RU2152093C1 - Radioactive material disposal method - Google Patents
Radioactive material disposal method Download PDFInfo
- Publication number
- RU2152093C1 RU2152093C1 RU99123584A RU99123584A RU2152093C1 RU 2152093 C1 RU2152093 C1 RU 2152093C1 RU 99123584 A RU99123584 A RU 99123584A RU 99123584 A RU99123584 A RU 99123584A RU 2152093 C1 RU2152093 C1 RU 2152093C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- cavity
- capsules
- salt
- solvent
- viscous medium
- Prior art date
Links
Images
Abstract
Description
Изобретение относится к области обращения с радиоактивными отходами высокого и среднего уровня активности, в частности к методам захоронения и технике безопасного размещения и последующего самопогружения в глубинные слои литосферы значительных масс радиоактивных материалов, и может быть использовано для освобождения биосферы от излишков радиоактивных материалов, накопившихся в результате развития различных ядерных технологий и энергетики. The invention relates to the field of radioactive waste management of high and medium levels of activity, in particular to disposal methods and techniques for the safe placement and subsequent self-immersion of significant masses of radioactive materials in the deep layers of the lithosphere, and can be used to free the biosphere from excess radioactive materials accumulated as a result development of various nuclear technologies and energy.
Известен способ захоронения радиоактивных отходов (РАО), основанный на самозахоронении тепловыделяющих отходов (РАО) путем проплавления ими горных пород и погружении в размягченную геологическую среду под действием силы тяжести контейнеров, содержащих РАО (Авторское свидетельство СССР N 826815 от 23.04.75). A known method for the disposal of radioactive waste (RW), based on the self-disposal of heat-generating waste (RW) by smelting rocks and immersion in a softened geological environment under the influence of gravity of containers containing RW (USSR Author's Certificate N 826815 of 04.23.75).
Это предложение носит лишь концептуальный характер и обладает рядом принципиальных недостатков, связанных с технологическими трудностями создания контейнеров больших размеров и экологической опасностью самопогружения РАО при старте с дневной поверхности. This proposal is only conceptual in nature and has a number of fundamental shortcomings associated with the technological difficulties of creating large containers and the environmental risk of RW self-immersion when starting from the day surface.
Наиболее близким к предлагаемому техническому решению является способ захоронения радиоактивных материалов в глубинные слои литосферы, включающий бурение скважины, формирование искусственной полости-каверны, создание в ней вязкой среды, погружение РАО в вязкой среде под действием сил тяжести. Скважину и полость-каверну заполняют серой (Byalko A., Khavroshkin О. A method of disposal of high level nuclear waste by deep sinking, RECORD, 91-Proceedings. Sendfi. 1991, p. 486-490). Closest to the proposed technical solution is a method of burial of radioactive materials in the deep layers of the lithosphere, including drilling a well, forming an artificial cavity, creating a viscous medium in it, immersing radioactive waste in a viscous medium under the action of gravity. The well and cavity cavity are filled with sulfur (Byalko A., Khavroshkin O. A method of disposal of high level nuclear waste by deep sinking, RECORD, 91-Proceedings. Sendfi. 1991, p. 486-490).
Недостатками этого способа являются следующие:
отсутствуют надежные способы заполнения глубоких скважин большим количеством серы, а разработка уникального оборудования для бурения скважин большого (500-800 мм) диаметра требует значительных расходов, так как является самостоятельной проблемой, механизм взаимодействия серы, особенно в жидком состоянии, с горными породами не изучен и не может надежно прогнозироваться с учетом всей гаммы долговременных последствий;
процесс перемещения большой группы контейнеров (десятки тысяч единиц) или остеклованных монолитов РАО в среде серы, а также накопление контейнеров в каверне протекает в течение десятков лет (30-50 лет), что повышает вероятность разрушения ствола скважины и каверны под влиянием горных ударов и других природных и техногенных механизмов;
слипание отдельных контейнеров в расплаве серы в конгломерат (ансамбль) маловероятно вследствие неизбежного образования легкоплавких сульфидов на поверхности стального контейнера, а использование керамических контейнеров слишком дорого и не может обеспечить надежную изоляцию РАО;
любые случайные отклонения теплового равновесия по трассе перемещения единичных контейнеров (локальный прорыв грунтовых вод) могут привести к закупорке ствола скважины, загрязнению стартовых горизонтов и другим аварийным ситуациям.The disadvantages of this method are the following:
there are no reliable ways to fill deep wells with large amounts of sulfur, and the development of unique equipment for drilling large (500-800 mm) diameter wells requires significant costs, since it is an independent problem, the mechanism of interaction of sulfur, especially in a liquid state, with rocks has not been studied and cannot be reliably forecasted taking into account the whole gamut of long-term consequences;
the process of moving a large group of containers (tens of thousands of units) or vitrified monoliths of radioactive waste in the sulfur environment, as well as the accumulation of containers in the cavity, takes place over decades (30-50 years), which increases the likelihood of destruction of the wellbore and cavity under the influence of rock blows and other natural and man-made mechanisms;
sticking of individual containers in the sulfur melt into a conglomerate (ensemble) is unlikely due to the inevitable formation of fusible sulfides on the surface of the steel container, and the use of ceramic containers is too expensive and cannot provide reliable isolation of radioactive waste;
any random deviations of thermal equilibrium along the path of moving individual containers (local breakthrough of groundwater) can lead to blockage of the wellbore, contamination of start horizons and other emergency situations.
Цель изобретения - сокращение продолжительности операций самозахоронения РАО, уменьшение опасности радиоактивного заражения окружающей среды и повышение экономической эффективности всего комплекса операций очищения (санации) биосферы от радиоактивных отходов. The purpose of the invention is to reduce the duration of the RW self-disposal operations, reduce the risk of radioactive contamination of the environment and increase the economic efficiency of the entire complex of operations for cleaning (sanitation) of the biosphere from radioactive waste.
Поставленная цель достигается тем, что при захоронении радиоактивных материалов в глубинные слои литосферы, бурение скважины, формирование полости-каверны, создание в ней вязкой среды, размещение и порционное накопление радиоактивных материалов в капсулах с последующим их погружением в вязкой среде под действием сил тяжести, осуществляют в пластах и (или) куполах каменной соли с глубиной массива 1-10 км, а вязкую среду создают, закачивая в полость-каверну растворитель каменной соли, при этом задают активность единичной капсулы, обеспечивающую ее нагрев и достижение градиента температур между поверхностью капсулы и вязкой средой в 3-10o. Растворитель соли может быть на водной основе. Растворитель соли может быть на неводной основе, например керосин или этиленгликоль. В растворитель могут быть введены поверхностно-активные вещества, уменьшающие поверхностное натяжение вязкой среды (раствора) на 10-30%.This goal is achieved by the fact that when radioactive materials are buried in the deeper layers of the lithosphere, drilling a well, forming a cavity, creating a viscous medium in it, placing and portioning radioactive materials in capsules with their subsequent immersion in a viscous medium under the influence of gravity, carry out in strata and (or) domes of rock salt with an array depth of 1-10 km, and a viscous medium is created by pumping rock salt solvent into the cavity cavity, while the activity of a single capsule is set, providing heating it and achieving a temperature gradient between the surface of the capsule and a viscous medium of 3-10 o . The salt solvent may be water based. The salt solvent may be non-aqueous, for example kerosene or ethylene glycol. Surfactants that reduce the surface tension of a viscous medium (solution) by 10-30% can be introduced into the solvent.
Капсулы могут быть выполнены сферической формы. Капсулы могут быть выполнены несферической формы с многосвязной поверхностью. Капсулы могут быть выполнены с многослойной защитной оболочкой. Скорость загрузки капсул может составлять 500-700 ед/час. Capsules can be made spherical in shape. Capsules can be made non-spherical in shape with a multiply connected surface. Capsules can be made with a multilayer protective shell. Capsule loading speed can be 500-700 units / hour.
Следствием радиоактивного распада нуклеидов является разогрев капсул и соответствующий разогрев окружающей среды. При высокой активности РАО и высокой стойкости капсул может произойти расплавление породы, причем, если плотность капсул выше плотности расплава породы, то капсулы начинают неизбежно погружаться. Проплавление пород тепловым источником является универсальным методом, пригодным для широкого класса горных пород, однако для каменной соли существует и другая возможность самопогружения. Именно если тепловой источник находится в растворе (рассоле) на дне полости, и эта полость заполнена жидкостью, в которой растворяется соль, то дно полости неизбежно размывается (вследствие более эффективного растворения при нагреве и в результате протекания конвекционных процессов), а избыток соли кристаллизуется на верхней поверхности полости, таким образом имеет место самозакупоривание каверны. Процесс растворения ускоряется при конвективном переносе раствора соли (рассола) от границы раздела с твердой солью. В результате происходит транспортирование соли со дна полости на ее потолок и боковые поверхности и, как следствие, перемещение полости с капсулами в глубь соляного массива. The consequence of radioactive decay of nucleides is the heating of capsules and the corresponding heating of the environment. With high activity of radioactive waste and high resistance of the capsules, rock melting can occur, and if the density of the capsules is higher than the density of the rock melt, the capsules begin to inevitably sink. Thermal penetration of rocks is a universal method suitable for a wide class of rocks, however, for rock salt there is another possibility of self-immersion. Namely, if the heat source is in solution (brine) at the bottom of the cavity, and this cavity is filled with a liquid in which salt is dissolved, then the bottom of the cavity inevitably erodes (due to more efficient dissolution during heating and as a result of convection processes), and excess salt crystallizes on the upper surface of the cavity, thus self-sealing of the cavity takes place. The dissolution process is accelerated by convective transfer of the salt solution (brine) from the interface with the solid salt. As a result, salt is transported from the bottom of the cavity to its ceiling and side surfaces and, as a result, the cavity with capsules moves into the interior of the salt mass.
Для обеспечения режима погружения необходимо, чтобы капсулы находились на дне или вблизи дна. Скорость погружения можно описать выражением:
где Cнас - концентрация раствора соли при средней температуре полости;
T - температура;
ΔT - градиент температур между поверхностью капсулы и раствором соли;
V0 - кинетический коэффициент растворения;
K - коэффициент, учитывающий форму и размеры капсулы.To ensure a dive regimen, it is necessary that the capsules are at the bottom or near the bottom. The speed of immersion can be described by the expression:
where C us is the concentration of the salt solution at an average temperature of the cavity;
T is the temperature;
ΔT is the temperature gradient between the surface of the capsule and the salt solution;
V 0 is the kinetic coefficient of dissolution;
K - coefficient taking into account the shape and size of the capsule.
Градиент температур между поверхностью капсулы и раствором не должен быть меньше 3oC, т.к. при этом процесс самопогружения сильно замедляется, при градиенте температур более 10oC, процесс растворения соли сильно ускоряется, размеры каверны значительно увеличиваются, процесс растворения дна идет гораздо быстрее, чем кристаллизация излишков рассола у потолка каверны. Растворитель соли может быть на водной основе, содержание воды в растворе может достигать 30%. Можно использовать неводный растворитель соли, например керосин или этиленгликоль, в условиях ограниченной смачиваемости раствор не будет оттекать из полости по трещинам. При выборе растворителя необходимое требование - прямая температурная зависимость растворимости соли.The temperature gradient between the surface of the capsule and the solution should not be less than 3 o C, because while the process of self-immersion is greatly slowed down, at a temperature gradient of more than 10 o C, the process of dissolution of salt is greatly accelerated, the size of the cavity increases significantly, the process of dissolution of the bottom is much faster than crystallization of excess brine at the ceiling of the cavity. The salt solvent can be water-based, the water content in the solution can reach 30%. You can use a non-aqueous salt solvent, such as kerosene or ethylene glycol, under conditions of limited wettability, the solution will not flow from the cavity through cracks. When choosing a solvent, a necessary requirement is the direct temperature dependence of the solubility of the salt.
Для обеспечения более эффективной конвекции и стабильного процесса растворения соли в рассол можно ввести поверхностно-активные вещества, уменьшающие поверхностное натяжение раствора на 10-30%. Уменьшение поверхностного натяжения менее 10% не эффективно и раствор проникает в поры и трещины массива. При уменьшении более чем на 30% резко возрастают расходы на поверхностно-активные вещества. To ensure more efficient convection and a stable process of dissolving the salt into the brine, surfactants can be introduced that reduce the surface tension of the solution by 10-30%. A decrease in surface tension of less than 10% is not effective and the solution penetrates into the pores and cracks of the array. With a decrease of more than 30%, the cost of surfactants increases sharply.
Как правило, капсулы изготавливают сферической формы диаметром 200-300 мм, однако процесс конвективного переноса соли со дна увеличивается, если капсулы удлиненной формы и имеют каналы для перетока раствора, т.е. капсулы могут быть с многосвязной поверхностью. Так как соляной раствор - среда очень агрессивная, то защитная оболочка капсул выполняется многослойной и хотя бы один слой - коррозионно-стойкий. As a rule, capsules are made of a spherical shape with a diameter of 200-300 mm, however, the process of convective transfer of salt from the bottom increases if the capsules are elongated and have channels for the flow of the solution, i.e. capsules can be with a multiply connected surface. Since the saline solution is a very aggressive medium, the protective shell of the capsules is multilayer and at least one layer is corrosion-resistant.
Скорость загрузки капсул не должна быть менее 500 ед./час, так как при увеличении длительности завалки возрастают тепловые потоки и нарушается геометрия каверны. При скорости загрузки капсул более 700 ед./час возрастают расходы на создание специального высокопроизводительного оборудования. The capsule loading speed should not be less than 500 units / hour, since with an increase in the filling time, heat fluxes increase and the cavity geometry is disturbed. At a capsule loading speed of more than 700 units / hour, the costs of creating special high-performance equipment increase.
Для захоронения радиоактивных материалов выбирают пласты или купола каменной соли (галита) с глубиной залегания массива 1-10 км. Использовать массивы соли глубиной менее 1 км - экологически не безопасно, а массивов более 10 км на территории нашей страны нет. При этом надежность захоронения радиоактивных отходов определяется:
- выбором геологической формации, исключающей водообмен;
- стабильностью матричного материала в условиях погружения капсул и их последующего хранения на подстилающей породе;
- стабильностью оболочек капсул на весь период залегания в пластах соли до момента распада нуклидов.For the burial of radioactive materials, formations or domes of rock salt (halite) with an array depth of 1-10 km are chosen. It is environmentally unsafe to use salt masses with a depth of less than 1 km, and there are no massifs of more than 10 km in our country. The reliability of the disposal of radioactive waste is determined by:
- the choice of a geological formation excluding water exchange;
- the stability of the matrix material under conditions of immersion of the capsules and their subsequent storage on the underlying rock;
- the stability of the capsule shells for the entire period of occurrence in the salt strata until the decomposition of nuclides.
Пример реализации способа
Пример экспериментального захоронения РАО в каменную соль (галит) представлена на чертеже. В соляном куполе создается стартовая скважина глубиной 1-1,5 км со стандартной обсадной трубой, имеющей внутренний диаметр 220 мм (поз. 1). На конце скважины формируется сферическая полость диаметром 5-6 м путем размыва галита горячей водой. Полость остается заполоненной раствором с добавкой поверхностно-активных веществ (поз. 2).An example implementation of the method
An example of an experimental disposal of radioactive waste into rock salt (halite) is presented in the drawing. In the salt dome, a start well is created with a depth of 1-1.5 km with a standard casing pipe having an internal diameter of 220 mm (item 1). At the end of the well, a spherical cavity with a diameter of 5-6 m is formed by washing out halite with hot water. The cavity remains filled with a solution with the addition of surfactants (item 2).
На радиохимическом заводе функционируют линии по производству сферических капсул диаметром 200 мм, содержащих РАО с тепловыделением приблизительно 1 Вт на одну капсулу, что соответствует активности 150-200 кюри. Для экспериментального захоронения изготовили 5000 капсул, включающих суммарную активность порядка 106 кюри.The radiochemical plant operates lines for the production of spherical capsules with a diameter of 200 mm, containing radioactive waste with a heat release of approximately 1 W per capsule, which corresponds to an activity of 150-200 curies. For experimental burial, 5,000 capsules were made, including a total activity of the order of 10 6 curie.
Капсула транспортируется на стартовую позицию в специальных контейнерах, не требующих системы охлаждения. Капсулы свободно опускаются в стартовую полость через скважину, заполняют ее объем примерно на 50% (поз. 3). Заполнение полости проводят за время, меньше характерного времени отрыва полости. Время отрыва оценивают как время перемещения полости на свой диаметр (6-7 часов). Капсулы опускают в скважину через каждые 7 секунд, для этого используют специальное стартовое устройство, обеспечивающее разгрузку транспортных контейнеров и безопасный сброс капсул в ствол. После загрузки полости в течение нескольких часов происходит разогрев капсул и полость начинает погружаться, через 6-8 часов полость отрывается и реализуется процесс самозахоронения. Движение полости контролируется с помощью ультразвуковых и электромагнитных датчиков. The capsule is transported to the starting position in special containers that do not require a cooling system. Capsules are freely lowered into the starting cavity through the well, filling its volume by about 50% (item 3). Filling the cavity is carried out in a time less than the characteristic time of separation of the cavity. The separation time is estimated as the time the cavity moves to its diameter (6-7 hours). Capsules are lowered into the well every 7 seconds; for this, a special starting device is used to unload transport containers and safely drop capsules into the barrel. After loading the cavity for several hours, the capsules are heated up and the cavity begins to sink, after 6-8 hours the cavity comes off and the self-burial process is realized. The movement of the cavity is controlled by ultrasonic and electromagnetic sensors.
Преимущества способа заключаются в следующем:
1. Возможность использования типовых скважин минимального диаметра и глубиной 1-1,5 км и создания стартового горизонта с целью повышения безопасности и, как следствие, минимизация затрат.The advantages of the method are as follows:
1. The possibility of using standard wells of minimum diameter and a depth of 1-1.5 km and creating a launch horizon in order to increase safety and, as a result, minimize costs.
2. Быстрый - в течение 6-10 часов вывод материала с высокой активностью из биосферы и их изоляция в течение года на глубину до 5 км. 2. Fast - within 6-10 hours, the withdrawal of material with high activity from the biosphere and their isolation during the year to a depth of 5 km.
3. Размещение массива РАО на глубине более 5 км исключает опасность выхода активности на поверхность при форсмажорных обстоятельствах. 3. Placing the RW massif at a depth of more than 5 km eliminates the danger of activity coming to the surface under force majeure circumstances.
4. Использование многослойных капсул, которые отличаются высокой стойкостью в рассолах, повышает безопасность захоронения. 4. The use of multilayer capsules, which are highly resistant to brines, increases the safety of burial.
Claims (8)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU99123584A RU2152093C1 (en) | 1999-11-12 | 1999-11-12 | Radioactive material disposal method |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU99123584A RU2152093C1 (en) | 1999-11-12 | 1999-11-12 | Radioactive material disposal method |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2152093C1 true RU2152093C1 (en) | 2000-06-27 |
Family
ID=20226760
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU99123584A RU2152093C1 (en) | 1999-11-12 | 1999-11-12 | Radioactive material disposal method |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2152093C1 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2510540C1 (en) * | 2012-08-09 | 2014-03-27 | Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук | Radioactive waste disposal method and heat-dissipating capsule for realising said method |
| RU2535199C1 (en) * | 2013-07-18 | 2014-12-10 | Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук | Device for submersion in melting geological rocks |
-
1999
- 1999-11-12 RU RU99123584A patent/RU2152093C1/en active
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Вуаlkо А., Кhаvrоshkin О. А mеthоd оf disposal of high level nuclear waste bу dеер sinking, RECORD, 91-Рroсееdings Sеndfi, 1991, р.486-490. * |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2510540C1 (en) * | 2012-08-09 | 2014-03-27 | Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук | Radioactive waste disposal method and heat-dissipating capsule for realising said method |
| RU2535199C1 (en) * | 2013-07-18 | 2014-12-10 | Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук | Device for submersion in melting geological rocks |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Gibb | High-temperature, very deep, geological disposal: a safer alternative for high-level radioactive waste? | |
| EP3928331B1 (en) | Hazardous material repository systems and methods | |
| JP6731968B2 (en) | Deep segregation of nuclear waste and other hazardous waste | |
| JP7366433B2 (en) | Hazardous substance canister | |
| US4178109A (en) | Method for the disposal of nuclear or toxic waste materials | |
| RU2152093C1 (en) | Radioactive material disposal method | |
| DE502007004859D1 (en) | METHOD AND DEVICE FOR DEPLOYMENT AND SAFE EMISSIONING OF CORE POWER PLANTS | |
| RU2510540C1 (en) | Radioactive waste disposal method and heat-dissipating capsule for realising said method | |
| US3677342A (en) | Method of increasing size of underground nuclear chimney | |
| US11085270B2 (en) | In-situ vitrification of hazardous waste | |
| US11270805B2 (en) | Emergency method and system for in-situ disposal and containment of nuclear material at nuclear power facility | |
| RU2121723C1 (en) | Method for disposal of radioactive wastes | |
| Logan | Deeper geologic disposal: a new look at self-burial | |
| RU2011813C1 (en) | Method for determination of tubing-casing and interformation flows in well and device for its realization | |
| SU826875A1 (en) | Method of burial of radioactive waste | |
| RU2115964C1 (en) | Method for storage of radioactive materials | |
| CA3032744A1 (en) | Combinaison de reservoirs et procede pour l'elimination de substances radioactives | |
| Kerr | Geologic Disposal of Nuclear Wastes: Salt's Lead Is Challenged: From salt beds to the seabed, most proposed geologic media are still very much in the running | |
| Travis et al. | Cleaning up Hanford: A Deep Borehole Disposal Concept for the Cs/Sr Capsules-16249 | |
| Gibb | Deep Borehole Disposal: Options, Issues and Challenges–16250 | |
| Freeze et al. | Safety Case for Deep Borehole Disposal of SNF and HLW. | |
| Hardee | The search for magma | |
| Pohl | Debate on radioactive waste disposal. Will it stay put? | |
| Smith et al. | The production and dissolution of nuclear explosive melt glasses at underground test sites in the pacific region | |
| Fry et al. | Radionuclide Migration through the geosphere |