продукт 2) конденсируют в воздушном холодильнике (при температуре 25-30°С) и собирают в тарированном сборнике конденсата.

В результате термической обработки рапы из нее отогнано 8,5 см ³ продукта 2 (вес продукта 10,5 г, плотность -1,23 г/см³). В реакционной колбе образовался, после охлаждения, пористый продукт 3 (пористость 0,5 см³/см³ продукта), представляющий собой обезвоженные кристаллы солей, связанные в структуре продукта нелетучими компонентами термохимического разложения глицерина (смолистые вещества, углерод и др.).

Далее, продукт 3 заливают дистиллированной водой и кипятят в течение 1 часа, после чего сливают дистиллят из колбы и определяют водо-растворимую (продукт 4) и водо-нерастворимую (продукт 5) части продукта 3, которые составили 16,5 и 8,5 грамма, соответственно.

Установлено, что проведение предлагаемой стадии переработки ЖРО позволяет не менее чем на 30% сократить расход глицерина, получить пористый безводный солевой кек, содержащий в структуре до 34 вес.% водо-нерастворимых компонентов термохимической деструкции глицерина.

Стадия повторного использования продукта 2 в цикле обезвреживания ЖРО.

Раствор, соответствующий по химическому составу ЖРО типу 3 в соответствии с табл.1, упаривают в кварцевом дистилляторе с образцами аустенитной стали марки 12Х18Н10Т при температуре 105-150°С (по прототипу) путем подачи ЖРО в чистый глицерин и в смесь, состоящую из 8,5 см ³ продукта 2 и 16,5 см³ чистого глицерина (заявляемый способ). Контролируют коэффициент упаривания исходного раствора (отношение объема раствора, поданного в дистиллятор, к объему кубового остатка), и процесс кристаллизации солей.

Установлено, что процессы упаривания и кристаллизации солей в обоих случаях протекают идентично, а образующийся продукт обладает, как и в случае упаривания в чистом глицерине (способ-прототип), подвижностью и текучестью.

Реализация данного предложения на практике позволит на 30-35% снизить расход глицерина и уменьшить количество вновь образующихся ЖРО за счет возврата продукта-2 в цикл переработки водных солевых растворов ЖРО.

Эксперимент №2.

Стадии термохимической трансформации глицерино-солевого концентрата в твердый пористый продукт и замоноличивание последнего битумом в обогреваемом барабане (бочке).

10 см ³ (15,0 г) глицерино-солевого концентрата (продукт 1), полученного в процессе концентрирования ЖРО по способу - прототипу, подвергают термической обработке в открытом фарфоровом тигле (вместимость тигля 10 см³, вес пустого тигля 11 г) при температуре 150-200°С в течение 5 часов, после чего охлаждают тигель с продуктом 3 до комнатной температуры, взвешивают и рассчитывают вес летучего (продукт 2) и не летучего (продукт 3). Установлено, что в процессе термической трансформации продукта 1 из него удалено около 6,5 г глицерина и летучих продуктов его термохимического разложения, при этом получено 8,5 г пористого твердого кека (продукт 3).

Далее, тигель с продуктом 3 нагревают до температуры 100-150°С и порциями вводят кусочки твердого битума до его расплавления на поверхности горячего продукта 3. После расплавления битума и выдержки тигля с продуктом при температуре 100-150°С в течение 10 минут, тигель с продуктом охлаждают на воздухе до температуры 85-95°С, при этом за счет вакуумного эффекта, возникающего в порах продукта при его охлаждении, он пропитывается битумом. Для получения монолитного непористого битумно-солевого продукта (продукт 6) было проведено 4 цикла пропитки продукта 3 битумом с порционным его вводом в солевой продукт по 1,0; 1,3; 1,1 и 0,5 г. Суммарно введено 3,9 г битума. Конечный объем монолита составил 10 см ³. Суммарный вес продукта 3 с битумом 12,4 г. Весовой процент наполнения битума солями составил 68,5%.

Процесс переработки жидких радиоактивных отходов на стадии концентрирования обычно не заканчивается. Хранение концентратов ЖРО в емкостях не может считаться надежным способом окончательного их захоронения. Поэтому важное звено в технологии обращения (обезвреживания) с ЖРО среднего и низкого уровней активности является перевод жидких концентратов в твердую и химически инертную форму, пригодную для длительного хранения [В.П.Шведов, В.М.Седов, И.Л.Рыбальченко и др. Ядерная технология. Атомиздат, Москва, 1979, с.224]. При этом практически все известные способы отверждения требуют глубокого обезвоживания солевых пульп.

Известен термический способ обезвоживания концентратов ЖРО упариванием с получением маточника (кубового остатка), содержащего значительное количество солей и воды. Содержание свободной адсорбированной и кристаллизационной воды в таких концентратах может колебаться от 30 до 80%. Для термического удаления свободной воды достаточно обеспечить температуру кипения насыщенных растворов соединений, входящих в состав отходов. В большинстве случаев свободную и адсорбированную влагу практически можно удалить при температуре менее 150°С. Удаление кристаллизационной воды осуществляется в широком интервале температур. Если молекулы воды внедряются в кристаллизационную решетку и связываются с молекулами соли лишь ван-дер-ваальсовыми силами и, если структура кристаллической решетки не обусловлена определенным положением молекул воды, обезвоживание может быть осуществлено при температурах до 500°С. Более сложные процессы происходят при удалении конституционной воды [А.С.Никифоров, В.В.Куличенко, М.И.Жихарев. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. Энергоатомиздат, Москва, 1985, с.72-73].

На практике также применяют на стадии обезвоживания концентратов ЖРО методы вымораживания, центрифугирования и др. [В.П.Шведов, В.М.Седов, И.Л.Рыбальченко и др. Ядерная технология. Атомиздат, Москва, 1979, с.225-227] и [А.С.Никифоров, В.В.Куличенко, М.И.Жихарев. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. Энергоатомиздат, Москва, 1985, с.112-115]. При этом способы вымораживания и центрифугирования не обеспечивают полного обезвоживания пульп (содержание воды в конечном продукте при использовании центрифугирования составляет 40-80%), а термическое обезвоживание позволяет получить конечный продукт влажностью 9,0-22,0%. Более глубокое термическое обезвоживание (до 1-2%) требует применения сложных вакуумных сушилок или высоких температур (350-400°С) [А.С.Никифоров, В.В.Куличенко, М.И.Жихарев. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. Энергоатомиздат, Москва, 1985, с.112-115].

Предлагаемый способ, в основу которого положен термический метод, позволяет получить на стадии концентрирования ЖРО при температурах 150-200°С практически безводный солевой кек. Специфической особенностью процесса глубокого термического концентрирования кубового остатка по предлагаемому способу является то, что процесс удаления из ЖРО всех форм воды происходит в среде гидрофобного теплоносителя (глицерине). При этом, как вода, так и соли проходят стадию растворения их в глицерине с последующей отгонкой воды и выпадением безводных кристаллов солей, что подтверждается результатами эксперимента №3.

Эксперимент №3.

Стадия глубокого обезвоживания ЖРО и сушки солевого концентрата.

Эксперименты по оценке полноты удаления свободной и кристаллизационной воды из модельных водных растворов солей по предлагаемому способу проводились с использованием солей кристаллогидратов: натрия тетраборнокислого Na ₂B₄О₇10H ₂О (бура) и трехзамещенного ортофосфата натрия Na ₃PO₄12H₂O, в открытых кварцевых стаканах, при температуре 100-130°С (температура, реализуемая на практике, при проведении глубокого упаривания на штатном оборудовании АЭС).

В предварительно взвешенный стакан вводят определенное количество глицерина, затем нагревают глицерин до температуры 100-130°С и порциями вводят в него насыщенный водный раствор солей. При этом рассчитывают вес безводной соли и суммарный вес воды: свободной воды, взятой для приготовления раствора, и кристаллизационной воды, входящей в состав кристаллогидрата. После окончания эксперимента проводят взвешивание образовавшегося в стакане глицерино-солевого продукта и проводят расчет материального баланса.

В результате многократных экспериментов показано, что в условиях упаривания водных растворов солей в глицерине при температурах 100-130°С образуется безводный, не содержащий свободную и кристаллизационную воду, глицерино-солевой продукт (глицерин - кристаллы солей Na ₃PO₄, глицерин - кристаллы солей Na₂B₄О ₇).

В сравнении с простым термическим упариванием, например, раствора буры до безводной соли (Na ₂B₄О₇, т.пл. 741°С) требуется нагрев кристаллогидрата до температуры выше 400°С [Б.Н.Некрасов. Основы общей химии, т.2. Химия, Москва, 1967, с.169], что, естественно, требует больших энергозатрат.

Результаты экспериментов №1-3 показали, что глицерино - солевой продукт, получаемый по способу - прототипу, представляет собой сложную смесь органических и неорганических веществ, состоящую из: чистого (избыточного) глицерина; насыщенного, безводного глицеринового раствора солей и нерастворимых в воде продуктов частичного термохимического разложения глицерина.

Возможность осуществления предлагаемого способа отверждения глицерино-солевого концентрата, получаемого по способу-прототипу методом его термохимической трансформации (синтеза), вытекает из известных химических свойств глицерина и его применения в народном хозяйстве. Например, известно, что большое практическое значение имеют полиэфиры глицерина и ароматической двухосновной кислоты (фталевой кислоты). Эти полиэфиры - глицеринофталевые смолы, которые называют также глифталями, широко применяются для изготовления лаков [А.А.Петров, Х.В.Бальян, А.Т.Трощенко. Органическая химия. Высшая школа, Москва, 1973, с.139]. Технология получения глифталей из глицерина и фталевого ангидрида (количество компонентов, температура синтеза, время и др.) подробно изложена в работе [А.П.Григорьев, О.Я.Федотова. Лабораторный практикум по технологии пластических масс, часть 2. Высшая школа, Москва, 1977, с.93].

Известно также, что фталевая кислота используется в технике, главным образом, в виде фталевого ангидрида для получения полиэфирных смол [А.А.Петров, Х.В.Бальян, А.Т.Трощенко. Органическая химия. Высшая школа, Москва, 1973, с.479].

Эксперимент №4

Стадия отверждения глицерино - солевого концентрата методом его термохимической трансформации (синтеза глифталевой смолы из фталевой кислоты и глицерина).

В нагретый до температуры 150°С открытый кварцевый тигель с глицерино-солевым концентратом (объем рапы - 2,5 см ³, вес - 3,5 г, -1,4 г/см³) вводят порциями добавку фталевой кислоты в количестве 2,5 грамма кислоты на 1 грамм свободного глицерина (количество свободного глицерина и сухих солей в рапе определяется исходя из результатов эксп. №1 и составляет около 1,05 г глицерина и 2,45 г сухих солей), полученную смесь перемешивают в тигле при температуре 150-180°С до полного растворения фталевой кислоты и получения однородной смеси (кристаллы солей - раствор фталевой кислоты в глицерине), после чего смесь подвергают при периодическом перемешивании термической обработке при температуре 180-220°С в течение 4,5 часов, после чего продукт в тигле охлаждают до комнатной температуры. Далее определяют объем образовавшегося монолита (5,0 см³), его вес (4,2 г) и рассчитывают % наполнения продукта солями, который составил около 58 вес.% (соль/продукт) и 50% об. (рапа/продукт).

Предлагаемый способ обезвреживания ЖРО низкого и среднего уровней активности обладает существенными отличиями и преимуществами в сравнении с известными технологиями их переработки.

1. Способ позволяет:

- проводить глубокое упаривание (концентрирование) солевых кубовых остатков ЖРО, их отверждение в простейшем по конструкции аппарате, состоящем из обогреваемой емкости (барабана или бочки), и системы газоочистки летучих газообразных продуктов;

- способ не требует предварительного кондиционирования исходных ЖРО;

- позволяет на финише стадии глубокого упаривания ЖРО и сушки глицерино-солевого концентрата получить подвижный (транспортабельный) продукт;

- на стадии термохимической трансформации глицерино-солевого концентрата вернуть более 30% глицерина в цикл переработки ЖРО и на финише получить пористый солевой кек, содержащий до 34% нерастворимых в воде продуктов термохимического разложения глицерина.

2. В основу процесса отверждения радиоактивных концентратов солей (кека) положен не используемый ранее метод пропитки пористого продукта широким ассортиментом известных связующих материалов, при этом процесс пропитки, который происходит за счет вакуумного эффекта, возникающего в порах продукта при его охлаждении, в сравнении с известными способами, технологичен и энергосберегающий, не требует предварительного разогрева используемого связующего, а сам процесс замоноличивания солей проводится при температурах 85°-150°С. Например, в случае традиционного битумирования с использованием сложных по конструкции и металлоемких шнековых секционных или роторных пленочных битуматоров температура битумирования 140°-180°С и 230°-240°С, соответственно [А.С.Никифоров, В.В.Куличенко, М.И.Жихарев. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. Энергоатомиздат, Москва, 1985, с.126].

3. Принципиальным отличием отверждения радиоактивных концентратов солей с использованием органических полимерных материалов является то, что в заявляемом способе в качестве одного из компонентов при синтезе полимера предлагается использовать остающийся в рапе после проведения стадии глубокого упаривания и сушки ЖРО глицерин, что уменьшает его расход в цикле переработки ЖРО и обеспечивает высокую степень (58 вес.% и выше) включения радиоактивных солей в матрицу на основе глифталевой смолы.

Кроме того, заявляемый способ переработки ЖРО позволяет существенно упростить весь технологический процесс за счет исключения из него необходимости проведения предварительного кондиционирования исходных ЖРО (коагуляция, отстой, фильтрация), использования энергоемкого, громоздкого и конструкционно-сложного оборудования и на финише технологического цикла обезвреживания ЖРО получить твердые монолиты, затаренные в емкости (барабаны или бочки), поступающие на длительное хранение.

Химический и радионуклидный состав ЖРО, образующихся при эксплуатации и утилизации судов с АЭУ [Р.А.Пензин, В.С.Шептунов, В.К.Булыгин. Патент РФ №2112289. G21F 9/04, В01J 20/02, С02F 9/00,1998, Бюл. №15, с.13-14]
Состав	Бессолевые (тип 1)		Воды дезактивации (тип 2)	Солевые отходы ВМФ (тип 3)
	Дренажно-контурные воды	Воды из каналов выдержки ОТВС
рН	7-12	7-12	6-12	6-9
солесодержание	до 0,1 г/л	до 0,1 г/л	0,5-4	до 15
нерастворимый осадок, г/л	до 0,05	до 0,05	до 0,015	до 0,3
гидразин, мг/л	следы	следы	-	Са - до 0,2 г/л; Mg - до 0,2 г/л; Na - до 0,2 г/л; Sr - до 0,2 г/л
аммиак, мг/л	до 50	до 50	до 50
трилон Б, мг/л	-	-	до 100	-
хлориды, г/л	следы	следы	до 8	до 8
нитрат, г/л	следы	следы	до 0,2	до 0,2
сульфат, г/л	-	-	-	до 0,8
фосфат, г/л	следы	следы	до 0,2	до 0,2
оксалат, г/л	-	-	до 0,5	-
ПАВ, мг/л	-	-	до 0,02	до 0,02
нефтепродукты, мг/л	-	-	до 3	до 3
суммарная -активность, Ku/г	10-5-10-6	10-5-10-7	10-5-10-7 (10-6-80%)	10-5-10-7 (10-6-80%)
цезий (137+134),%	5-10	до 70	до 70	до 70
стронций-90, %	5-10	до 20	до 20	до 20
другие активные изотопы, %	до 70 (Се-144)	до 10	до 10	до 10
удельный объем от общего количества отходов, %	13,5	1,5	51	34
количество отходов, м 3/год	675	75	2550	1700