RU2627690C1 - Способ кондиционирования воды, содержащей тритий - Google Patents
Способ кондиционирования воды, содержащей тритий Download PDFInfo
- Publication number
- RU2627690C1 RU2627690C1 RU2016137070A RU2016137070A RU2627690C1 RU 2627690 C1 RU2627690 C1 RU 2627690C1 RU 2016137070 A RU2016137070 A RU 2016137070A RU 2016137070 A RU2016137070 A RU 2016137070A RU 2627690 C1 RU2627690 C1 RU 2627690C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- tritium
- water containing
- water
- magnesium oxide
- containing tritium
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/04—Treating liquids
- G21F9/06—Processing
- G21F9/16—Processing by fixation in stable solid media
Landscapes
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области охраны окружающей среды от радиоактивного загрязнения и может быть использовано для снижения класса опасности жидких радиоактивных отходов (ЖРО), в том числе высокоактивных отходов (ВАО). Способ кондиционирования воды, содержащей тритий, заключается в соединении ее с предварительно приготовленной смесью порошков прокаленного оксида магния (MgO) и калия фосфорнокислого l-замещенного (KН2РO4), перемешивании до получения однородной суспензии, выдерживании ее до полного отверждения, при этом все компоненты берутся в стехиометрическом соотношении. Размер частиц окиси магния не превышает 100 мкм, а размер частиц калия фосфорнокислого l-замещенного (KН2РО4) не превышает 400 мкм. Изобретение позволяет получить плотную, однородную массу без визуально заметных трещин и отслоений, характеризуется высоким содержанием химически связанной тритиевой воды. 1 з.п. ф-лы.
Description
Предлагаемый способ относится к области охраны окружающей среды от радиоактивного загрязнения и может быть использован для снижения класса опасности жидких радиоактивных отходов (ЖРО), в том числе высокоактивных отходов (ВАО). В установках технологического цикла по обращению с материалами, содержащими тритий, в результате окислительных процессов в газовой фазе, осаждения паров на различные поглотители, изотопного обмена возможно образование воды, содержащей тритий. В ряде случаев переработка образовавшейся воды с целью извлечения трития для дальнейшего использования невозможна или экономически нецелесообразна. По этой причине возникает проблема утилизации образовавшейся воды, содержащей тритий. Согласно пункту 14.9 действующих санитарных правил «Радиационная безопасность при работе с тритием и его соединениями» СП 2.6.1. 05-04 вода, содержащая тритий, относится к ЖРО. Жидкие радиоактивные отходы перед транспортировкой, хранением или захоронением должны подвергаться отверждению.
Для перевода воды в твердое состояние можно использовать различные материалы (отвердители), которые фиксируют воду благодаря физической адсорбции/абсорбции или в результате протекания химической реакции. При выборе отвердителя необходимо руководствоваться следующими параметрами:
- процентным соотношением связанной воды от массы конечного компаунда;
- парциальным давлением паров воды над поверхностью конечного компаунда;
- инертностью используемых компонентов и получаемого компаунда по отношению к материалам технологических установок;
- стойкостью полученного конечного блока (необратимостью химической реакции) при температурных воздействиях в условиях долгосрочного хранения;
- временем отверждения и формирования конечного блока;
- вероятностью образования вторичных ЖРО.
Вода, содержащая тритий, обладает высокой токсичностью, поэтому во время проведения работ по ее отверждению, а также при последующем длительном хранении или захоронении, необходимо предпринять все возможные меры по недопущению ее выделения в окружающую среду. В связи с этим наиболее приемлемым является химическое связывание воды, например, в виде гидроксидов или кристаллогидратов.
Известен способ, описанный в работе И.А. Соболева и Л.М. Хомчика «Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах», М: Энергоатомиздат, 1983 г., стр. 40, заключающийся в смешивании радиоактивных отходов с цементом в соотношении 1:1,3-2 для получения монолитных блоков с прочностью на сжатие не менее 5 МПа. Существует также большое количество патентов: RU 2116682, опубл. 27.07.1998, G21F 9/16; RU 2375773, опубл. 10.12.2009, G21F 9/16; RU 2360313, опубл. 27.06.2009, G21F 9/16; 2516235, опубл. 20.05.2014, G21F 9/16 - в которых предлагается внесение в цемент различных добавок (вермикулит, зола-унос, жидкое стекло, каустический магнезит и т.д.), позволяющих улучшить физические свойства конечного блока и контролировать процесс отверждения.
Общими недостатками использования отверждающих смесей на основе цемента являются:
- выщелачиваемость радионуклидов из цементных блоков;
- склонность цементных блоков к растрескиванию, что ведет к увеличению площади поверхности выщелачивания радионуклидов;
- невысокий процент химически связанной воды в составе блоков (~5%);
- длительный срок процесса отверждения (до 25 суток);
- образование вторичных ЖРО из воды, которая берется с избытком при затворении смеси.
Известен способ стабилизации ЖРО, уран- и плутонийсодержащих материалов (патент RU 2307411, опубл., 27.09.2007, G21F 9/04) путем добавления в отходы достаточного количества MgO, для регулирования показателя рН до не менее 5, и γ - оксида алюминия для поглощения жидких углеводородов. Далее, в полученную смесь добавляют связку в количестве не менее 20% мас., содержащую MgO и KН2РO4, с последующим образованием суспензии. При затвердевании образуется стабильный керамический материал, в котором инкапсулированы радиоактивные отходы. Важным аспектом изобретения является минимальное выделение водорода при хранении, а также низкая степень выщелачивания радиоактивных компонентов. Описанный способ стабилизации используют для широкого круга ЖРО. Для кондиционирования тритиевой воды данный способ не используют.
Известен способ отверждения ЖРО воды, содержащей тритий, с использованием цеолитов. В работе Л.Ф. Беловодский, В.К. Гаевой, В.И. Гришмановский «Тритий» М: Энергоатомиздат, 1985 г., стр. 181, со ссылкой на Behavior of tritium in the environment. Proc. of a Symposium. San Francisco, 1978. Vienna: IAEA, 1979, описывается способ очистки откачиваемых газов от воды, содержащей тритий, с помощью синтетических цеолитов типа А и X (как правило, применяются цеолиты КА, КХ и NaA) или пемзы, патроны с которыми после насыщения помещаются в металлический контейнер и заливаются гипсом, образуя монолитный блок. Данный способ является наиболее близким по назначению к заявляемому способу и выбран в качестве прототипа.
Недостатками данного способа являются:
- вода, содержащая тритий, химически не связывается, а находится в порах цеолита или пемзы, что приводит к относительно высокому парциальному давлению паров воды над поверхностью блока;
- цеолит или пемза являются пористыми материалами с хорошей газопроницаемостью, по этой причине при хранении материала возможно выделение сорбированной воды в окружающую среду за счет протекания обменных процессов;
- в связи с тем, что молекулы воды, содержащей тритий, находящиеся в порах сорбента, контактируют между собой, значительная доля энергии распада трития будет поглощаться именно водой. В результате этого происходит процесс радиолиза воды и, как следствие, образование молекул газообразного водорода.
Задачей изобретения является повышение надежности и безопасности хранения воды, содержащей тритий, путем перевода ее в химически связанное состояние.
При использовании изобретения достигается следующий технический результат:
- полученный монолитный материал обладает компактной структурой с низкой пористостью, низким значением влагопроницаемости (практически не адсорбирует влагу), химической стойкостью к агрессивным средам (кислотного, щелочного характера);
- время отверждения и стабилизации свойств монолитного материала на несколько порядков меньше, чем у бетона;
- получаемый в результате отверждения монолитный материал характеризуется высоким содержанием химически связанной воды (до ~30% вес.), не растрескивается и соответствует требованиям федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Критерии приемлемости радиационных отходов для захоронения» (НП-093-14).
Для решения указанной задачи и достижения технического результата заявляется способ кондиционирования воды, содержащей тритий, заключающийся в соединении ее с предварительно приготовленной смесью порошков прокаленного оксида магния (MgO) и калия фосфорнокислого l-замещенного (KН2РO4), перемешивании до получения однородной суспензии, выдерживании ее до полного отверждения. При этом все компоненты берутся в стехиометрическом соотношении согласно уравнению реакции. Желательно, чтобы размер частиц окиси магния не превышал 100 мкм, размер частиц калия фосфорнокислого l-замещенного (KН2РO4) не превышал 400 мкм, а для увеличения времени отверждения добавляют борную кислоту, в количестве не более 10% вес.
MgO+KН2РO4+5Н2O*=MgKPO4⋅6Н2O*+Q↑,
где Н2O* - вода, загрязненная тритием,
Q↑ - тепловой эффект реакции (368,35 кДж).
Соотношение компонентов выглядит следующим образом: MgO (15,12 вес. %), KН2РO4 (51,31 вес. %), Н2О (33,76 вес. %). Для предотвращения перегрева смеси, при необходимости, используют добавки борной кислоты, которая применяется как ингибитор реакции. Перед добавлением воды исходные компоненты тщательно перемешивают. В подготовленную смесь порошков вносят воду, содержащую тритий, и перемешивают любым доступным образом до получения однородной суспензии. Так как калий фосфорнокислый в процессе реакции должен максимально полно раствориться в воде и реакция происходит на поверхности частиц оксида магния, желательно размер частиц порошков не должен превышать 100 мкм для MgO и 400 мкм для KН2РO4. Растворимость зависит от температуры. При повышении температуры растворимость увеличивается. Проблема с перегревом смеси может возникнуть при изготовлении большого образца. Если температура будет очень высокой, то произойдет быстрое и не равномерное отверждение по всему объему образца, без его кристаллизации. Затвердевание полученной смеси происходит через несколько минут, а набор максимальной прочности через 24 часа. В результате структура и свойства образца будут далеки от оптимальных. При добавлении борной кислоты в состав смеси порошков К и Mg процесс отверждения смеси смещается в сторону увеличения времени начала реакции. Заявляемая технология кондиционирования воды, содержащей тритий, может быть настроена на месте с учетом всех особенностей процесса.
Совокупность заявляемых признаков способа позволяет зафиксировать свойства полученного монолитного материала на достигнутом уровне:
- кондиционируемая вода, содержащая тритий, химически связывается в твердую монолитную матрицу;
- получаемый в результате отверждения монолитный материал характеризуется высоким содержанием химически связанной воды (до ~30% вес);
- в процессе реализации предложенного способа не происходит образование вторичных ЖРО;
- молекулы воды, содержащей тритий, равномерно связываются в получаемой монолитной матрице без непосредственного контакта между собой, в связи с чем процесс радиолиза, сопровождающийся выделением газообразного водорода в окружающую среду, практически не происходит;
- процесс отверждения смешанных компонентов с водой, содержащей тритий, в монолитный материал происходит в течение нескольких минут;
- отверждение происходит при положительной температуре, не требуется дополнительного нагрева и последующей сушки полученного блока.
Пример практического применения
Для проверки возможности практического применения предлагаемого способа был изготовлен образец гексагидрата магний-калий фосфата (MgKPO4⋅6H2O). Для изготовления были использованы: 10 г прокаленного оксида магния (MgO) по ГОСТ 4526-75 (размер частиц ≤100 мкм), 34 г калия фосфорнокислого однозамещенного (KН2РО4) по ГОСТ 4198-75 (размер частиц ≤400 мкм) и 10 мл воды, содержащей тритий, общей активностью 3,7×109 Бк. Предварительно прокаленный оксид магния и калий фосфорнокислый однозамещенный смешивали в течение 0,5 часа. После чего полученную смесь перенесли в стеклянный стакан и при перемешивании в нее добавили воду, содержащую тритий. Через 2-3 минуты произошло образование визуально однородного монолитного образца. Образец был помещен в герметичный металлический контейнер. Через 7,5 лет после закладки образца на хранение, перед вскрытием контейнера, был проведен отбор пробы для масс-спектрометрического анализа на содержание водорода как продукта радиолиза воды. Проведенный анализ не показал наличие водорода в объеме контейнера (чувствительность прибора <0,01% об.). Образец представляет собой плотную однородную массу, является монолитным, не растрескивается и соответствует требованиям федеральных норм и правил в области использования атомной энергии «Критерии приемлемости радиационных отходов для захоронения» (НП-093-14).
Claims (2)
1. Способ кондиционирования воды, содержащей тритий, заключающийся в отверждении ее путем включения в структуру кристаллогидрата, отличающийся тем, что воду, содержащую тритий, соединяют с предварительно приготовленной смесью порошков прокаленного оксида магния и калия фосфорнокислого l-замещенного, перемешивают до получения однородной суспензии и выдерживают ее до полного отверждения, при этом все компоненты берутся в стехиометрическом соотношении для получения MgKPO4⋅6Н2О.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что размер частиц прокаленного оксида магния (MgO) не превышает 100 мкм, а размер частиц калия фосфорнокислого l-замещенного (KH2PO4) не превышает 400 мкм.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2016137070A RU2627690C1 (ru) | 2016-09-15 | 2016-09-15 | Способ кондиционирования воды, содержащей тритий |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2016137070A RU2627690C1 (ru) | 2016-09-15 | 2016-09-15 | Способ кондиционирования воды, содержащей тритий |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2627690C1 true RU2627690C1 (ru) | 2017-08-10 |
Family
ID=59632675
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2016137070A RU2627690C1 (ru) | 2016-09-15 | 2016-09-15 | Способ кондиционирования воды, содержащей тритий |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2627690C1 (ru) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2712541C1 (ru) * | 2019-05-22 | 2020-01-29 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Московский государственный университет имени М.В. Ломоносова" (МГУ) | Способ концентрирования трития из загрязненных вод |
| RU2727711C1 (ru) * | 2019-12-25 | 2020-07-23 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Способ кондиционирования тритийсодержащей воды |
| RU2767867C1 (ru) * | 2020-12-29 | 2022-03-22 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования «Московский государственный университет имени М.В.Ломоносова» (МГУ) | Способ выделения трития из загрязненных им вод |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5830815A (en) * | 1996-03-18 | 1998-11-03 | The University Of Chicago | Method of waste stabilization via chemically bonded phosphate ceramics |
| RU2307411C2 (ru) * | 2003-02-18 | 2007-09-27 | Те Юниверсити Оф Чикаго | Способ стабилизации уран- и плутонийсодержащих материалов в керамикрите и кристаллический радиоактивный материал |
| RU2381580C1 (ru) * | 2008-10-13 | 2010-02-10 | Учреждение Российской академии наук Ордена Ленина и Ордена Октябрьской Революции Институт геохимии и аналитической химии им. В.И. Вернадского РАН (ГЕОХИ РАН) | Способ стабилизации жидких высокосолевых высокоактивных отходов |
| RU2572080C1 (ru) * | 2014-12-23 | 2015-12-27 | Открытое акционерное общество "Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов" | Способ кондиционирования донных отложений содержащих радионуклиды |
| RU2592078C1 (ru) * | 2015-07-20 | 2016-07-20 | Общество с ограниченной ответственностью "ТВЭЛЛ" | Способ иммобилизации жидких содержащих тритий радиоактивных отходов |
-
2016
- 2016-09-15 RU RU2016137070A patent/RU2627690C1/ru active
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5830815A (en) * | 1996-03-18 | 1998-11-03 | The University Of Chicago | Method of waste stabilization via chemically bonded phosphate ceramics |
| RU2307411C2 (ru) * | 2003-02-18 | 2007-09-27 | Те Юниверсити Оф Чикаго | Способ стабилизации уран- и плутонийсодержащих материалов в керамикрите и кристаллический радиоактивный материал |
| RU2381580C1 (ru) * | 2008-10-13 | 2010-02-10 | Учреждение Российской академии наук Ордена Ленина и Ордена Октябрьской Революции Институт геохимии и аналитической химии им. В.И. Вернадского РАН (ГЕОХИ РАН) | Способ стабилизации жидких высокосолевых высокоактивных отходов |
| RU2572080C1 (ru) * | 2014-12-23 | 2015-12-27 | Открытое акционерное общество "Опытно-демонстрационный центр вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов" | Способ кондиционирования донных отложений содержащих радионуклиды |
| RU2592078C1 (ru) * | 2015-07-20 | 2016-07-20 | Общество с ограниченной ответственностью "ТВЭЛЛ" | Способ иммобилизации жидких содержащих тритий радиоактивных отходов |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2712541C1 (ru) * | 2019-05-22 | 2020-01-29 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Московский государственный университет имени М.В. Ломоносова" (МГУ) | Способ концентрирования трития из загрязненных вод |
| RU2727711C1 (ru) * | 2019-12-25 | 2020-07-23 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Способ кондиционирования тритийсодержащей воды |
| RU2767867C1 (ru) * | 2020-12-29 | 2022-03-22 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования «Московский государственный университет имени М.В.Ломоносова» (МГУ) | Способ выделения трития из загрязненных им вод |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Koťátková et al. | Concrete and cement composites used for radioactive waste deposition | |
| El-Kamash et al. | Immobilization of cesium and strontium radionuclides in zeolite-cement blends | |
| Singh et al. | Inorganic waste forms for efficient immobilization of radionuclides | |
| RU2627690C1 (ru) | Способ кондиционирования воды, содержащей тритий | |
| JP6318182B2 (ja) | アルミニウム金属を含んだ廃棄物を調整するための結合材およびその使用法 | |
| Chartier et al. | Influence of formulation parameters of cement based materials towards gas production under gamma irradiation | |
| Mulyutin et al. | Sorption of Cs, Sr, U, and Pu radionuclides on natural and modified clays | |
| RU2381580C1 (ru) | Способ стабилизации жидких высокосолевых высокоактивных отходов | |
| Vance et al. | Geopolymers for nuclear waste immobilisation | |
| JP5635178B2 (ja) | マグネシウム金属調整用防食剤、これにより得られる調整材料、および調製法 | |
| Mukiza et al. | Co-immobilization of cesium and strontium containing waste by metakaolin-based geopolymer: Microstructure, mineralogy and mechanical properties | |
| Yang et al. | Effect of Fe2O3 on the Immobilization of High‐Level Waste with Magnesium Potassium Phosphate Ceramic | |
| Vance et al. | Development of geopolymers for nuclear waste immobilisation | |
| Saleh et al. | Long-term effect on the solidified degraded cellulose-based waste slurry in cement matrix | |
| RU2727711C1 (ru) | Способ кондиционирования тритийсодержащей воды | |
| GB2121593A (en) | Method for improving the radio nuclide retention properties of solidified radioactive wastes | |
| Matsuzuru et al. | Leaching behaviour of strontium-90 in cement composites | |
| Bourchy et al. | Cerium oxide impact on fresh and hardened properties of cementitious materials | |
| Ghattas et al. | Cement-polymer composite containers for radioactive wastes disposal | |
| Nikitin et al. | Combined matrixes for solidification of organic radioactive liquid wastes containing Cs-137 and Sr-90 | |
| Muratov | Magnesium immobilization matrices for LRW of a complex chemical composition | |
| RU2483375C2 (ru) | Композиционный материал для иммобилизации жидких радиоактивных отходов и способ его применения | |
| Bar-Nes et al. | The combined effect of radiation and carbonation on the immobilization of Sr and Cs ions in cementitious pastes | |
| JPH06300893A (ja) | 放射性廃棄物の固型化材料 | |
| Bayoumi | Cementation of radioactive liquid scintillator waste simulate |