RO133717B1 - Procedeu de reciclare şi reutilizare a betonului radioactiv rezultat din dezafectări ale instalaţiilor radiologice şi nucleare - Google Patents

Description

Invenția de față se referă la un procedeu de reciclare și reutilizare a betonului radioactiv rezultat din dezafectări ale instalațiilor radiologice și nucleare.

Conform brevetelor US 4767572/30.08.1988, US 4882092/21.11.1989, CA 2205947/1997, US 5789648/04.08.1998 și US 5545796, 13.08.1996, s-a propus utilizarea agregatelor de beton radioactiv în locul agregatelor naturale pentru fabricarea de ecrane de radioprotecție, urmărind astfel minimizarea volumului de deșeuri radioactive. Metoda dezvoltată a demonstrat ca agregatele de beton radioactiv pot fi încorporate fără dificultate în structuri de ecranare noi, cu condiția ca deșeul radioactiv sa aibă înainte de introducerea în beton o activitate specifică echivalent Co 60 < 100 Bq/g. Se estimează că pentru a construi o incintă ecranată sunt necesare aproximativ 12001 de blocuri de beton. Agregatele naturale pot fi înlocuite în întregime cu agregate fine/pietriș radioactiv reciclat, rezultând un necesar de beton radioactiv reciclat de 1000 t/incintă.

Conform US 5789648 și US 5545796 s-a propus realizarea de containere din RAC cu dimensiuni, forme și capacități variate pentru procesarea, izolarea, depozitarea finală sau păstrarea deșeurilor radioactive sau a materialelor periculoase. De asemenea, conform FR 2205947 s-a propus o metodă de minimizare a volumului de deșeuri radioactive și utilizarea RCA pentru fabricarea de prefabricate (containere, celule și vetre pentru depozitarea finală a deșeurilorîn depozite de suprafață, grinzi și segmenți pentru construirea de depozite finale geologice de adâncime). Betonul este singurul material, compatibil cu formațiunile de argilă, care poate fi utilizat pentru consolidarea tunelelor și galeriilor excavate, în Spania s-a studiat utilizarea betonului radioactiv concasat reciclat pentru realizarea de prefabricate de beton (grinzi și segmenți) folosite în construcția unui depozit geologic de mare adâncime situat în structuri argiloase, estimându-se că va fi necesară o cantitate de beton prefabricat de aproximativ 58500 t/an.

în perioada de operare a depozitului cantitatea necesară de prefabricate va fi de aproximativ 3300 t/an. Considerând că pietrișul radioactiv din compoziția betonului va fi de circa 60% se estimează că va fi reciclată o cantitate de aproximativ 970001 pietriș radioactiv. Evaluarea acestei metode arată că reciclarea betonului radioactiv pentru fabricarea de repere prefabricate este fezabilă și mai puțin costisitoare decât depozitarea finală în depozite de suprafață.

în cererea de brevet JP 1020499 (A)/24.01.1989, C. Koichi, Treatment of contaminated concrete, s-a dezvoltat o metodă inovativă de utilizare a betonului radioactiv ca mediu de umplere pentru butoaiele cu deșeuri radioactive, urmărind stocarea eficientă și în condiții de siguranță a betoanelor radioactive rezultate din dezafectarea instalațiilor nucleare. în condiții similare de depozitare cu metoda clasică, autorul a propus înlocuirea nisipului provenit din agregate naturale, ca mediu de umplere, cu un mortar pe bază de beton radioactiv. Betonul este concasat la o granulație < 5 mm, amestecat cu ciment hidraulic pulverizat (ciment cu ionomeri de sticlă), cu un adaos suplimentar de apă, până la obținerea unei paste ce se introduce prin presare în interstițiile butoaielor metalice, făcând posibilă solidificarea betonului radioactiv în adăpost, fără a-l plasa în butoaie. De asemenea, chiar dacă se infiltrează apa subterană în adăpost, data fiind protecția pe care betonul o asigură corpurilor solidificate, contactul acestora cu apă este infim și drept urmare, se reduc în mare măsură scurgerile de radionuclizi în afară. Deoarece prin metoda propusă devine posibilă utilizarea betonului contaminat drept material de umplere a spațiilor dintre butoaiele metalice pre-plasate în adăposturile de stocare, dispare necesitatea utilizării butoaielor destinate stocării betonului menționat.

RO 133717 Β1

O metodă asemănătoare se aplică La El Cabril (Spania) în containere paralelipi- 1 pedice de beton armat (11 m³), se introduc câte 18 butoaie de 220 L cu deșeuri radioactive LLW/ILW. Butoaiele sunt imobilizate injectând în spațiul gol dintre ele mortar conținând 3 agregate radioactive. în acest fel 50% din volumul de nisip este înlocuit cu agregate fine reciclate de beton radioactiv. în fiecare an la El Cabril se reciclează circa 700 t de beton 5 radioactiv concasat.

Conform documentului de brevet JP 10153691 (A)/09.06.1998, după concasare, 7 bucățile radioactive de beton sunt amestecate cu mortar de umplere din agregate naturale care se toarnă în butoaie metalice și se lasă să se solidifice. Butoaiele sunt amplasate 9 într-un adăpost de beton armat, înglobate în beton obținut din agregate naturale și depozitate final. 11

Metoda își propune să asigure:

- tratarea deșeurilor radioactive de beton, reutilizând toate fragmentele de beton 13 radioactiv rezultate din concasarea acestuia;

- fabricarea mortarului de umplere pentru solidificarea altor deșeuri radioactive prin 15 folosirea agregatelor fine și a unui amestec chimic.

Autorii au dovedit ca modificarea cantitățiilor de amestec chimic și a suprafeței 17 specifice a fracției fine determină modificarea proprietățile mortarului crud și întărit, astfel:

- modificarea distribuției granulometrice a agregatelor fine la dimensiunea maxima 19 a particulelor de 5 mm, din care o fracție de 10% care trece prin sita de 0,15 mm și densitatea de 2,6 g/cm³, conduce la o fluiditate și rezistența la compresiune comparabile cu ale 21 mortarului obținut cu agregate naturale;

- creșterea proporției de amestec chimic în mortar conduce la: 23

- scăderea fluidității mortarului;

- creșterea rezistenței la compresiune a mortarului solidificat; 25

- creșterea suprafeței specifice a fracției fine în amestec determină scăderea ușoară imediată a fluidității mortarului crud și deteriorarea puternică după o perioadă de 30 min. 27 Reutilizarea deșeurilor de beton radioactiv ca material de solidificare pentru alte deșeuri radioactive conduce la scăderea costului depozitării finale, față de cazul depozitării 29 deșeurilor radioactive de beton ca atare.

în documentele de brevet JP 2001-343488 (A) - 2001-12-14, JP 2002-296393 (A) - 31

2002-10-09, H. Ueki, et all, “Processing method for radioactive concrete” și JP 2003344585 (A)-2003-12-03, Y. Tsukhara, et all, Method of filling Disposal Container with 33 Radioactive Concrete, se propune procesarea șlamului radioactiv rezultat din procesul de tăiere a structurilor de beton sub forma de pelete și depozitarea finală în containere 35 împreună cu blocurile și fragmentele de beton, reducând astfel volumul de deșeuri radioactive. în prima etapă a procesului, din structura de beton supusă demolării se taie cu 37 firul diamantat blocul de beton la dimensiunea și forma necesară pentru introducerea sa în container și injectarea în joc a umpluturii. în a doua etapă șlamul rezultat în urma operațiilor 39 de tăiere este uscat într-un deshidrator de tip filtru presă-centrifugă până la umiditatea de 30-^55%. în a treia etapă șlamul deshidratat se amestecă cu ciment și se extrudează sub 41 forma de pelete cilindrice. Raportul ciment/apă trebuie să fie corelat cu conținutul de apă din șlam (> 0,6) pentru a obține rezistența la compresiune care să permită manipularea fără 43 deteriorare a peletelor. în a patra etapă peletele crude se lasă să se întărească la o temperatură de aproximativ 20°C, și nu se usucă, pentru a evita apariția de crăpături și a 45 inhiba absorbția de apă. în a cincea etapă blocul de beton este poziționat în container pe suporți pentru a forma un joc egal pe toate laturile. în a șasea etapă peletele sunt plasate în 47

RO 133717 Β1 jocul dintre pereții interiori ai containerului și blocul de beton. în a șaptea etapă în golurile rămase dintre pelete se injectează mortar de umplere care trebuie să îndeplinească condiția de fluiditate p-cone 16-^50 sec. Deschiderea superioară a containerului este acoperită și etanșată, deșeul de beton radioactiv fiind pregătit pentru depozitarea finală. Prin aplicarea metodei propuse nu se generează șlam de beton independent și se reduce cantitatea de deșeu radioactiv a coletului care conține blocul de beton radioactiv, moloz de beton radioactiv și întreaga cantitate de șlam de beton.

în documentul de brevet JP 2008026116 (A) - 2008-02-07, T. Kazuyoshi, Treating method of radioactive waste, se propune tratarea betonului radioactiv astfel încât să crească volumul celui concasat inclus într-o unitate de volum de bloc de deșeu radioactiv format.

Betonul radioactiv rezultat din operațiile de dezmembrare, este concasat într-un concasor cu falei, obținându-se agregate grosiere, agregate fine și pulbere. Agregatele grosiere au dimensiunea particulelor > 2,5 mm, agregatele fine au dimensiunile în domeniul 0,15-^2,5 mm și pulberea are diametail particulelor <0,15 mm. Materialul granular este separat pe cele trei categorii mai sus menționate. Apoi, agregatele fine și pulberea se amestecă și încălzesc la 700-^800°C astfel încât pulberea să capete proprietăți de auto-întărire.

Agregatele fine, pulberea și apa se amestecă într-un malaxor iar amestecul se toarnă peste agregatele grosiere pre-plasate într-un butoi. Opțional, agregatele grosiere și amestecul se pot turna în butoi în același timp. Compoziția din butoi se întărește deoarece apa și pulberea tratată determină o reacție de rehidratare (proces de întărire). Coletul format cuprinzând agregate grosiere, agregate fine, pulbere cu proprietate de auto-întărire se transportă în zona de depozitare finală a deșeurilor radioactive. De remarcat că adaosul de ciment în compoziție nu este necesar pentru întărire când se formează coletul din deșeuri de beton radioactiv concasat. Astfel cantitatea de beton radioactiv concasat conținută în unitatea de volum de colet poate fi crescută. Costul de depozitare finală al betonului radioactiv rezultat din dezafectarea instalațiilor nucleare devine nesemnificativ. Ca o variantă, prin separarea inițială a pulberii de celelalte fracții și tratare termică separată, lucrabilitatea mortarului poate fi îmbunătățită. Aplicabilitatea metodei poate fi extinsă și la depozitarea finală a deșeurilor metalice. în acest caz amestecul de umplere este format numai din agregate fine, material pulverulent care are proprietăți de auto-întărire și apă.

EP 2302642 A1 a dezvoltat un procedeu de utilizare a betonului radioactiv provenind de la dezafectarea structurilor de beton radioactiv de foarte slabă activitate <100 Bq/g la depozitarea pe termen lung a deșeurilor radioactive și toxice.

Procedeul propus cuprinde următoarele subprocese:

- separarea blocurilor și molozului (0-^500 mm) de armatură din fier beton;

- concasarea:

- (treapta I), cu un concasor cu fălci, a blocurilor și/sau molozului de beton (0-^500 mm) până la dimensiuni < 200 mm;

- (treapta II), cu un concasor giratoriu, a materialului < 200 mm până la o granulație < 20 mm cu reciclarea la concasare a molozului > 20 mm;

- transportul materialului concasat în silozuri de stocare; amestecarea materialului concasat < 20 mm cu ciment autonivelant; forarea de puțuri de injecție situate deasupra cavității subterane;

- impermeabilizarea pereților cavităților subterane prin injecția șapei fluide de beton în cavitatea subterană chiar la contactul pereților care delimitează cavitatea;

- închiderea puțurilor de injecție prin umplerea la o înălțime pre-determinată cu nisip sau beton hidraulic.

RO 133717 Β1

O parte din betonul rezultat din dezafectări ale instalațiilor radiologice și nucleare 1 este radioactiv atât superficial cât și în profunzime datorită efectului radiațiilor ionizante din timpul funcționării instalațiilor. Elementele principale ale strategiei de management a 3 deșeurilor pot fi grupate în patru domenii: reducerea sursei, prevenirea împrăștierii contaminării, reciclarea - refolosirea și optimizarea managementului deșeurilor. Prima etapă 5 a oricărei strategii de management a deșeurilor este să mențină generarea deșeurilor radioactive la minim, astfel caracterizarea corespunzătoare și segregarea materialelor sunt 7 factori importanți în orice strategie de management a deșeurilor. Caracterizarea radiologică ne ajută să dobândim informații despre caracteristicile fizice, chimice și radiologice ale 9 acestor materiale cu scopul de a le segrega, procesa și/sau depozita final. Segregarea favorizează maximizarea eliberării nerestrictive, permite considerarea eliberării condiționate, 11 refolosirea sau reciclarea materialelor și permite reducerea volumului de deșeuri radioactive care nu îndeplinesc criteriile de eliberare, reciclare sau refolosire. Cerințele în ceea ce 13 privește securitatea nucleară și radiologică, protecția mediului, transportul, tratarea, condiționarea, depozitarea intermediară și depozitarea finală a deșeurilor radioactive în ultimii ani 15 au devenit mai stringente. Acceptanța publică pentru domeniul nuclear induce constrângeri pentru procesele de reglementare, control, autorizare, securitate și protecție fizică. 17

Managementul deșeurilor radioactive rezultate constă în următoarele etape: colectare, transport, tratare, depozitare intermediară, condiționare, stocare și depozitare finală. 19 Problema tehnică pe care o rezolvă invenția este inhibarea propagării contaminării radioactive, reducerea cantității de deșeuri depozitate și implicit a spațiului de depozitare. 21

Procedeul de reciclare și reutilizare a betonului radioactiv înlătură dezavantajele de mai sus, prin aceea că are loc într-o primă etapă concasarea betonului radioactiv sub formă 23 de pietriș cu dimensiuni de 16...50 mm, preplasarea acestuia fără bloc de beton sau cu bloc de beton în butoaie de 220 L, concasarea fracției de pietriș cu dimensiuni mai mari de 50 mm 25 și respectiv mai mică de 16 mm în treapta a doua și a treia la dimensiuni mai mici de 5 mm, agregatele fine obținute se amestecă cu ciment, apă și aditivi uzuali, rezultând un mortar 27 care se toarnă în containere, peste pietriș peste blocul de beton radioactiv ajungând la un grad de umplere de 70...75%, în final obținându-se un colet care conține pietriș radioactiv 29 în matrice de mortar solidificat, echivalentul debitul dozei de radiații la peretele betonului fiind de maximum 2 mSv/h. 31

O mare parte din materialele de construcție rezultate din dezafectarea instalațiilor nucleare și radiologice sunt inactive, putând fi eliberate nerestrictiv și depozitate final sau 33 reciclate folosind metode convenționale, în conformitate cu cerințele de reglementare aplicabile. Totodată, este bine cunoscut faptul că în timpul operării, întreținerii sau reparațiilor 35 acestor instalații, o parte din structurile de beton ale acestora pot deveni radioactive (contaminate/activate). Astfel, dezafectarea instalațiilor nucleare produce cantități 37 impresionante de deșeuri radioactive din care cea mai mare parte o reprezintă deșeurile din beton. în urma dezafectării: 39

- unei centrale nuclearo-electrice cu apă ușoară (901300 MWe) rezultă aproximativ 6001 de deșeuri de beton radioactiv; 41

- unui reactor nuclear de cercetare (KRR-2 cu puterea de 10 MWth) rezultă aproximativ 260 t de deșeuri de beton radioactiv raportat la o cantitate totală de 2000 t 43 deșeuri de beton;

- unui reactor nuclear de cercetare VVR-S din cadrul IFIN-HH cu puterea termică de 45 2 MWth, aflat în dezafectare, rezultă aproximativ 75 t de deșeuri de beton radioactive raportat la o cantitate totală de 925 t deșeuri de beton. 47

RO 133717 Β1

După anul 2025, când multe reactoare nucleare se vor dezafecta fiind la sfârșitul duratei de viață, cantitățile de beton radioactiv vor crește considerabil. Reducerea volumului și reciclarea deșeurilor este esențială pentru reducerea costului dezafectării instalațiilor nucleare.

Domeniile de aplicații pentru reutilizarea betonului radioactiv în industria nucleară cuprind:

a. fabricarea ecranelor de protecție radiologică;

b. fabricarea pieselor prefabricate:

- containere, celule și vetre pentru depozitarea finală a deșeurilor în depozite de suprafață;

- grinzi și segmenți pentru construirea de depozite finale geologice de adâncime;

c. prepararea materialului de umplere, de completare sau încapsulare pentru butoaiele cu deșeuri și containere utilizate în depozitele finale de suprafață;

d. prepararea mortarului pentru imobilizarea deșeurilor solide de joasă activitate; mortar pentru impermeabilizare;

e. construirea de noi instalații sub anumite condiții;

Utilizarea ecranelor de radioprotecție este o necesitate și este larg răspândită în tehnologia nucleară.

Ecranele sunt fabricate din metal sau beton și sunt proiectate să asigure o secțiune relativ mare de absorbție a neutronilor pentru a minimiza transmisia radiației dintr-un spațiu delimitat de aceste structuri către mediul înconjurător sau pentru a reduce energia unei astfel de radiații facând-o inofensivă. în mod clasic, ecranele din beton se realizează utilizând agregatele naturale.

Brevetul a propus o metodă inovativă de procesare și depozitare finală a deșeurilor de beton radioactiv, care asigură:

- inhibarea propagării contaminării radioactive ce se poate produce prin deteriorarea protecției adăpostului și/sau a butoiului;

- reducerea cantității de deșeuri depozitata final și implicit spațiul de depozitare.

Resturile de beton radioactiv sunt condiționate prin concasare/măcinare în diferite fracții granulometrice, amestecate și vibrocompactate în butoaie. Utilizarea distribuției continue de particule, asigură o mai bună umplere a spațiului, decât în cazul celor grosiere, reducând astfel substanțial, volumul de deșeuri. Prin modificarea ponderii fracțiilor granulometrice adăugate în amestec se poate delimita un domeniu în care jocul dintre particule în amestec atinge valoarea minimă și densitatea compactată este mare. Fracția fină este utilizată ca un material de solidificare pentru fracția grosieră. Prin faptul că în amestec nu se introduce nici un material de solidificare din exterior volumul deșeului după procesare scade semnificativ.

în cazul în care în timpul depozitării pe termen lung apa freatică se infiltrează în butoaiele cu deșeuri, ea este consumată prin hidratarea amestecului și eluția contaminantului radioactiv este inhibată.

în prezent, în România deșeurile de beton radioactiv LLWsunt pre-plasate în butoaie cilindrice din oțel cu capacitatea de 220 L, sub formă de blocuri și solidificate cu mortar (amestec făcut din agregate fine obținute din resurse naturale, ciment și apă), pentru a asigura rezistența specifică a coletului ce urmează a fi depozitat final, betonului radioactiv, dar începând cu anul 2013 procesul de dezafectare în desfășurare al reactorului nuclear de cercetare VVR-S va produce cantități mari de deșeuri de beton (9251 din care apoximativ 751 de deșeuri de beton LLW-deșeuri radioactive de joasă activitate). Astfel propunerea unei

RO 133717 Β1 tehnologii inovative este imperios necesară. Tehnologia clasică asigură un raport de umplere 1 de aproximativ 50% voi pentru betonul radioactiv, în fiecare container cu deșeuri. Cea mai mare parte a deșeurilor radioactive rezultate din activitățile de dezafectare este depozitată 3 final în această formă. Până acum nu a existat o constrângere de a dezvolta la nivel național o tehnologie de reciclare a 5

Metodele de reciclare dezvoltate până în prezent pentru reciclarea betonului radioactiv au similarități dar și diferențe în ceea ce privește:7

- metodele și tipurile de echipamente folosite în procesul de concasare;

- parametrii procesului de concasare;9

- numărul treptelor de concasare;

- tipul de produs final (ecrane, piese prefabricate, mortar etc);11

- caracteristicile agregatelor fine reciclate folosite pentru obținerea produselor finale. Ținând cont de costul scăzut implicat, toate metodele sunt atractive din punct de 13 vedere financiar. întotdeauna s-a subliniat că folosirea betonului reciclat în alt mod decât pentru obținerea mortarului necesar pentru condiționarea deșeurilor în butoaie va fi limitată. 15

Reciclarea betonului are un efect economic mai mic în cazul betonului obținut din agregate naturale, depinzând de costurile implicate în instalațiile de depozitare finală ale 17 deșeurilor, comparativ cu betonul radioactiv a cărui reciclare generează mai multe avantaje economice (ca un exemplu costul aproximativ de depozitare finală pentru LLW este de 19 aproximativ 50008500 USD/mc conform studiului din 1999 al Agenției pentru Energia Nucleara din cadrul Organizației pentru Cooperare Economică și Dezvoltare (NEA-OECD), 21 iar în unele țări din Europa (Belgia) costul depozitării finale pentru 1 mc de deșeuri radioactive condiționate poate ajunge la 15000 euro. 23

Măsurile necesare a fi luate pentru reducerea dozei de expunere a lucrătorilor la praful radioactiv, pot fi ușor asigurate. Analiza datelor economice făcute pentru utilizarea 25 betonului reciclat concasat utilizat la fabricarea de containere și ca material de umplere, arată că betonul generat la nivel European, poate fi reciclat obținându-se o descreștere 27 semnificativă a costului pentru depozitele de suprafață și pentru depozite de adâncime.

Dezvoltarea unei tehnologii de reciclare pentru beton radioactiv trebuie să fie studiată 29 de asemenea din punct de vedere social și politic. Tehnologiile de reciclare nu pot fi simplu evaluate, utilitatea și aplicabilitatea lor trebuie să fie corelată cu: 31

- existența, posibilitatea de proiectare și construcție a depozitelor finale de deșeuri radioactive; 33

- tipul de depozit (de suprafață sau adâncime);

- cerințele legale aplicabile pentru materialele eliberate din domeniul nuclear; 35

- acceptanța publică.

Necesitatea implementării tehnologiei inovative la nivel național rezultă din 37 următoarele constrângeri:

- nu există cerere de piață pentru ecrane din beton radioactiv sau piese prefabricate 39 utilizate la consolidarea galeriilor sau tunelurilor de adâncime pentru că actualmente există un singur depozit de suprafață; 41

- numărul mic de instalații nucleare existente nu necesită un număr semnificativ de ecrane de beton; 43

- cerințele legale nu permit folosirea materialelor radioactive pentru construcția fundațiilor și rambleurilor pentru drumuri, sub formă de amestecuri nelegate cu granulometrie 45 omogenă, material de umplere sau agregate pentru fabricația de noi betoane;

- acceptanța publică este limitată către construcția de noi instalații nucleare și ușor 47 crescută pentru retehnologizarea celor existente;

RO 133717 Β1

- aplicarea metodelor de reciclare cu minimizarea volumelor și cantităților de deșeuri radioactive pe amplasament întrunește așteptările publicului în ceea ce privește strategiile de reciclare a deșeurilor.

Astfel, invenția de față se aplică în țară ținând seama de tehnologia de depozitare, coletele fiind cu volume de 220 L sau 420 L. O dată cu dezafectarea reactorului nuclear de cercetare WR-S din cadrul institutului IFIN-HH, Măgurele, cantitățile de beton radioactiv cresc și este imperios necesar să se aplice metode inovative de tratare și condiționare, adaptate la condițiile specifice țării noastre, metoda descrisă în continuare putând fi aplicată și în alte țări.

Metoda de reciclare și utilizare a betonului radioactiv constă în obținerea de agregate fine la prepararea mortarului necesar la umplerea butoaielor cu deșeuri radioactive, conducând la un nou tip de produs final-compozit (pietriș radioactiv într-o matrice de mortar obținut cu agregate fine radioactive), solidificat într-un butoi de oțel carbon cu capacitatea de 220 L.

Prin folosirea sistemului de tăiere cu fir diamantat, a splitterelor, fierăstraielor cu disc diamantat și a robotului de demolare comandat de la distanța, structurile de beton radioactiv sunt demolate și transformate în resturi de beton. Acestea vor fi concasate, prima treaptă; sub formă de pietriș cu dimensiunea < 50 mm, ce va fi utilizat pentru umplerea butoaielor cu capacitatea de 220 L. Fracția > 50 mm va fi concasată în treapta a doua până la dimensiunea < 2,5 mm (nisip) și va fi folosită pentru prepararea mortarului. Astfel, în butoaiele de depozitare finală, se plasează mai întâi pietrișul, rezultând un grad de umplere de aproximativ 50% voi beton radioactiv și apoi butoiul se umple cu mortar obținut din agregate radioactive fine reciclate. Materialul compozit omogen asigură confirmarea radionuclizilorîn butoiul de depozitare finală, pentru cel puțin 50 de ani.

Mortarul trebuie să îndeplinească cerințele specificate. în aceste condiții, se va demonstra că gradul de umplere în butoaie va crește până la 70...75% voi pentru beton radioactiv, sau volumul de depozitare finală va descrește la aproximativ 2/3, cu condiția respectării cerinței legale de menținere a debitului de doză la peretele butoiului de maximum 2 mSv/h. Structura temporară prevăzută cu echipament de filtrare de înaltă eficiență (HEPA), unde se efectuează activitățile de pregătire și implementare a metodei și materialele constituie un alt element de noutate.

Față de metodele descrise în cadrul analizei stadiului internațional, această metodă aduce următoarele îmbunătățiri:

- este identificat un nou flux tehnologic, prin introducerea procesului de reciclare constând din concasarea betonului radioactiv și de preplasarea pietrișului rezultat în butoiul cu deșeuri;

- se obțin caracteristici optime pentru mortarul preparat cu agregate fine reciclate, asigurându-se confirmarea pe termen lung a radionuclizilor;

- se obține un nou tip de produs compozit (pietriș radioactiv într-o matrice de mortar preparat din agregate fine radioactive) cu proprietăți fizice și mecanice care pot asigura condiții optime de confinare a radionuclizilor pentru depozitarea finală.

Scopul invenției este de a gospodări eficient deșeurile radioactive rezultate din domeniul nuclear, în particular de la dezafectarea de instalații nucleare, reactorul nuclear de cercetare VVR-S din cadrul Institutului National de Cercetare Dezvoltare pentru Fizică și Inginerie Nucleară-Horia Hulubei-IFIN-HH, unde rezultă cantități mari de beton radioactiv, acest reactor fiind prima instalație nucleară majoră din țară care se dezafecteză. Proiecte de dezafectare de instalații nucleare vor fi în viitor (2030) reactorul nuclear de cercetare tip TRIGA de la Institutul de Cercetări Nucleare de la Pitești-Mioveni și apoi după 2050 reactoarele nuclearoelectrice de la Cernavodă.

RO 133717 Β1

Se dă în continuare un exemplu de realizare a invenției, pentru demonstrarea 1 aplicabilității industriale.

Astfel, în fig. 1 și 2 sunt prezentate fluxurile tehnologice de reciclare ale betoanelor 3 radioactive cu bloc de beton și fără bloc de beton, cu un grad de umplere cu deșeu radioactiv al coletului de minimum 75%. 5

Testele de omologare au fost efectuate pe o cantitate de 2744,45 kg de beton de referință C25/30 (45 de șarje de câte circa 60 kg fiecare). Betonul a fost cântărit cu un cântar 7 platforma KERN & SOHN Gmbh model SFB 100K-2HM-2019c (domeniul de măsurare 150 kg, precizia 50 g). 9

Deșeurile radioactive din beton de forme neregulate cu dimensiuni < 350 mm sunt concasate (treapta I) pe un concasor cu fălci (SHUTTE BUFFALO model B 1624J) prereglat 11 la o fantă de 65 mm rezultând pietriș cu dimensiunea < 65 mm.

Materialul rezultat din concasarea treapta 1 cernut pe un sortator (CE 13

INTERNATIONAL TRADING CORP, model LS-450-A-NW) prevăzut cu o sită cu diametrul de 400 mm, înălțimea de 100 mm și deschiderea ochiurilor de 50 mm rezultând:15

- pietriș cu granulația > 50 mm (590,6 kg - 21,5%);

- pietriș cu granulația < 50 mm (2153,8 kg - 78,5%).17

Materialul rezultat din sitare cu dimensiunea < 50 mm a fost cernut pe un sortator CE INTERNATIONAL TRADING CORP, model LS-450-A-NW) prevăzut cu o sită cu diametrul 19 de 400 mm, înălțimea de 100 mm și deschiderea ochiurilor de 16 mm rezultând:

- pietriș cu granulația 16/50 mm (1556,45 kg - 72,3%);21

- pietriș cu granulația < 16 mm (597,4 kg - 27,7%). Sortul 16/50 mm (vezi fig. 4) se utilizează ca fracție utilă - pietriș preplasat în colete cu deșeuri. Din acest sort s-a prelevat 23 o probă reprezentativă de 50 kg de material pe care s-a determinat distribuția granulometrică (vezi tabelul 1). 25

Distribuția granulometrică pentru fracția utilă de agregate grosiere27 din beton sort 16/50 mm

Tabelul 129

Sort	Cantitate (kg)	%gt
16...31,5 mm	15,45	30,9
31,5...45 mm	25,2	50,5
45...50 mm	9,3	18,6

Sortul 16/50 mm a fost păstrat în două cuve cu volumul de 1 m.c. fiecare, 24 h 35 imersat complet în apă și scurs 5 min înainte de utilizare.

Produsul final-compozit (pietriș radioactiv într-o matrice de mortar obținut cu agregate37 fine radioactive) etalează foarte bune caracteristici de confinare a radionuclizilor (index de levigare între 7,82 și 9,84 pentru radionuclidul Cs-137 și respectiv, 11,5 și 12,3 pentru 39 radionuclidul Co-60, față de valoarea minimă acceptată de 6).

Claims (6)

1 Revendicări

3 1. Procedeu de reciclare și reutilizare a betonului radioactiv rezultat din dezafectări ale instalațiilor radiologice și nucleare, caracterizat prin aceea că, are locîntr-o primă etapă 5 concasarea betonului radioactiv sub formă de pietriș cu dimensiuni de 16...50 mm, preplasarea acestuia fără bloc de beton sau cu bloc de beton în butoaie de 220 L, conca-

7 sarea fracției de pietriș cu dimensiuni mai mari de 50 mm și respectiv mai mică de 16 mm în treapta a doua și a treia la dimensiuni mai mici de 5 mm, agregatele fine obținute se

9 amestecă cu ciment, apă și aditivi uzuali, rezultând un mortar care se toarnă în containere, peste pietriș peste blocul de beton radioactiv ajungând la un grad de umplere de 70...75%, 11 în final obținându-se un colet care conține pietriș radioactiv în matrice de mortar solidificat, echivalentul debitul dozei de radiații la peretele betonului fiind de maximum 2 mSv/h.

13 2. Procedeu de reciclare și reutilizare a betonului radioactiv conform cu revendicarea

1, caracterizat prin aceea că, coletele din beton obținute au o densitate aparentă medie

15 2130 kg/m³, o rezistență la încovoiere medie de 10,1 N/mm² la forța medie aplicată de

450 daN, o rezistență la compresiune medie de 38,7 N/mm² la o forță medie aplicată de

17 6800 daN.