RU2315380C1 - Способ цементирования радиоактивных отходов в контейнере - Google Patents

Abstract

Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов методом цементирования, в частности, в контейнере. Способ цементирования радиоактивных отходов в контейнере для последующего длительного хранения включает отверждение в заполненном не на весь объем контейнере смеси цементного связующего с ЖРО и/или ТРО. После затвердевания радиоактивного цементного компаунда оставшийся свободным объем контейнера заполняют нерадиоактивным защитным покрытием на основе минерального связующего. В качестве связующего для создания защитного покрытия поверх отвержденного радиоактивного цементного компаунда используют полиминеральную кембрийскую глину. В случае наличия свободного объема только в верху контейнера его заполняют поверх зацементированных отходов глиной до верха, которую затем уплотняют крышкой при герметизации контейнера. В случае помещения контейнера с зацементированными отходами в защитно-транспортный внешний контейнер большего размера глиной заполняют и уплотняют также свободное пространство между контейнерами. Способ обеспечивает упрощение технологии создания защитного покрытия зацементированных в контейнере радиоактивных отходов и повышение его надежности по изоляции от окружающей среды. 1 н. и 2 з.п. ф-лы.

Description

Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов методом цементирования, в частности, в контейнере.

Известен способ цементирования радиоактивных отходов низкого и среднего уровня активности в контейнере путем загрузки твердых радиоактивных отходов (ТРО), жидких радиоактивных отходов (ЖРО) и цементного связующего в контейнер и приготовления цементного компаунда вращением закрытого контейнера, путем приготовления цементного компаунда в контейнере перемешиванием внутренней мешалкой и путем предварительного приготовления цементного компаунда в смесителе с последующей заливкой его в контейнер. В качестве контейнеров используют металлические бочки (обычно объемом около 200 л) или бетонные контейнеры (обычно объемом около 1000 л), герметично закрываемые крышкой [Давыдов В.И., Костин В.В., Савин Л.Н. и др. Установки отверждения жидких отходов низкого и среднего уровней активности. - Атомная энергия, 1995, т.79, с.429-433].

Недостатком данного способа является то, что при любом методе приготовления цементного компаунда он не может занимать 100% объема контейнера, поэтому в верхней части под крышкой образуется свободное пространство, в наибольшей степени из всего объема контейнера уязвимое (при нарушении герметичности) для проникновения и скапливания влаги. Следует учитывать, что если при транспортировке от контейнера отсоединяется крышка, то он легко может быть выявлен и отбракован, тогда как при возникновении трещин и неплотностей дефектный контейнер может быть не замечен и отправлен на захоронение, где возможно проникновение влаги внутрь. При этом именно в верхней части цементный компаунд имеет за счет оседания наименьшую плотность и наиболее развитую (неровную и пористую) поверхность, на которой выступает налет солей, непокрытые частицы пульпы (например, ионообменных смол) или фрагменты твердых отходов. Все это приводит к повышенной выщелачиваемости радионуклидов из верхней части компаундов, отвержденных в контейнерах. Причем доля этих открытых, ослабленных участков геометрически составляет 14-17% от общей поверхности цементных блоков.

Известен способ цементирования радиоактивных отходов в контейнере с созданием защитного покрытия из слоя нерадиоактивного цементного компаунда между контейнером с отходами и защитно-транспортным внешним контейнером большего размера, часто включающим по несколько контейнеров с отходами [Ермолин Г.А., Саверский С.Ю. Проблемы контейнеризации радиоактивных отходов низкой и средней активности. - В сб.: Проблемы чернобыльскоi зоны вiдчуждения, 1995, вып. 2, с.27-40]. Контейнер с зацементированными отходами помещают во внешний защитно-транспортный контейнер и свободное пространство между контейнерами заполняют нерадиоактивным цементным раствором для создания защитного покрытия-экрана на случай разгерметизации контейнера с отходами.

Известен способ цементирования радиоактивных отходов в контейнере, включающий отверждение в контейнере заполняющей не весь объем (около 15 см ниже края) смеси цементного связующего с ЖРО и/или ТРО, а после затвердевания радиоактивного цементного компаунда заполнение оставшегося свободным объема контейнера нерадиоактивным цементным раствором для создания защитного покрытия толщиной около 10 см и герметизацию контейнера крышкой [Gagliardi S., Musy D., Rossi M. Practices in the cementation of low level radioactive wastes. - Ingegneria Nucleare, 1970, №1, p.11-19].

Данный аналог по своей технической сущности и достигаемому эффекту наиболее близок к заявляемому способу и выбран в качестве прототипа.

Недостатком данного способа является то, что нерадиоактивный цементный компаунд, используемый в качестве защитного покрытия, является материалом с высокой диффузионной проницаемостью (для цезия около 1·10^-3 см²/сут) [Сорокин В.Т., Шведов А.А., Попова О.С., Панарин С.Н. Разработка защитных контейнеров для низко- и среднеактивных отходов. - Экологическая химия, 1997, т.6, №3, с.187-190.]. Таким образом, это покрытие не может препятствовать распространению радиоцезия при длительном (до 300 лет) хранении отходов. Кроме того, в случае механического повреждения цемента (например, трещины) это покрытие не сможет предотвратить и распространение даже радиостронция, для которого диффузионная проницаемость цемента существенно ниже из-за сродства к кальцию.

Задача, решаемая данным изобретением, заключается в создании способа, обеспечивающего снижение возможного выхода радионуклидов из зацементированных в контейнере радиоактивных отходов в окружающую среду.

Техническим результатом изобретения является упрощение технологии создания защитного покрытия зацементированных в контейнере радиоактивных отходов и повышение его надежности по изоляции от окружающей среды.

Сущность изобретения заключается в том, что в способе цементирования радиоактивных отходов в контейнере, включающем отверждение в заполненном не на весь объем контейнере смеси цементного связующего с ЖРО и/или ТРО, а после затвердевания радиоактивного цементного компаунда заполнение оставшегося свободным объема контейнера нерадиоактивным защитным покрытием на основе минерального связующего, в качестве связующего для создания защитного покрытия поверх отвержденного радиоактивного цементного компаунда используют полиминеральную кембрийскую глину. В случае наличия свободного объема только в верху контейнера его заполняют поверх зацементированных отходов глиной до верха, которую затем уплотняют крышкой при герметизации контейнера, а в случае помещения контейнера с зацементированными отходами в защитно-транспортный внешний контейнер большего размера глиной заполняют и уплотняют также свободное пространство между контейнерами.

При использовании в качестве защитного глинистого покрытия для бесконтейнерного хранения радиоактивных цементных блоков (например, в курганах или траншеях) наибольшее распространение получили бентонитовые глины (бентониты), представленные в основном монтмориллонитом [Баженов Ю.М., Волкова О.И., Духович Ф.С. и др. Условия безопасности при хранении радиоактивных цементов. - Изотопы в СССР, 1970, т.17, с.17-22.]. Однако в условиях высокого солевого фона, радиации и т.д. сорбционные и гидроизолирующие свойства бентонита заметно снижаются [Савушкина М.К., Косарева И.М., Раков М.А. Использование модифицированных бентонитовых глин в качестве инженерных барьеров в хранилищах отвержденных отходов. - В сб.: Радиационные отходы. Хранение, транспортировка, переработка. Влияние на человека и окружающую среду. Тезисы. С.-Петербург, А-3]. В то же время кембрийские полиминеральные глины, представленные в основном гидрослюдами, по этим параметрам превосходят бентониты [Епимахов В.Н., Панкина Е.Б., Олейник М.С. и др. Экспериментальное изучение удержания радионуклидов материалами на основе природного сырья Ленинградской обл. и продуктов его переработки. - Тезисы IV Международного конгресса «Неделя химических технологий в С.-Петербурге». СПб, 2003, с.46].

Способ осуществляется следующим образом.

Радиоактивный цементный компаунд на основе смеси цементного связующего с ЖРО и/или ТРО (при отсутствии ЖРО цемент замешивается водой) заливается в контейнер (например, металлическую бочку или бетонный контейнер) заранее приготовленным или готовится непосредственно в контейнере с заполнением не всего объема контейнера (не менее чем 10-15 см ниже края). После затвердевания радиоактивного цементного компаунда поверх него контейнер до верха заполняется высушенной и измельченной полиминеральной кембрийской глиной, уплотняемой крышкой контейнера при герметизации (100% заполнение контейнера). В случае помещения контейнера с зацементированньми отходами в защитно-транспортный внешний контейнер большего размера высушенной и измельченной полиминеральной кембрийской глиной заполняют и уплотняют также свободное пространство между контейнерами. При разгерметизации контейнера сухая уплотненная глина впитывает влагу и создает поверх радиоактивного цементного компаунда герметичное защитное покрытие (способное за счет пластичности затягивать трещины в цементе и контейнере), препятствующее как притоку воды к цементному компаунду, так и выходу в воду радионуклидов.

По сравнению с известными способами цементирования радиоактивных отходов в контейнере создание поверх отвержденных отходов защитного покрытия не из цементного раствора, а из уплотненной полиминеральной кембрийской глины технологически проще и дешевле, а коэффициент выщелачивания в таком покрытии в сотню раз меньше, причем глина снижает и коррозию материала контейнера, что не следует явным образом из уровня техники, т.е. предлагаемый способ соответствует критерию изобретательского уровня.

Примеры конкретного исполнения.

Пример 1. (Аналог) В 200-литровой металлической бочке отверждали смесь 120 л ЖРО солесодержанием 200 г/л (45% Na(НСО₃)₂, 15% MgSO₄, 35% NaCl, 5% CaCl) и удельной активностью 1·10^-5 Ки/кг по ¹³⁷Cs с портландцементом марки 400. Полученный радиоактивный цементный компаунд, занимающий около 90% рабочего объема бочки, после отверждения герметично закрывали крышкой и отправляли на хранение. Удельная активность цементного компаунда составляет около 3,75·10^-6 Ки/кг по ¹³⁷Cs, коэффициент выщелачивания (D_е) цезия в нем около 1·10^-3 см²/сут. Максимальный возможный выход радиоцезия, рассчитанный по коэффициенту диффузии и приходящийся с учетом периода полураспада (T_1/2 для ¹³⁷Cs=30 лет) на первые 20 лет хранения [Баринов А.С., Ожован М.И., Соболев И.А. и др. Потенциальная опасность отвержденных радиоактивных отходов. - Радиохимия, 1990, №4, с.127-131.], через верхнюю открытую поверхность блока с учетом вымывания солей с поверхностного слоя может составить около 3,6% от исходной активности.

Пример 2. (Аналог). Отличается от примера 1 тем, что после отверждения радиоактивного цементного компаунда его помещали в защитно-транспортный бетонный контейнер, предназначенный для размещения четырех металлических бочек. После загрузки в защитно-транспортный бетонный контейнер четырех бочек с зацементированными в свободное пространство между бочками заливали нерадиоактивный цементный раствор (водоцементное отношение 0,6).. При этом D_e цезия в защитном цементном покрытии составляет около 1·10^-3 см²/сут, а максимальный возможный выход радиоцезия может составить до 3,0% от исходной активности цементного компаунда.

Пример 3. (Прототип). Отличается от примера 1 тем, что после отверждения радиоактивного цементного компаунда поверх него в контейнер заливали нерадиоактивный цементный раствор (водоцементное отношение 0,6) для создания защитного покрытия толщиной 10 см и после его отверждения герметизировали контейнер крышкой. При этом D_е цезия в защитном цементном покрытии составляет около 1·10^-3 см /сут, а максимально возможный выход радиоцезия может составить до 3,0% от исходной активности цементного компаунда.

Пример 4. Отличается от примера 3 тем, что защитное покрытие создавали из высушенной и измельченной полиминеральной кембрийской глины Копорского месторождения Ленинградской обл. (57-59% SiO₂, 18-21% Al₂O₃+TiO₂, 0,7-2,8% CaO, 1,8-2,9% MgO, 2,8-6,2% K₂O+Na₂O, 5,7-8% Fe₂О₃), уплотненной крышкой при полном заполнении контейнера. В этом случае D_e цезия в защитном покрытии составляет около 1·10^-5 см²/сут, а максимально возможный выход радиоцезия через покрытие может составить не более 0,3% от исходной активности цементного компаунда. Кроме того, глина обеспечивает сорбцию солей, выщелачивающихся из цементного компаунда, что приводит к снижению коррозии контейнера.

Пример 5. Отличается от примера 2 тем, что защитное покрытие в свободном пространстве между бочками создавали из высушенной и измельченной полиминеральной кембрийской глины Копорского месторождения Ленинградской обл. (57-59% SiO₂, 18-21% Al₂O₃+TiO₂, 0,7-2,8% CaO, 1,8-2,9% MgO, 2,8-6,2% K₂O+Na₂O, 5,7-8% Fe₂О₃). В этом случае D_е цезия в защитном покрытии составляет около 1·10^-5 см²/сут, а максимально возможный выход радиоцезия из контейнера может составить не более 0,3% от исходной активности цементного компаунда. Кроме того, глина обеспечивает сорбцию солей, выщелачивающихся из цементного компаунда, что приводит к снижению коррозии контейнера.

Предлагаемый способ по сравнению с прототипом обеспечивает снижение D_e цезия в защитном покрытии в сто раз, а при отсутствии в контейнере влаги сохраняет защитный слой нерадиоактивным (в твердом теле уплотненной глины в отсутствии воды в течение 300 лет радионуклиды диффундируют не более чем на 1 см), т.е. не увеличивается объем радиоактивных отходов. Кроме того, снижается коррозия материала контейнера, т.е. повышается безопасность хранения отвержденных отходов в контейнере.

Предлагаемый способ может осуществляться на тех же контейнерах, выпускаемых в промышленных масштабах [Давыдов В.И., Костин В.В., Савин Л.Н. и др. Установки отверждения жидких отходов низкого и среднего уровней активности. - Атомная энергия, 1995, т.79, с.429-433], что и прототип, т.е. способ является промышленно применимым. При этом он технологически проще, т.к. не требует дополнительного введения воды в контейнер и перемешивания смеси для получения защитного покрытия, а использование глины на порядок дешевле цемента. Запасы же полиминеральных Кембрийских глин на территории Ленинградской обл. практически не ограничены.

Следует отметить, что в предлагаемом способе глиняное покрытие в виде полиминеральной глиняной засыпки не может быть нарушено при транспортировке (не трескается в отличие от цементного). Даже в случае отрыва крышки от контейнера и высыпания (нерадиоактивной) глины, та же глина может быть засыпана заново и защитное покрытие восстановлено. В случае нарушения герметичности и попадания в контейнер влаги при хранении покрытие становится герметичным и пластичным, обеспечивая затягивание повреждений в цементном компаунде и контейнере.

Claims (3)

1. Способ цементирования радиоактивных отходов в контейнере, включающий отверждение в заполненном не на весь объем контейнере смеси цементного связующего с ЖРО и/или ТРО, а после затвердевания радиоактивного цементного компаунда заполнение оставшегося свободным объема контейнера нерадиоактивным защитным покрытием на основе минерального связующего, отличающийся тем, что в качестве связующего для создания защитного покрытия поверх отвержденного радиоактивного цементного компаунда используют полиминеральную кембрийскую глину.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что при наличии свободного объема только вверху контейнера его заполняют поверх зацементированных отходов полиминеральной кембрийской глиной до верха, которую затем уплотняют крышкой при герметизации контейнера.

3. Способ по п.1 или 2, отличающийся тем, что при наличии свободного объема между контейнером с зацементированными отходами и стенками защитно-транспортного внешнего контейнера большего размера полиминеральной кембрийской глиной заполняют и уплотняют свободное пространство между контейнерами.