EA043871B1 - METHOD FOR PROCESSING LIQUID RADIOACTIVE WASTE, INCLUDING TRITIUM ISOTOPES - Google Patents
METHOD FOR PROCESSING LIQUID RADIOACTIVE WASTE, INCLUDING TRITIUM ISOTOPES Download PDFInfo
- Publication number
- EA043871B1 EA043871B1 EA202100077 EA043871B1 EA 043871 B1 EA043871 B1 EA 043871B1 EA 202100077 EA202100077 EA 202100077 EA 043871 B1 EA043871 B1 EA 043871B1
- Authority
- EA
- Eurasian Patent Office
- Prior art keywords
- concrete
- radioactive waste
- waste
- low
- processing liquid
- Prior art date
Links
- 239000010857 liquid radioactive waste Substances 0.000 title claims description 42
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 37
- YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N Tritium Chemical compound [3H] YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N 0.000 title claims description 34
- 229910052722 tritium Inorganic materials 0.000 title claims description 34
- 238000012545 processing Methods 0.000 title claims description 28
- 239000004567 concrete Substances 0.000 claims description 35
- 230000000694 effects Effects 0.000 claims description 19
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims description 15
- 238000003860 storage Methods 0.000 claims description 15
- 230000003750 conditioning effect Effects 0.000 claims description 10
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 claims description 9
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 claims description 9
- 239000002699 waste material Substances 0.000 claims description 9
- 230000007613 environmental effect Effects 0.000 claims description 8
- 230000001143 conditioned effect Effects 0.000 claims description 7
- 239000011230 binding agent Substances 0.000 claims description 6
- 239000000945 filler Substances 0.000 claims description 6
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 6
- 239000000440 bentonite Substances 0.000 claims description 4
- 229910000278 bentonite Inorganic materials 0.000 claims description 4
- SVPXDRXYRYOSEX-UHFFFAOYSA-N bentoquatam Chemical compound O.O=[Si]=O.O=[Al]O[Al]=O SVPXDRXYRYOSEX-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 239000004568 cement Substances 0.000 claims description 4
- -1 condensate Substances 0.000 claims description 4
- 239000004576 sand Substances 0.000 claims description 4
- 238000012360 testing method Methods 0.000 claims description 4
- 239000000654 additive Substances 0.000 claims description 3
- 238000010276 construction Methods 0.000 claims description 3
- NINIDFKCEFEMDL-UHFFFAOYSA-N Sulfur Chemical compound [S] NINIDFKCEFEMDL-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 239000002956 ash Substances 0.000 claims description 2
- 239000011384 asphalt concrete Substances 0.000 claims description 2
- 238000009933 burial Methods 0.000 claims description 2
- 239000010440 gypsum Substances 0.000 claims description 2
- 229910052602 gypsum Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 239000012764 mineral filler Substances 0.000 claims description 2
- 239000004033 plastic Substances 0.000 claims description 2
- 239000004014 plasticizer Substances 0.000 claims description 2
- 239000013535 sea water Substances 0.000 claims description 2
- 150000004760 silicates Chemical class 0.000 claims description 2
- 239000002900 solid radioactive waste Substances 0.000 claims description 2
- 239000003381 stabilizer Substances 0.000 claims description 2
- 239000004575 stone Substances 0.000 claims description 2
- 239000011593 sulfur Substances 0.000 claims description 2
- 229910052717 sulfur Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 claims 1
- 238000002386 leaching Methods 0.000 claims 1
- 239000010808 liquid waste Substances 0.000 claims 1
- 230000008520 organization Effects 0.000 claims 1
- 238000004806 packaging method and process Methods 0.000 claims 1
- 239000002910 solid waste Substances 0.000 claims 1
- 238000010561 standard procedure Methods 0.000 claims 1
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 28
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 description 17
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 10
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 8
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 description 8
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 description 8
- 239000002894 chemical waste Substances 0.000 description 7
- 239000011398 Portland cement Substances 0.000 description 6
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 6
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 5
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 4
- 229910052792 caesium Inorganic materials 0.000 description 4
- TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N caesium atom Chemical compound [Cs] TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 239000010941 cobalt Substances 0.000 description 4
- 229910017052 cobalt Inorganic materials 0.000 description 4
- GUTLYIVDDKVIGB-UHFFFAOYSA-N cobalt atom Chemical compound [Co] GUTLYIVDDKVIGB-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 239000012141 concentrate Substances 0.000 description 4
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000007791 liquid phase Substances 0.000 description 4
- 239000002594 sorbent Substances 0.000 description 4
- 239000008030 superplasticizer Substances 0.000 description 4
- DNYWZCXLKNTFFI-UHFFFAOYSA-N uranium Chemical compound [U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U] DNYWZCXLKNTFFI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 230000002378 acidificating effect Effects 0.000 description 3
- 238000005868 electrolysis reaction Methods 0.000 description 3
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 3
- 239000010802 sludge Substances 0.000 description 3
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 3
- OKTJSMMVPCPJKN-NJFSPNSNSA-N Carbon-14 Chemical compound [14C] OKTJSMMVPCPJKN-NJFSPNSNSA-N 0.000 description 2
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 description 2
- 235000019738 Limestone Nutrition 0.000 description 2
- 239000003513 alkali Substances 0.000 description 2
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 2
- 150000001642 boronic acid derivatives Chemical class 0.000 description 2
- 239000004927 clay Substances 0.000 description 2
- 239000000084 colloidal system Substances 0.000 description 2
- 239000006028 limestone Substances 0.000 description 2
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 2
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 2
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 2
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 2
- 150000002823 nitrates Chemical class 0.000 description 2
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 description 2
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 description 2
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 2
- 238000000746 purification Methods 0.000 description 2
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 2
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 2
- 239000010455 vermiculite Substances 0.000 description 2
- 229910052902 vermiculite Inorganic materials 0.000 description 2
- 235000019354 vermiculite Nutrition 0.000 description 2
- 230000000844 anti-bacterial effect Effects 0.000 description 1
- 239000007864 aqueous solution Substances 0.000 description 1
- 239000003153 chemical reaction reagent Substances 0.000 description 1
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 1
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 1
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 1
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 1
- 238000005202 decontamination Methods 0.000 description 1
- 230000003588 decontaminative effect Effects 0.000 description 1
- 230000001627 detrimental effect Effects 0.000 description 1
- 150000002431 hydrogen Chemical class 0.000 description 1
- 238000009439 industrial construction Methods 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 238000002955 isolation Methods 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 239000000155 melt Substances 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 238000011160 research Methods 0.000 description 1
- 239000002893 slag Substances 0.000 description 1
- 239000002689 soil Substances 0.000 description 1
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 1
Description
Изобретение относится к технологии переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), содержащих в том числе изотопы трития, для максимального сокращения их объемов и может быть использована на различных объектах атомной промышленности, а также при выводе таких объектов из эксплуатации.The invention relates to a technology for processing liquid radioactive waste (LRW), including tritium isotopes, to minimize their volumes and can be used at various nuclear industry facilities, as well as during the decommissioning of such facilities.
В настоящее время в мире более 130 исследовательских, демонстрационных и промышленных ядерных реакторов выработали свой ресурс, а в период до 2020 г. во всем мире будет снято с эксплуатации более 200 энергоблоков. По оценкам экспертов при снятии с эксплуатации 125 энергоблоков в странах ЕЭС общий объем радиоактивных отходов составит 1 миллион 600 тысяч тонн. На большинстве объектов атомной промышленности во временных хранилищах находятся жидкие радиоактивные отходы, форма которых неприемлема для длительного хранения (кубовые остатки, растворимые солевые плавы и т.д.). В связи с этим возникла необходимость решить эту проблему так, чтобы за счет экономически и технически приемлемых технологий свести к минимуму объем отходов, подлежащих длительному хранению. Особенно трудно очистить водные растворы от трития, так как это требует очень сложного, дорогого и энергоемкого оборудования. При этом тритий является очень слабым бетта-излучателем с энергией излучения 5,7 кэв, а санитарные нормы содержания трития в растворах, сбрасываемых в окружающую среду, допускают его количества более 7000 Бк/кг.Currently, more than 130 research, demonstration and industrial nuclear reactors in the world have exhausted their service life, and by 2020 more than 200 power units will be decommissioned worldwide. According to experts, when 125 power units are decommissioned in the EEC countries, the total volume of radioactive waste will be 1 million 600 thousand tons. At most nuclear industry facilities, temporary storage facilities contain liquid radioactive waste, the form of which is unacceptable for long-term storage (bottom residues, soluble salt melts, etc.). In this regard, it became necessary to solve this problem in such a way as to minimize the volume of waste subject to long-term storage through economically and technically acceptable technologies. It is especially difficult to purify aqueous solutions from tritium, since this requires very complex, expensive and energy-intensive equipment. At the same time, tritium is a very weak beta emitter with a radiation energy of 5.7 keV, and sanitary standards for the content of tritium in solutions discharged into the environment allow its quantities to exceed 7000 Bq/kg.
Существуют способы переработки радиоактивных отходов путем их фиксации в устойчивой твердой среде, а именно, их цементирование (см. патенты РФ №№ 2132095, 2218618, 2309472). При этом радиоактивные отходы надежно кондиционированы, однако их объем при цементировании увеличивается более чем в 2,5 раза с учетом объема контейнеров, используемых для хранения цементного компаунда, что приводит к очень большим затратам для надежной изоляции и хранения, полученных твердых радиоактивных отходов, в специальных хранилищах, что снижает их экологическую безопасность в целом.There are methods for processing radioactive waste by fixing it in a stable solid medium, namely, cementing it (see RF patents No. 2132095, 2218618, 2309472). At the same time, radioactive waste is reliably conditioned, but its volume during cementation increases by more than 2.5 times, taking into account the volume of containers used to store the cement compound, which leads to very high costs for reliable isolation and storage of the resulting solid radioactive waste in special storage facilities, which reduces their environmental safety in general.
Также существуют способы переработки жидких радиоактивных отходов, в процессе которых максимально осуществляется сокращение их объемов с получением радиоактивного шлама, отработанных сорбентов в пригодном для утилизации виде и жидких нерадиоактивных отходов (низкоактивных растворов), которые далее подвергаются переработке (кондиционированию).There are also methods for processing liquid radioactive waste, during which their volumes are reduced as much as possible to obtain radioactive sludge, spent sorbents in a form suitable for disposal and liquid non-radioactive waste (low-level solutions), which are then processed (conditioned).
Известны способы переработки жидких радиоактивных отходов (см. патент РФ № 2122753, патент US 8753518), включающие очистку растворов от радионуклидов с последующим кондиционированием упариванием очищенных от радионуклидов низкоактивных растворов до получения сухих солей или солевого плава, подлежащих хранению как нерадиоактивные химические отходы.There are known methods for processing liquid radioactive waste (see RF patent No. 2122753, US patent 8753518), including purification of solutions from radionuclides, followed by conditioning by evaporation of low-level solutions purified from radionuclides to obtain dry salts or salt melt to be stored as non-radioactive chemical waste.
Общим недостатком этих способов является то, что образуется большой объем химических отходов за счет упарки нерадиоактивных химических отходов, но и то, что требуется особый контроль при их транспортировке и хранении на спецполигонах, что снижает их экологическую безопасность. Кроме того, наличие сложного и энергоемкого кондиционирования упариванием очищенных от радионуклидов низкоактивных растворов усложняет известные способы переработки жидких радиоактивных отходов.A common disadvantage of these methods is that a large volume of chemical waste is generated due to the evaporation of non-radioactive chemical waste, but also that special control is required during their transportation and storage at special landfills, which reduces their environmental safety. In addition, the presence of complex and energy-intensive conditioning by evaporation of low-level solutions purified from radionuclides complicates the known methods of processing liquid radioactive waste.
Известен способ очистки жидких радиоактивных отходов от трития, включающий испарение и кондиционирование, холодный и горячий изотопный химический обмен, электролиз с образованием водорода, очищенной от трития воды (остаточное содержание трития менее 7600 Бк/л), тритиевого концентрата и солевого концентрата (см. патент на полезную модель РФ № 126185 Установка для очистки жидких радиоактивных отходов от трития, 8 МПК G21F 9/04, приоритет 27.08.2012 г., опубл. 20.03.2013 г.).There is a known method for purifying liquid radioactive waste from tritium, including evaporation and conditioning, cold and hot isotope chemical exchange, electrolysis with the formation of hydrogen, tritium-free water (residual tritium content less than 7600 Bq/l), tritium concentrate and salt concentrate (see patent for utility model of the Russian Federation No. 126185 Installation for purification of liquid radioactive waste from tritium, 8 IPC G21F 9/04, priority 08/27/2012, published 03/20/2013).
Недостатком известного способа является то, что это очень сложный, энергоемкий и дорогой способ, причем не предназначенный для переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих значительное количество нитратов и боратов. Кроме того, в результате сложной многоступенчатой энергоемкой технологии образуются конечные продукты, каждый из которых требует свой вид утилизации, а именно, сжигание полученного при электролизе водорода, для исключения выброса в атмосферу содержащего тритий водорода, захоронение в контейнере тритиевого концентрата, который фиксируется в виде гидрида титана, цементирование и передача на захоронение солевого концентрата (радиоактивный отход), что в целом усложняет этот способ и снижает его экологическую безопасность. При этом полученная очищенная от трития вода (остаточное содержание трития менее 7600 Бк/л) сбрасывается, что также не повышает экологическую безопасность этого способа, поскольку влияние трития, даже содержащегося в пределах нормы, может имеет пагубное и непредсказуемое воздействие на экологию.The disadvantage of this known method is that it is a very complex, energy-intensive and expensive method, and is not intended for processing liquid radioactive waste containing significant amounts of nitrates and borates. In addition, as a result of complex multi-stage energy-intensive technology, final products are formed, each of which requires its own type of disposal, namely, combustion of hydrogen obtained during electrolysis, to avoid the release of tritium-containing hydrogen into the atmosphere, burial in a container of tritium concentrate, which is fixed in the form of hydride titanium, cementation and transfer of salt concentrate (radioactive waste) for disposal, which generally complicates this method and reduces its environmental safety. In this case, the resulting water purified from tritium (residual tritium content less than 7600 Bq/l) is discharged, which also does not increase the environmental safety of this method, since the influence of tritium, even contained within normal limits, can have a detrimental and unpredictable effect on the environment.
Известен способ разделения низкоактивного раствора, полученного после удаления из жидких радиоактивных отходов основного количества радиоактивных веществ, на кислую и щелочную составляющие методом электролиза, при этом кислая составляющая направляется в бак отстойник для дальнейшего использования в технологии переработки жидких радиоактивных отходов, а щелочная - для использования в производстве бетонных контейнеров на основе шлакоцемента (см. Молодежь - ядерной энергетике Украины: сборник материалов 2-й конференции г. Одессы, 12-13 сентября 1995 года/под ред. С.В. Барабашева. - Одесса: Украинское ядерное общество, 1995. с. 15).There is a known method for separating a low-level solution obtained after removing the main amount of radioactive substances from liquid radioactive waste into acidic and alkaline components by electrolysis, while the acidic component is sent to a settling tank for further use in the technology of processing liquid radioactive waste, and the alkaline component is sent for use in production of concrete containers based on slag cement (see Youth - Nuclear Energy of Ukraine: collection of materials of the 2nd conference in Odessa, September 12-13, 1995 / edited by S.V. Barabashev. - Odessa: Ukrainian Nuclear Society, 1995. p. 15).
Недостатком известного способа является то, что это очень сложный, энергоемкий и не универсальный способ, особенно в промышленном масштабе, поскольку в результате разделения низкоактивного раствора получают щелочную и кислую составляющие, которые, при этом, используются в конкретной технологии переработки жидких радиоактивных отходов.The disadvantage of this known method is that it is a very complex, energy-intensive and not universal method, especially on an industrial scale, since as a result of separating a low-level solution, alkaline and acidic components are obtained, which, at the same time, are used in a specific technology for processing liquid radioactive waste.
- 1 043871- 1 043871
Наиболее близким к заявляемому изобретению является способ переработки жидких радиоактивных отходов, включающий окисление отходов, отделение от жидкой фазы шламов, коллоидов и взвешенных частиц и удаление из жидкой фазы радионуклидов для последующей утилизации с применением селективных сорбентов и фильтров, при этом очищенный от радионуклидов низкоактивный раствор кондиционируют упариванием до образования твердых солей, которые хранят как нерадиоактивные химические отходы (см. патент на изобретение РФ № 2577512 Способ переработки жидких радиоактивных отходов и их утилизации, 8 МПК G21F 9/00, приоритет от 29.12.2014 г., опубл. 20.03.2016 г.).The closest to the claimed invention is a method for processing liquid radioactive waste, including oxidation of waste, separation of sludge, colloids and suspended particles from the liquid phase and removal of radionuclides from the liquid phase for subsequent disposal using selective sorbents and filters, while the low-level solution purified from radionuclides is conditioned evaporation to form solid salts, which are stored as non-radioactive chemical waste (see RF patent for invention No. 2577512 Method for processing liquid radioactive waste and its disposal, 8 IPC G21F 9/00, priority dated 12/29/2014, published 03/20/2016 G.).
К недостаткам данного способа относятся высокая энергоемкость при кондиционировании упариванием очищенного от радионуклидов низкоактивного раствора до образования твердых нерадиоактивных солей, что технологически усложняет этот способ. Также недостатком этого способа является получение вторичных химических отходов (твердых нерадиоактивных солей), хранение которых осуществляется на спецполигонах и требует особого контроля, что снижает его экологическую безопасность.The disadvantages of this method include the high energy intensity during conditioning by evaporation of a low-level solution purified from radionuclides to the formation of solid non-radioactive salts, which technologically complicates this method. Another disadvantage of this method is the production of secondary chemical waste (solid non-radioactive salts), the storage of which is carried out at special landfills and requires special control, which reduces its environmental safety.
Задача заявляемого изобретения заключается в разработке технически приемлемой технологии, позволяющей свести к минимуму объем отходов, полученных при переработке жидких радиоактивных отходов, содержащих в том числе изотопы трития.The objective of the claimed invention is to develop a technically acceptable technology that allows minimizing the volume of waste obtained from the processing of liquid radioactive waste, including tritium isotopes.
Технический результат заявляемого изобретения заключается в упрощении технологического процесса переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих в том числе изотопы трития, за счет исключения сложных и энергоемких операций кондиционирования очищенного от радионуклидов низкоактивного раствора, а также в повышении экологической безопасности за счет сокращения площадей для хранения отходов, полученных при переработке жидких радиоактивных отходов.The technical result of the claimed invention is to simplify the technological process of processing liquid radioactive waste, including tritium isotopes, by eliminating complex and energy-intensive operations of conditioning a low-level solution purified from radionuclides, as well as to increase environmental safety by reducing the storage space for waste generated when processing liquid radioactive waste.
Заявляемый технический результат достигается тем, что в способе переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих в том числе изотопы трития, включающем удаление из жидких радиоактивных отходов радиоактивных веществ с получением низкоактивного раствора, кондиционирование удаленных радиоактивных веществ в форму, удовлетворяющую критериям приемлемости для захоронения, согласно изобретению, в полученный низкоактивный раствор вводят вяжущее и заполнитель для приготовления бетонной смеси, соответствующей строительным, радиоэкологическим и санитарногигиеническим требованиям.The claimed technical result is achieved by the fact that in the method of processing liquid radioactive waste, including tritium isotopes, including removing radioactive substances from liquid radioactive waste to obtain a low-level solution, conditioning the removed radioactive substances into a form that meets the acceptance criteria for disposal, according to the invention, Binder and filler are introduced into the resulting low-level solution to prepare a concrete mixture that meets construction, radioecological and sanitary-hygienic requirements.
При этом состав полученного низкоактивного раствора, перед его использованием в качестве раствора для бетонной смеси, корректируют по значению рН для обеспечения требуемых параметров. Причем низкоактивный раствор дополнительно может быть разбавлен технической водой, конденсатом, морской водой и т.п.In this case, the composition of the resulting low-active solution, before its use as a solution for a concrete mixture, is adjusted according to the pH value to ensure the required parameters. Moreover, the low-activity solution can additionally be diluted with process water, condensate, sea water, etc.
В качестве вяжущего может быть использован цемент, силикаты, гипс, асфальтобетон, пластобетон, серобетон, зола, бентонит и др., а в качестве заполнителя может быть использован песок, щебень, галька и др. Кроме того, в низкоактивный раствор могут быть дополнительно введены добавки, а именно, минеральные наполнители, пластификаторы, стабилизаторы и др.Cement, silicates, gypsum, asphalt concrete, plastic concrete, sulfur concrete, ash, bentonite, etc. can be used as a binder, and sand, crushed stone, pebbles, etc. can be used as a filler. In addition, additives, namely mineral fillers, plasticizers, stabilizers, etc.
Полученная бетонная смесь может быть использована для производства бетона обычного и специального назначения, используемого для строительных блоков и разнообразных строительных конструкций.The resulting concrete mixture can be used to produce ordinary and special-purpose concrete used for building blocks and a variety of building structures.
Введение вяжущего и заполнителя в полученный после удаления из жидких радиоактивных отходов основного количества радиоактивных веществ низкоактивный раствор позволяет не только исключить сложную и энергоемкую технологию кондиционирования, что значительно упрощает технологический процесс переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих в том числе изотопы трития, в целом, но и повышает экологическую безопасность за счет сокращения площадей для хранения отходов, поскольку фиксация низкоактивного раствора, именно в такой устойчивой твердой форме, как бетон, не требует особого контроля при хранении и дальнейшем использовании, поскольку полученная бетонная смесь соответствует строительным, радиоэкологическим и санитарно-гигиеническим требованиям.The introduction of a binder and filler into the low-level solution obtained after removing the main amount of radioactive substances from liquid radioactive waste allows not only to eliminate the complex and energy-intensive conditioning technology, which significantly simplifies the technological process of processing liquid radioactive waste, including tritium isotopes, in general, but also increases environmental safety by reducing waste storage space, since the fixation of a low-level solution, in such a stable solid form as concrete, does not require special control during storage and further use, since the resulting concrete mixture meets construction, radioecological and sanitary-hygienic requirements.
Перед стадией удаления из жидких радиоактивных отходов, содержащих в том числе изотопы трития, радионуклидов процесс переработки жидких радиоактивных отходов может включать стадии окисления отходов, отделения от жидкой фазы шламов, коллоидов и взвешенных частиц, а удаление из жидкой фазы радионуклидов для последующей утилизации осуществляют преимущественно с применением селективных сорбентов и фильтров, после чего кондиционируют удаленные радиоактивные вещества в форму, удовлетворяющую критериям приемлемости для захоронения. Кондиционированные радиоактивные отходы, удовлетворяющие критериям приемлемости для захоронения, направляют на захоронение в специальные хранилища. Все эти стадии переработки и захоронения могут быть осуществлены любым известным способом.Before the stage of removing radionuclides from liquid radioactive waste, including tritium isotopes, the process of processing liquid radioactive waste may include the stages of waste oxidation, separation of sludge, colloids and suspended particles from the liquid phase, and the removal of radionuclides from the liquid phase for subsequent disposal is carried out mainly with using selective sorbents and filters, after which the removed radioactive substances are conditioned into a form that meets the acceptance criteria for disposal. Conditioned radioactive waste that meets the acceptance criteria for disposal is sent for disposal to special storage facilities. All these stages of processing and disposal can be carried out by any known method.
При этом полученные низкоактивные растворы не рационально хранить в жидком виде, поскольку они объемны и могут быть химически активны, что экологически небезопасно (вероятность попадания в почву, водоемы), поэтому их кондиционируют, например, упариванием. После осуществления сложной и энергоемкой технологии кондиционирования низкоактивных растворов (например, упариванием) до получения сухих солей, концентрация радиоактивных веществ в сухих солях увеличивается в разы, что и приводит к необходимости хранить эти отходы на спецполигонах. Так, если после удаления радиоактивных веществ из жидких радиоактивных отходов низкоактивный раствор будет содержать радионуклиды в количестве, например, 100 Бк/кг, то после его упаривания в 10 раз, для получения сухих солей, направAt the same time, it is not rational to store the resulting low-level solutions in liquid form, since they are bulky and can be chemically active, which is environmentally unsafe (probability of getting into the soil, water bodies), so they are conditioned, for example, by evaporation. After implementing a complex and energy-intensive technology for conditioning low-level solutions (for example, by evaporation) to obtain dry salts, the concentration of radioactive substances in dry salts increases significantly, which leads to the need to store this waste at special landfills. So, if, after removing radioactive substances from liquid radioactive waste, a low-level solution contains radionuclides in an amount of, for example, 100 Bq/kg, then after it is evaporated 10 times, to obtain dry salts,
- 2 043871 ляемых на полигон химических отходов, активность сухого вещества составит 1000 Бк/кг, что неприемлемо, следовательно, очищать жидкие радиоактивные отходы необходимо до уровня 10-20 Бк/кг, а это требует большого количества сорбентов, реагентов и сложных технологий. Причем, в ряде случаев, для получения сухого вещества, направляемого на полигон химических отходов, жидкие радиоактивные отходы необходимо упаривать в 100-200 раз, что делает задачу очистки жидких радиоактивных отходов в целом еще более сложной.- 2 043871 chemical waste deposited at the landfill, the activity of the dry substance will be 1000 Bq/kg, which is unacceptable; therefore, it is necessary to purify liquid radioactive waste to a level of 10-20 Bq/kg, and this requires a large number of sorbents, reagents and complex technologies. Moreover, in some cases, to obtain dry matter sent to a chemical waste landfill, liquid radioactive waste must be evaporated 100-200 times, which makes the task of cleaning liquid radioactive waste in general even more difficult.
По заявляемому способу низкоактивный раствор, полученный после дезактивации жидких радиоактивных отходов, и, содержащий радионуклиды в количестве, например, 100 Бк/кг не концентрируется, а разбавляется различными компонентами (вяжущим, заполнителем, добавками), необходимыми для получения качественной бетонной смеси, с содержанием несколько десятков Бк/кг, что соответствует нормально допустимому значению содержания радионуклидов для открытого использования и хранения (см. таблицу).According to the claimed method, a low-level solution obtained after the decontamination of liquid radioactive waste, and containing radionuclides in an amount of, for example, 100 Bq/kg, is not concentrated, but is diluted with various components (binder, filler, additives) necessary to obtain a high-quality concrete mixture containing several tens of Bq/kg, which corresponds to the normally permissible value of radionuclide content for open use and storage (see table).
Кроме того, необходимо отметить, что ЖРО, содержащих в том числе изотопы трития, накапливаемые на АЭС, содержат, в основном, бораты (на АЭС с реакторами типа ВВР) и нитраты (на АЭС с реакторами типа РБМК), а эти вещества широко применяются в промышленном строительстве для улучшения качества бетонов - придания им бактерицидных свойств (защита бетона от биологической деструкции) и для корректировки времени схватывания бетонной смеси, особенно при низких температурах.In addition, it should be noted that liquid radioactive waste, including tritium isotopes, accumulated at nuclear power plants, contains mainly borates (at nuclear power plants with VVR-type reactors) and nitrates (at nuclear power plants with RBMK-type reactors), and these substances are widely used in industrial construction to improve the quality of concrete - giving it bactericidal properties (protecting concrete from biological destruction) and to adjust the setting time of the concrete mixture, especially at low temperatures.
Технических решений, совпадающих с совокупностью существенных признаков заявляемого изобретения, не выявлено, что позволяет сделать вывод о соответствии заявляемого изобретения условию патентоспособности новизна.No technical solutions that coincide with the set of essential features of the claimed invention have been identified, which allows us to conclude that the claimed invention complies with the patentability condition of novelty.
Заявляемые существенные признаки, предопределяющие получение указанного технического результата, явным образом не следуют из уровня техники, что позволяет сделать вывод о соответствии заявляемого изобретения условию патентоспособности изобретательский уровень.The claimed essential features that predetermine the receipt of the specified technical result do not clearly follow from the level of technology, which allows us to conclude that the claimed invention complies with the condition of patentability - inventive step.
Условие патентоспособности промышленная применимость подтверждается следующими примерами конкретного выполнения.The patentability condition of industrial applicability is confirmed by the following examples of specific implementation.
Пример 1.Example 1.
В низкоактивный раствор, полученный после удаления из него по способу, описанному в патенте РФ № 2577512, всех радионуклидов цезия, кобальта, железа, урана, с остаточной суммарной активностью гама- и альфа- излучающих изотопов менее 100 Бк/кг, и содержащих тритий в количестве 2,1 х108 Бк/кг, а углерод-14 в количестве 120 Бк/кг, с солесодержанием 82 г/дм3, рН 10,5, внесли портландцемент (М500), керамзитовый песок (20-40 мм), известняковую крошку (0,5-1 мм) и перемешали. Приготовленную бетонную смесь уложили в металлические формы ЗФБ-40 по ГОСТ 310.4-81. Через 28 суток провели испытания полученных изделий.Into a low-activity solution obtained after removing from it, according to the method described in RF patent No. 2577512, all radionuclides of cesium, cobalt, iron, uranium, with a residual total activity of gamma- and alpha-emitting isotopes less than 100 Bq/kg, and containing tritium in amount of 2.1 x10 8 Bq/kg, and carbon-14 in the amount of 120 Bq/kg, with a salt content of 82 g/dm 3 , pH 10.5, Portland cement (M500), expanded clay sand (20-40 mm), limestone crumbs (0.5-1 mm) and mixed. The prepared concrete mixture was placed in metal molds ZFB-40 in accordance with GOST 310.4-81. After 28 days, the resulting products were tested.
Пример 2.Example 2.
Очищенный от радионуклидов низкоактивный раствор с остаточной суммарной активностью гамма- и альфа-излучающих изотопов менее 100 Бк/кг, содержащий 3,5х108 Бк/кг трития с общим солесодержанием 17,8 г/дм3, с рН 9,8 смешали с портландцементом М500, вермикулитом, суперпластификатором С-3 и золой ТЭЦ. Изделия из бетона для испытаний приготовили как в примере 1.A low-activity solution purified from radionuclides with a residual total activity of gamma- and alpha-emitting isotopes of less than 100 Bq/kg, containing 3.5x10 8 Bq/kg of tritium with a total salt content of 17.8 g/ dm3 , with a pH of 9.8, was mixed with Portland cement M500, vermiculite, superplasticizer S-3 and thermal power plant ash. Concrete products for testing were prepared as in example 1.
Пример 3.Example 3.
В низкоактивном растворе, полученном после удаления из него всех радионуклидов цезия, кобальта, железа, урана, с остаточной суммарной активностью гамма- и альфа-излучающих радионуклидов менее 80 Бк/кг, с солесодержанием 20,6 г/дм3, содержащем 4,1х108 Бк/кг трития, с рН 4,0, провели корректировку рН до 9,5 добавлением натриевой щелочи, внесли портландцемент (М500), бентонит, золу ТЭЦ и суперпластификатор С-3. Изделия из бетона для испытаний приготовили как в примере 1.In a low-activity solution obtained after removing from it all radionuclides of cesium, cobalt, iron, uranium, with a residual total activity of gamma- and alpha-emitting radionuclides less than 80 Bq/kg, with a salt content of 20.6 g/dm 3 , containing 4.1x10 8 Bq/kg of tritium, with a pH of 4.0, the pH was adjusted to 9.5 by adding sodium alkali, Portland cement (M500), bentonite, thermal power plant ash and superplasticizer S-3 were added. Concrete products for testing were prepared as in example 1.
Пример 4.Example 4.
В низкоактивный раствор, полученный после удаления всех радионуклидов цезия, кобальта, железа, урана, с остаточной суммарной активностью гама- и альфа-излучающих изотопов менее 100 Бк/кг, и содержащих углерод-14 в количестве 150 Бк/кг, с солесодержанием 82 г/дм3, рН 10,5, внесли портландцемент (М500), керамзитовый песок (20-40 мм), известняковую крошку (0,5-1 мм) и перемешали. Приготовленную бетонную смесь уложили в металлические формы ЗФБ-40 по ГОСТ 310.4-81. Через 28 суток провели испытания полученных изделий.Into a low-activity solution obtained after removal of all radionuclides of cesium, cobalt, iron, uranium, with a residual total activity of gamma- and alpha-emitting isotopes less than 100 Bq/kg, and containing carbon-14 in an amount of 150 Bq/kg, with a salt content of 82 g /dm 3 , pH 10.5, Portland cement (M500), expanded clay sand (20-40 mm), limestone chips (0.5-1 mm) were added and mixed. The prepared concrete mixture was placed in metal molds ZFB-40 in accordance with GOST 310.4-81. After 28 days, the resulting products were tested.
Пример 5.Example 5.
Очищенный от радионуклидов низкоактивный раствор с остаточной суммарной активностью гамма- и альфа-излучающих изотопов менее 100 Бк/кг с общим солесодержанием 10,8 г/дм3, с рН 10,2 смешали с портландцементом М500, вермикулитом, суперпластификатором С-3 и золой ТЭЦ. Изделия из бетона для испытаний приготовили как в примере 1.A low-activity solution purified from radionuclides with a residual total activity of gamma- and alpha-emitting isotopes of less than 100 Bq/kg with a total salt content of 10.8 g/dm 3 , with a pH of 10.2, was mixed with Portland cement M500, vermiculite, superplasticizer S-3 and ash CHP. Concrete products for testing were prepared as in example 1.
Пример 6.Example 6.
В низкоактивном растворе, полученном после удаления из него всех радионуклидов цезия, кобальта, железа, урана, с остаточной суммарной активностью гамма- и альфа-излучающих радионуклидов менее 90 Бк/кг, с солесодержанием 10,6 г/дм3, с рН 4,6, провели корректировку рН до 9,6 добавлением натриевой щелочи, внесли портландцемент (М500), бентонит, золу ТЭЦ и суперпластификатор С-3. Изде-In a low-activity solution obtained after removing from it all radionuclides of cesium, cobalt, iron, uranium, with a residual total activity of gamma- and alpha-emitting radionuclides less than 90 Bq/kg, with a salt content of 10.6 g/ dm3 , with a pH of 4, 6, adjusted the pH to 9.6 by adding sodium alkali, added Portland cement (M500), bentonite, thermal power plant ash and superplasticizer S-3. Product
Claims (6)
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2018133705 | 2018-09-21 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| EA043871B1 true EA043871B1 (en) | 2023-06-30 |
Family
ID=
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP5669120B1 (en) | Treatment method of contaminated water | |
| Burns | Solidification of low-and intermediate-level wastes | |
| RU2737954C1 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes containing, among other things, tritium isotopes | |
| RU2706019C1 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes containing, including tritium isotopes | |
| JP2513690B2 (en) | Solidifying agent for radioactive waste | |
| Luhar et al. | Solidification/stabilization technology for radioactive wastes using cement: An appraisal | |
| Vance et al. | Geopolymers for nuclear waste immobilisation | |
| JPS6120839B2 (en) | ||
| EA043871B1 (en) | METHOD FOR PROCESSING LIQUID RADIOACTIVE WASTE, INCLUDING TRITIUM ISOTOPES | |
| FI129112B (en) | Method for treating and solidifying liquid waste | |
| JP6151084B2 (en) | Solidification method for radioactive waste | |
| Luo et al. | Geopolymer materials treatment of calcium arsenate waste for arsenic immobilization | |
| JP6114055B2 (en) | Radioactive substance immobilization material and radioactive contaminant treatment method | |
| Walling | Conversion of magnesium bearing radioactive wastes into cementitious binders | |
| RU2419901C1 (en) | Method of long-term storage of solid radioactive wastes | |
| JP2013190257A (en) | Immobilizing material for radioactive substance and processing method of radioactive contaminant | |
| RU2195727C1 (en) | Method for recovering radioactive and toxic bottoms | |
| US20240221967A1 (en) | System and method to stabilize radioactive isotopes | |
| RU2529496C2 (en) | Composition for hardening of liquid radioactive wastes | |
| Fuhrmann et al. | Survey of agents and techniques applicable to the solidification of low-level radioactive wastes | |
| RU2154317C2 (en) | Method for recovering liquid radioactive wastes | |
| Solutions | Dual solidification process of BN-350 liquid radioactive waste using high technology polymers and newly designed encapsulation techniques | |
| Sami | Immobilization of Radioactive Waste in Different Fly Ash Zeolite Cement Blends | |
| Borowski et al. | Ecological and technical requirements of radioactive waste utilisation | |
| RU2160937C1 (en) | Monolithic block for immobilizing liquid radioactive wastes |