RU2706019C1 - Method of processing liquid radioactive wastes containing, including tritium isotopes - Google Patents
Method of processing liquid radioactive wastes containing, including tritium isotopes Download PDFInfo
- Publication number
- RU2706019C1 RU2706019C1 RU2018133705A RU2018133705A RU2706019C1 RU 2706019 C1 RU2706019 C1 RU 2706019C1 RU 2018133705 A RU2018133705 A RU 2018133705A RU 2018133705 A RU2018133705 A RU 2018133705A RU 2706019 C1 RU2706019 C1 RU 2706019C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- processing liquid
- radioactive waste
- liquid radioactive
- low
- concrete
- 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
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к технологии переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), содержащих, в том числе, изотопы трития, для максимального сокращения их объемов и может быть использована на различных объектах атомной промышленности, а также при выводе таких объектов из эксплуатации.The invention relates to a technology for processing liquid radioactive waste (LRW), including tritium isotopes, for maximum reduction of their volumes and can be used at various nuclear facilities, as well as in the decommissioning of such facilities.
В настоящее время в мире более 130 исследовательских, демонстрационных и промышленных ядерных реакторов выработали свой ресурс, а в период до 2020 г. во всем мире будет снято с эксплуатации более 200 энергоблоков. По оценкам экспертов при снятии с эксплуатации 125 энергоблоков в странах ЕЭС общий объем радиоактивных отходов составит 1 миллион 600 тысяч тонн. На большинстве объектов атомной промышленности во временных хранилищах находятся жидкие радиоактивные отходы, форма которых неприемлема для длительного хранения (кубовые остатки, растворимые солевые плавы и т.д.). В связи с этим возникла необходимость решить эту проблему так, чтобы за счет экономически и технически приемлемых технологий свести к минимуму объем отходов, подлежащих длительному хранению. Особенно трудно очистить водные растворы от трития, так как это требует очень сложного, дорогого и энергоемкого оборудования. При этом тритий является очень слабым бетта-излучателем с энергией излучения 5,7 кэв, а санитарные нормы содержания трития в растворах, сбрасываемых в окружающую среду, допускают его количества более 7000 Бк/кг.Currently, more than 130 research, demonstration and industrial nuclear reactors in the world have exhausted their resources, and by 2020 more than 200 power units will be decommissioned worldwide. According to experts, when decommissioning 125 power units in the EEC countries, the total amount of radioactive waste will be 1 million 600 thousand tons. At most nuclear facilities in temporary storage facilities there is liquid radioactive waste, the form of which is unacceptable for long-term storage (bottoms, soluble salt floats, etc.). In this regard, there was a need to solve this problem so that due to economically and technically acceptable technologies to minimize the amount of waste to be stored for a long time. It is especially difficult to clean tritium from aqueous solutions, since this requires very complex, expensive, and energy-intensive equipment. At the same time, tritium is a very weak betta emitter with an emission energy of 5.7 keV, and the sanitary standards for the content of tritium in solutions discharged into the environment allow its quantity to exceed 7000 Bq / kg.
Существуют способы переработки радиоактивных отходов путем их фиксации в устойчивой твердой среде, а именно, их цементирование (см. патенты РФ №№2132095, 2218618, 2309472). При этом радиоактивные отходы надежно кондиционированы, однако их объем при цементировании увеличивается более чем в 2,5 раза с учетом объема контейнеров, используемых для хранения цементного компаунда, что приводит к очень большим затратам для надежной изоляции и хранения, полученных твердых радиоактивных отходов, в специальных хранилищах, что снижает их экологическую безопасность в целом.There are methods of processing radioactive waste by fixing it in a stable solid medium, namely, their cementing (see RF patents No. 2132095, 2218618, 2309472). At the same time, the radioactive waste is reliably conditioned, but its volume during cementing increases by more than 2.5 times, taking into account the volume of containers used to store the cement compound, which leads to very high costs for reliable isolation and storage of solid radioactive waste in special storage facilities, which reduces their environmental safety in general.
Также существуют способы переработки жидких радиоактивных отходов, в процессе которых максимально осуществляется сокращение их объемов с получением радиоактивного шлама, отработанных сорбентов в пригодном для утилизации виде и жидких нерадиоактивных отходов (низкоактивных растворов), которые далее подвергаются переработке (кондиционированию).There are also methods for processing liquid radioactive waste, in the process of which their volumes are minimized to obtain radioactive sludge, spent sorbents in a suitable form for disposal, and liquid non-radioactive waste (low-level solutions), which are further processed (conditioned).
Известны способы переработки жидких радиоактивных отходов (см. патент РФ №2122753, патент US 8753518), включающие очистку растворов от радионуклидов с последующим кондиционированием упариванием очищенных от радионуклидов низкоактивных растворов до получения сухих солей или солевого плава, подлежащих хранению как нерадиоактивные химические отходы.Known methods for processing liquid radioactive waste (see RF patent No. 212753, US patent 8753518), including cleaning solutions from radionuclides, followed by conditioning by evaporation of low-level radioactive solutions cleared of radionuclides to obtain dry salts or salt melt, to be stored as non-radioactive chemical waste.
Общим недостатком этих способов является то, что образуется большой объем химических отходов за счет упарки нерадиоактивных химических отходов, но и то, что требуется особый контроль при их транспортировке и хранении на спецполигонах, что снижает их экологическую безопасность. Кроме того, наличие сложного и энергоемкого кондиционирования упариванием очищенных от радионуклидов низкоактивных растворов усложняет известные способы переработки жидких радиоактивных отходов.A common disadvantage of these methods is that a large amount of chemical waste is generated due to the evaporation of non-radioactive chemical waste, but also that special control is required during their transportation and storage at special landfills, which reduces their environmental safety. In addition, the presence of complex and energy-intensive conditioning by evaporation of low-level solutions purified from radionuclides complicates the known methods for processing liquid radioactive waste.
Известен способ очистки жидких радиоактивных отходов от трития, включающий испарение и кондиционирование, холодный и горячий изотопный химический обмен, электролиз с образованием водорода, очищенной от трития воды (остаточное содержание трития менее 7600 Бк/л), тритиевого концентрата и солевого концентрата (см. патент на полезную модель РФ №126185 «Установка для очистки жидких радиоактивных отходов от трития», 8 МПК G21F 9/04, приоритет 27.08.2012 г., опубл. 20.03.2013 г.).A known method of purification of liquid radioactive waste from tritium, including evaporation and conditioning, cold and hot isotope chemical exchange, electrolysis to produce hydrogen purified from tritium water (residual tritium content less than 7600 Bq / l), tritium concentrate and salt concentrate (see patent for utility model of the Russian Federation No. 126185 "Installation for the purification of liquid radioactive waste from tritium", 8 IPC G21F 9/04, priority August 27, 2012, publ. March 20, 2013).
Недостатком известного способа является то, что это очень сложный, энергоемкий и дорогой способ, причем не предназначенный для переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих значительное количество нитратов и боратов. Кроме того, в результате сложной многоступенчатой энергоемкой технологии образуются конечные продукты, каждый из которых требует свой вид утилизации, а именно, сжигание полученного при электролизе водорода, для исключения выброса в атмосферу содержащего тритий водорода, захоронение в контейнере тритиевого концентрата, который фиксируется в виде гидрида титана, цементирование и передача на захоронение солевого концентрата (радиоактивный отход), что в целом усложняет этот способ и снижает его экологическую безопасность. При этом полученная очищенная от трития вода (остаточное содержание трития менее 7600 Бк/л) сбрасывается, что также не повышает экологическую безопасность этого способа, поскольку влияние трития, даже содержащегося в пределах нормы, может имеет пагубное и непредсказуемое воздействие на экологию.The disadvantage of this method is that it is a very complex, energy-intensive and expensive method, and not intended for the processing of liquid radioactive waste containing a significant amount of nitrates and borates. In addition, as a result of a complex multi-stage energy-intensive technology, end products are formed, each of which requires its own type of utilization, namely, the combustion of hydrogen obtained during electrolysis to exclude the release of hydrogen containing tritium into the atmosphere, and the burial of tritium concentrate in the container, which is fixed in the form of hydride titanium, cementing and transfer to the disposal of salt concentrate (radioactive waste), which generally complicates this method and reduces its environmental safety. In this case, the water purified from tritium (residual tritium content of less than 7600 Bq / l) is discharged, which also does not increase the environmental safety of this method, since the effect of tritium, even if kept within normal limits, can have a detrimental and unpredictable effect on the environment.
Известен способ разделения низкоактивного раствора, полученного после удаления из жидких радиоактивных отходов основного количества радиоактивных веществ, на кислую и щелочную составляющие методом электролиза, при этом кислая составляющая направляется в бак отстойник для дальнейшего использования в технологии переработки жидких радиоактивных отходов, а щелочная - для использования в производстве бетонных контейнеров на основе шлакоцемента (см. Молодежь - ядерной энергетике Украины: сборник материалов 2-й конференции г. Одессы, 12-13 сентября 1995 года/под ред. С.В. Барабашева. - Одесса: Украинское ядерное общество, 1995. с. 15).There is a method of separating a low-level solution obtained after removal of the main amount of radioactive substances from liquid radioactive waste into acidic and alkaline components by electrolysis, the acidic component being sent to a settling tank for further use in liquid radioactive waste processing technology, and the alkaline component for use in the production of concrete containers based on slag cement (see Youth - to the nuclear power industry of Ukraine: collection of materials of the 2nd conference in Odessa, 12-13 se tember 1995 / edited by SV Barabashev - Odessa:.. Ukrainian Nuclear Society, 1995. 15)..
Недостатком известного способа является то, что это очень сложный, энергоемкий и не универсальный способ, особенно в промышленном масштабе, поскольку в результате разделения низкоактивного раствора получают щелочную и кислую составляющие, которые, при этом, используются в конкретной технологии переработки жидких радиоактивных отходов.The disadvantage of this method is that it is a very complex, energy-intensive and not universal method, especially on an industrial scale, because the separation of a low-level solution gives alkaline and acidic components, which are used in a particular technology for processing liquid radioactive waste.
Наиболее близким к заявляемому изобретению является способ переработки жидких радиоактивных отходов, включающий окисление отходов, отделение от жидкой фазы шламов, коллоидов и взвешенных частиц и удаление из жидкой фазы радионуклидов для последующей утилизации с применением селективных сорбентов и фильтров, при этом очищенный от радионуклидов низкоактивный раствор кондиционируют упариванием до образования твердых солей, которые хранят как нерадиоактивные химические отходы (см. патент на изобретение РФ №2577512 «Способ переработки жидких радиоактивных отходов и их утилизации», 8 МПК G21F 9/00, приоритет от 29.12.2014 г., опубл. 20.03.2016 г.).Closest to the claimed invention is a method of processing liquid radioactive waste, including the oxidation of waste, separation of sludge, colloids and suspended particles from the liquid phase and removal of radionuclides from the liquid phase for subsequent disposal using selective sorbents and filters, while the low-level solution purified from radionuclides is conditioned by evaporation to form solid salts, which are stored as non-radioactive chemical waste (see patent for the invention of the Russian Federation No. 2577512 "Method for processing liquid of radioactive waste and its disposal ”, 8 IPC G21F 9/00, priority dated December 29, 2014, published on March 20, 2016).
К недостаткам данного способа относятся высокая энергоемкость при кондиционировании упариванием очищенного от радионуклидов низкоактивного раствора до образования твердых нерадиоактивных солей, что технологически усложняет этот способ. Также недостатком этого способа является получение вторичных химических отходов (твердых нерадиоактивных солей), хранение которых осуществляется на спецполигонах и требует особого контроля, что снижает его экологическую безопасность.The disadvantages of this method include the high energy intensity during conditioning by evaporation of a low-active solution purified from radionuclides to form solid non-radioactive salts, which technologically complicates this method. Another disadvantage of this method is the production of secondary chemical waste (solid non-radioactive salts), which are stored at special sites and require special control, which reduces its environmental safety.
Задача заявляемого изобретения заключается в разработке технически приемлемой технологии, позволяющей свести к минимуму объем отходов, полученных при переработке жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития.The task of the invention is to develop a technically acceptable technology to minimize the amount of waste obtained from the processing of liquid radioactive waste containing, including, tritium isotopes.
Технический результат заявляемого изобретения заключается в упрощении технологического процесса переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития, за счет исключения сложных и энергоемких операций кондиционирования очищенного от радионуклидов низкоактивного раствора, а также в повышении экологической безопасности за счет сокращения площадей для хранения отходов, полученных при переработке жидких радиоактивных отходов.The technical result of the claimed invention is to simplify the process of processing liquid radioactive waste, including tritium isotopes, due to the elimination of complex and energy-intensive operations of conditioning the low-level solution purified from radionuclides, as well as to increase environmental safety by reducing waste storage space obtained in the processing of liquid radioactive waste.
Заявляемый технический результат достигается тем, что в способе переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития, включающем удаление из жидких радиоактивных отходов радиоактивных веществ с получением низкоактивного раствора, кондиционирование удаленных радиоактивных веществ в форму, удовлетворяющую критериям приемлемости для захоронения, согласно изобретению, в полученный низкоактивный раствор вводят вяжущее и заполнитель для приготовления бетонной смеси, соответствующей строительным, радиоэкологическим и санитарно-гигиеническим требованиям.The claimed technical result is achieved in that in a method for processing liquid radioactive waste, including tritium isotopes, including removing radioactive substances from liquid radioactive waste to obtain a low-level solution, conditioning the removed radioactive substances in a form that meets the criteria for acceptability for disposal, according to to the invention, a binder and aggregate are added to the resulting low-level solution to prepare a concrete mixture suitable for construction, radioecological Gygiene and hygiene requirements.
При этом состав полученного низкоактивного раствора, перед его использованием в качестве раствора для бетонной смеси, корректируют по значению рН для обеспечения требуемых параметров. Причем низкоактивный раствор дополнительно может быть разбавлен технической водой, конденсатом, морской водой и т.п.At the same time, the composition of the obtained low-level solution, before using it as a solution for the concrete mixture, is adjusted according to the pH value to ensure the required parameters. Moreover, the low-active solution can additionally be diluted with industrial water, condensate, sea water, etc.
В качестве вяжущего может быть использован цемент, силикаты, гипс, асфальтобетон, пластобетон, серобетон, зола, бентонит и др., а в качестве заполнителя может быть использован песок, щебень, галька и др. Кроме того, в низкоактивный раствор могут быть дополнительно введены добавки, а именно, минеральные наполнители, пластификаторы, стабилизаторы и др.Cement, silicates, gypsum, asphalt concrete, plastobeton, sulfur concrete, ash, bentonite, etc. can be used as a binder, and sand, gravel, pebbles, etc. can be used as a filler. In addition, additionally, low-level mortar can be added additives, namely mineral fillers, plasticizers, stabilizers, etc.
Полученная бетонная смесь может быть использована для производства бетона обычного и специального назначения, используемого для строительных блоков и разнообразных строительных конструкций.The resulting concrete mixture can be used for the production of concrete for general and special purposes, used for building blocks and various building structures.
Введение вяжущего и заполнителя в полученный после удаления из жидких радиоактивных отходов основного количества радиоактивных веществ низкоактивный раствор позволяет не только исключить сложную и энергоемкую технологию кондиционирования, что значительно упрощает технологический процесс переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития, в целом, но и повышает экологическую безопасность за счет сокращения площадей для хранения отходов, поскольку фиксация низкоактивного раствора, именно в такой устойчивой твердой форме, как бетон, не требует особого контроля при хранении и дальнейшем использовании, поскольку полученная бетонная смесь соответствует строительным, радиоэкологическим и санитарно-гигиеническим требованиям.The introduction of a binder and aggregate into the low-level solution obtained after removal of the main amount of radioactive substances from liquid radioactive waste allows not only to eliminate the complex and energy-intensive conditioning technology, which greatly simplifies the technological process of processing liquid radioactive waste, including, in particular, tritium isotopes, in general, but also increases environmental safety by reducing waste storage space, since the fixation of a low-level solution is in such an environment willow solid form, such as concrete, requires no special control during storage and further use, because the resulting concrete mixture corresponds building, radio ecological and sanitary requirements.
Перед стадией удаления из жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития, радионуклидов процесс переработки жидких радиоактивных отходов может включать стадии окисления отходов, отделения от жидкой фазы шламов, коллоидов и взвешенных частиц, а удаление из жидкой фазы радионуклидов для последующей утилизации осуществляют преимущественно с применением селективных сорбентов и фильтров, после чего кондиционируют удаленные радиоактивные вещества в форму, удовлетворяющую критериям приемлемости для захоронения. Кондиционированные радиоактивные отходы, удовлетворяющие критериям приемлемости для захоронения, направляют на захоронение в специальные хранилища. Все эти стадии переработки и захоронения могут быть осуществлены любым известным способом.Before the stage of removal from liquid radioactive waste containing, including tritium isotopes, radionuclides, the process of processing liquid radioactive waste may include the stages of oxidation of waste, separation of sludge, colloids and suspended particles from the liquid phase, and the radionuclide is removed from the liquid phase for subsequent disposal mainly with the use of selective sorbents and filters, after which they condition the removed radioactive substances into a form that meets the criteria for acceptability for burial. Air-conditioned radioactive waste that meets the criteria for acceptability for disposal is sent for disposal to special storage facilities. All these stages of processing and disposal can be carried out in any known manner.
При этом полученные низкоактивные растворы не рационально хранить в жидком виде, поскольку они объемны и могут быть химически активны, что экологически небезопасно (вероятность попадания в почву, водоемы), поэтому их кондиционируют, например, упариванием. После осуществления сложной и энергоемкой технологии кондиционирования низкоактивных растворов (например, упариванием) до получения сухих солей, концентрация радиоактивных веществ в сухих солях увеличивается в разы, что и приводит к необходимости хранить эти отходы на спецполигонах. Так, если после удаления радиоактивных веществ из жидких радиоактивных отходов низкоактивный раствор будет содержать радионуклиды в количестве, например, 100 Бк/кг, то после его упаривания в 10 раз, для получения сухих солей, направляемых на полигон химических отходов, активность сухого вещества составит 1000 Бк/кг, что неприемлемо, следовательно, очищать жидкие радиоактивные отходы необходимо до уровня 10-20 Бк/кг, а это требует большого количества сорбентов, реагентов и сложных технологий. Причем, в ряде случаев, для получения сухого вещества, направляемого на полигон химических отходов, жидкие радиоактивные отходы необходимо упаривать в 100-200 раз, что делает задачу очистки жидких радиоактивных отходов в целом еще более сложной.At the same time, it is not rational to store the obtained low-activity solutions in liquid form, since they are voluminous and can be chemically active, which is environmentally unsafe (probability of getting into the soil, water bodies), therefore they are conditioned, for example, by evaporation. After the implementation of a complex and energy-intensive technology for conditioning low-level solutions (for example, by evaporation) to obtain dry salts, the concentration of radioactive substances in dry salts increases significantly, which leads to the need to store these wastes at special sites. So, if after the removal of radioactive substances from liquid radioactive waste, the low-level solution will contain radionuclides in the amount of, for example, 100 Bq / kg, then after its evaporation by 10 times, to obtain dry salts sent to the chemical waste landfill, the dry matter activity will be 1000 Bq / kg, which is unacceptable, therefore, it is necessary to clean liquid radioactive waste up to the level of 10-20 Bq / kg, and this requires a large number of sorbents, reagents and sophisticated technologies. Moreover, in some cases, to obtain dry matter sent to a chemical waste landfill, liquid radioactive waste must be evaporated 100-200 times, which makes the task of cleaning liquid radioactive waste as a whole even more difficult.
По заявляемому способу низкоактивный раствор, полученный после дезактивации жидких радиоактивных отходов, и, содержащий радионуклиды в количестве, например, 100 Бк/кг (за исключением растворов с содержанием трития, для растворов с радионуклидами трития допустимая активность до 109 Бк/кг) (см. Таблицу 1 и Таблицу 3), не концентрируется, а разбавляется различными компонентами (вяжущим, заполнителем, добавками), необходимыми для получения качественной бетонной смеси, с содержанием несколько десятков Бк/кг, что соответствует нормально допустимому значению содержания радионуклидов для открытого использования и хранения (см. Таблицу 2).According to the claimed method, a low-level solution obtained after the decontamination of liquid radioactive waste and containing radionuclides in an amount of, for example, 100 Bq / kg (except for solutions containing tritium, for solutions with tritium radionuclides, the permissible activity is up to 10 9 Bq / kg) (cm Table 1 and Table 3) are not concentrated, but diluted with various components (cementitious, aggregate, additives) necessary to obtain a high-quality concrete mixture with a content of several tens of Bq / kg, which corresponds to the normally acceptable the value of the content of radionuclides for open use and storage (see Table 2).
Кроме того, необходимо отметить, что ЖРО, содержащих, в том числе, изотопы трития, накапливаемые на АЭС, содержат, в основном, бораты (на АЭС с реакторами типа ВВР) и нитраты (на АЭС с реакторами типа РБМК), а эти вещества широко применяются в промышленном строительстве для улучшения качества бетонов - придания им бактерицидных свойств (защита бетона от биологической деструкции) и для корректировки времени схватывания бетонной смеси, особенно при низких температурах.In addition, it should be noted that LRW containing, including tritium isotopes accumulated at nuclear power plants, contain mainly borates (at nuclear power plants with WWR-type reactors) and nitrates (at nuclear power plants with RBMK-type reactors), and these substances are widely used in industrial construction to improve the quality of concrete - giving them bactericidal properties (protecting concrete from biological degradation) and to adjust the setting time of concrete mix, especially at low temperatures.
Технических решений, совпадающих с совокупностью существенных признаков заявляемого изобретения, не выявлено, что позволяет сделать вывод о соответствии заявляемого изобретения условию патентоспособности «новизна».Technical solutions that match the totality of the essential features of the claimed invention have not been identified, which allows us to conclude that the claimed invention meets the condition of patentability “novelty”.
Заявляемые существенные признаки, предопределяющие получение указанного технического результата, явным образом не следуют из уровня техники, что позволяет сделать вывод о соответствии заявляемого изобретения условию патентоспособности «изобретательский уровень».The claimed essential features that predetermine the receipt of the specified technical result, do not explicitly follow from the prior art, which allows us to conclude that the claimed invention meets the condition of patentability "inventive step".
Условие патентоспособности «промышленная применимость» подтверждается следующими примерами конкретного выполнения.The patentability condition “industrial applicability” is confirmed by the following examples of specific performance.
Пример 1.Example 1
В низкоактивный раствор, полученный после удаления из него по способу, описанному в патенте РФ №2577512, всех радионуклидов цезия, кобальта, железа, урана, с остаточной суммарной активностью гама- и альфа-излучающих изотопов менее 100 Бк/кг, и содержащих тритий в количестве 2,1* 108 Бк/кг, а углерод-14 в количестве 120 Бк/кг, с солесодержанием 82 г/дм3, рН 10,5, внесли портландцемент (М500), керамзитовый песок (20÷40 мм), известняковую крошку (0,5÷1 мм) и перемешали. Приготовленную бетонную смесь уложили в металлические формы 3ФБ-40 по ГОСТ 310.4-81. Через 28 суток провели испытания полученных изделий.Into a low-active solution obtained after removal from it by the method described in RF patent No. 2577512 of all radionuclides of cesium, cobalt, iron, uranium, with a residual total activity of gamma and alpha emitting isotopes of less than 100 Bq / kg, and containing tritium in an amount of 2.1 * 10 8 Bq / kg, and carbon-14 in an amount of 120 Bq / kg, with a salt content of 82 g / dm 3 , pH 10.5, made Portland cement (M500), expanded clay sand (20 ÷ 40 mm), limestone crumb (0.5 ÷ 1 mm) and mixed. The prepared concrete mixture was laid in metal forms 3FB-40 in accordance with GOST 310.4-81. After 28 days, we tested the products obtained.
Пример 2.Example 2
Очищенный от радионуклидов низкоактивный раствор с остаточной суммарной активностью гамма- и альфа-излучающих изотопов менее 100 Бк/кг, содержащий 3,5* 108 Бк/кг трития с общим солесодержанием 17,8 г/дм3, с рН 9,8 смешали с портландцементом М500, вермикулитом, суперпластификатором С-3 и золой ТЭЦ. Изделия из бетона для испытаний приготовили как в примере 1.A low-level solution purified from radionuclides with a residual total activity of gamma and alpha emitting isotopes of less than 100 Bq / kg, containing 3.5 * 10 8 Bq / kg of tritium with a total salt content of 17.8 g / dm 3 , was mixed with pH 9.8 with Portland cement M500, vermiculite, superplasticizer S-3 and ashes of thermal power station. Concrete products for testing were prepared as in example 1.
Пример 3.Example 3
В низкоактивном растворе, полученном после удаления из него всех радионуклидов цезия, кобальта, железа, урана, с остаточной суммарной активностью гамма- и альфа-излучающих радионуклидов менее 80 Бк/кг, с солесодержанием 20,6 г/дм3, содержащем 4,1*108 Бк/кг трития, с рН 4,0, провели корректировку рН до 9,5 добавлением натриевой щелочи, внесли портландцемент (М500), бентонит, золу ТЭЦ и суперпластификатор С-3. Изделия из бетона для испытаний приготовили как в примере 1.In a low-active solution obtained after removing all cesium, cobalt, iron, uranium radionuclides from it, with a residual total activity of gamma and alpha emitting radionuclides of less than 80 Bq / kg, with a salinity of 20.6 g / dm 3 containing 4.1 * 10 8 Bq / kg of tritium, with a pH of 4.0, pH was adjusted to 9.5 by the addition of sodium alkali, Portland cement (M500), bentonite, cogeneration plant ash and superplasticizer C-3 were added. Concrete products for testing were prepared as in example 1.
Пример 4.Example 4
В низкоактивный раствор, полученный после удаления всех радионуклидов цезия, кобальта, железа, урана, с остаточной суммарной активностью гама- и альфа- излучающих изотопов менее 100 Бк/кг, и содержащих углерод-14 в количестве 150 Бк/кг, с солесодержанием 82 г/дм3, рН 10,5, внесли портландцемент (М500), керамзитовый песок (20÷40 мм), известняковую крошку (0,5÷1 мм) и перемешали. Приготовленную бетонную смесь уложили в металлические формы 3ФБ-40 по ГОСТ 310.4-81. Через 28 суток провели испытания полученных изделий.To a low-active solution obtained after removal of all radionuclides of cesium, cobalt, iron, uranium, with a residual total activity of gamma and alpha emitting isotopes of less than 100 Bq / kg, and containing carbon-14 in an amount of 150 Bq / kg, with a salinity of 82 g / dm 3 , pH 10.5, made Portland cement (M500), expanded clay sand (20 ÷ 40 mm), limestone chips (0.5 ÷ 1 mm) and mixed. The prepared concrete mixture was laid in metal forms 3FB-40 in accordance with GOST 310.4-81. After 28 days, we tested the products obtained.
Пример 5.Example 5
Очищенный от радионуклидов низкоактивный раствор с остаточной суммарной активностью гамма- и альфа-излучающих изотопов менее 100 Бк/кг с общим солесодержанием 10,8 г/дм3, с рН 10,2 смешали с портландцементом М500, вермикулитом, суперпластификатором С-3 и золой ТЭЦ. Изделия из бетона для испытаний приготовили как в примере 1.A radionuclide-cleared low-active solution with a residual total activity of gamma and alpha emitting isotopes of less than 100 Bq / kg with a total salt content of 10.8 g / dm 3 , with a pH of 10.2 was mixed with Portland cement M500, vermiculite, superplasticizer C-3 and ash CHP. Concrete products for testing were prepared as in example 1.
Пример 6.Example 6
В низкоактивном растворе, полученном после удаления из него всех радионуклидов цезия, кобальта, железа, урана, с остаточной суммарной активностью гамма- и альфа-излучающих радионуклидов менее 90 Бк/кг, с солесодержанием 10,6 г/дм3, с рН 4,6, провели корректировку рН до 9,6 добавлением натриевой щелочи, внесли портландцемент (М500), бентонит, золу ТЭЦ и суперпластификатор С-3. Изделия из бетона для испытаний приготовили как в примере 1.In a low-active solution obtained after removing all cesium, cobalt, iron, uranium radionuclides from it, with a residual total activity of gamma and alpha emitting radionuclides of less than 90 Bq / kg, with a salinity of 10.6 g / dm 3 , with pH 4, 6, the pH was adjusted to 9.6 by the addition of sodium alkali, Portland cement (M500), bentonite, TPP ash and C-3 superplasticizer were added. Concrete products for testing were prepared as in example 1.
Исследования образцов бетона, полученных по примерам 1-6 показали, что класс полученных бетонов по прочности В35 (42-46 МПа), марка бетона по морозостойкости F200, влагопоглощение (в % по массе) 1,23÷1,25, водонепроницаемость (в МПа) 1,73÷1,75 (W4). Выщелачивание радионуклидов, из исследуемых образцов, оцененное с помощью стандартных методик, не превышает нормативных значений, указанных в Таблице 3. В соответствии с Выдержками из ОСПОРБ-99/2010 о критериях отнесения к РАО, при невозможности определения суммы отношений удельных активностей к их предельным значениям, отходы, содержащие техногенные радионуклиды, относятся к радиоактивным, если удельная активность радионуклидов в отходах превышает:Studies of concrete samples obtained in examples 1-6 showed that the class of concrete obtained for strength B35 (42-46 MPa), concrete grade for frost resistance F200, moisture absorption (in% by weight) 1.23 ÷ 1.25, water resistance (in MPa) 1.73 ÷ 1.75 (W4). The leaching of radionuclides from the studied samples, estimated using standard methods, does not exceed the standard values shown in Table 3. In accordance with Excerpts from OSPORB-99/2010 on the criteria for assignment to RW, if it is not possible to determine the sum of the ratios of specific activities to their limit values , waste containing technogenic radionuclides is classified as radioactive if the specific activity of radionuclides in the waste exceeds:
Характеристики получаемых бетонных смесей подтверждают, что получаемые бетоны соответствуют ГОСТ 30108-94 (Таблица 3) и могут быть использованы как бетоны обычные (для промышленных и гражданских зданий), так и как бетоны специальные (гидротехнические, дорожные, теплоизоляционные, декоративные, а также бетоны специального назначения (химически стойкие, жаростойкие, звукопоглощающие, для хранилищ радиоактивных отходов и др.).The characteristics of the concrete mixtures obtained confirm that the concrete obtained corresponds to GOST 30108-94 (Table 3) and can be used both ordinary concrete (for industrial and civil buildings), and special concrete (hydraulic, road, heat-insulating, decorative, as well as concrete special purpose (chemically resistant, heat-resistant, sound-absorbing, for storage of radioactive waste, etc.).
При переработке 100 м3 жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития по предлагаемому способу, получится около 3,5 м3 (объем вместе с упаковкой) кондиционированных радиоактивных отходов, которые будут отправлены в невозвратных контейнерах в спецхранилища радиоактивных отходов и около 450 м3 бетона обычного и специального назначения, используемого для строительных блоков и разнообразных строительных конструкций.When processing 100 m 3 of liquid radioactive waste containing, among other things, tritium isotopes by the proposed method, approximately 3.5 m 3 (volume with packaging) of conditioned radioactive waste will be delivered, which will be sent in non-returnable containers to special storage facilities for radioactive waste and about 450 m 3 concrete of ordinary and special purpose, used for building blocks and various building structures.
Таким образом, заявляемое изобретение, а именно, способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития обеспечивает упрощение технологического процесса переработки жидких радиоактивных отходов за счет исключения сложных и энергоемких операций кондиционирования очищенного от радионуклидов низкоактивного раствора, а также повышает экологическую безопасность за счет сокращения площадей для хранения отходов, полученных при переработке жидких радиоактивных отходов.Thus, the claimed invention, namely, a method for processing liquid radioactive waste containing, including tritium isotopes, simplifies the technological process of processing liquid radioactive waste by eliminating the complex and energy-intensive operations of conditioning a low-level solution purified from radionuclides, and also increases environmental safety by reducing the storage space for waste obtained from the processing of liquid radioactive waste.
Claims (6)
Priority Applications (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2018133705A RU2706019C1 (en) | 2018-09-21 | 2018-09-21 | Method of processing liquid radioactive wastes containing, including tritium isotopes |
| PCT/RU2019/000652 WO2020060444A1 (en) | 2018-09-21 | 2019-09-19 | Method for processing liquid radioactive waste comprising, inter alia, tritium isotopes |
| EA202100077A EA202100077A1 (en) | 2018-09-21 | 2019-09-19 | METHOD FOR PROCESSING LIQUID RADIOACTIVE WASTE CONTAINING TRITIUM ISOTOPES |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2018133705A RU2706019C1 (en) | 2018-09-21 | 2018-09-21 | Method of processing liquid radioactive wastes containing, including tritium isotopes |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2706019C1 true RU2706019C1 (en) | 2019-11-13 |
Family
ID=68579906
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2018133705A RU2706019C1 (en) | 2018-09-21 | 2018-09-21 | Method of processing liquid radioactive wastes containing, including tritium isotopes |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| EA (1) | EA202100077A1 (en) |
| RU (1) | RU2706019C1 (en) |
| WO (1) | WO2020060444A1 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2737954C1 (en) * | 2019-11-27 | 2020-12-07 | Виктор Павлович Ремез | Method of processing liquid radioactive wastes containing, among other things, tritium isotopes |
| GB2624847A (en) * | 2022-09-03 | 2024-06-05 | Mcleod Neil | Methodology for the treatment of radionuclide contaminated soils and groundwaters |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4161447A (en) * | 1974-06-13 | 1979-07-17 | Daicel Ltd. | Process for treating waste water containing radioactive substances |
| FR2545638A1 (en) * | 1983-05-04 | 1984-11-09 | Chevron Res | Process for removal of an aqueous solution of radioactive nuclides |
| RU2040480C1 (en) * | 1992-06-16 | 1995-07-25 | Подкопов Виктор Михайлович | Method of sewage treatment in production of epoxy resins |
| RU2360313C1 (en) * | 2008-01-18 | 2009-06-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" | Composition for cementation of liquid radioactive wastes |
| RU2592078C1 (en) * | 2015-07-20 | 2016-07-20 | Общество с ограниченной ответственностью "ТВЭЛЛ" | Method of immobilization of liquid containing tritium radioactive wastes |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU126185U1 (en) * | 2012-08-27 | 2013-03-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" | INSTALLATION FOR CLEANING LIQUID RADIOACTIVE WASTE FROM TRITIUM |
-
2018
- 2018-09-21 RU RU2018133705A patent/RU2706019C1/en not_active IP Right Cessation
-
2019
- 2019-09-19 EA EA202100077A patent/EA202100077A1/en unknown
- 2019-09-19 WO PCT/RU2019/000652 patent/WO2020060444A1/en active Application Filing
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4161447A (en) * | 1974-06-13 | 1979-07-17 | Daicel Ltd. | Process for treating waste water containing radioactive substances |
| FR2545638A1 (en) * | 1983-05-04 | 1984-11-09 | Chevron Res | Process for removal of an aqueous solution of radioactive nuclides |
| RU2040480C1 (en) * | 1992-06-16 | 1995-07-25 | Подкопов Виктор Михайлович | Method of sewage treatment in production of epoxy resins |
| RU2360313C1 (en) * | 2008-01-18 | 2009-06-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" | Composition for cementation of liquid radioactive wastes |
| RU2592078C1 (en) * | 2015-07-20 | 2016-07-20 | Общество с ограниченной ответственностью "ТВЭЛЛ" | Method of immobilization of liquid containing tritium radioactive wastes |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| С.В. БАРБАШЕВ, Молодежь - ядерной энергетике Украины, Украинская ядерное общество, Т.Ю. Байбузенко, Дезактивация и отверждение кубовых остатков ЧАЭС (UA9800056), г. Одесса, 1995, с.14-16. * |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2737954C1 (en) * | 2019-11-27 | 2020-12-07 | Виктор Павлович Ремез | Method of processing liquid radioactive wastes containing, among other things, tritium isotopes |
| WO2021107811A1 (en) | 2019-11-27 | 2021-06-03 | Виктор Павлович РЕМЕЗ | Method for processing liquid tritium-containing radioactive waste |
| EP4047619A4 (en) * | 2019-11-27 | 2022-12-07 | Victor Remez Alonso | Method for processing liquid tritium-containing radioactive waste |
| GB2624847A (en) * | 2022-09-03 | 2024-06-05 | Mcleod Neil | Methodology for the treatment of radionuclide contaminated soils and groundwaters |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| WO2020060444A1 (en) | 2020-03-26 |
| EA202100077A1 (en) | 2021-09-24 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Torgal et al. | Eco-efficient construction and building materials | |
| Davidovits | Environmentally driven geopolymer cement applications | |
| CN111072329A (en) | Alkali-activated waste residue soil baking-free brick and preparation method thereof | |
| CN101531492A (en) | Method for preparing light concrete by municipal solid waste incineration fly ash | |
| RU2706019C1 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes containing, including tritium isotopes | |
| RU2737954C1 (en) | Method of processing liquid radioactive wastes containing, among other things, tritium isotopes | |
| Varlakov et al. | Innovative and conventional materials and designs of nuclear cementitious systems in radioactive waste management | |
| Rosales et al. | Application of phosphogypsum for the improvement of eco-efficient cements | |
| US5569153A (en) | Method of immobilizing toxic waste materials and resultant products | |
| JP6151084B2 (en) | Solidification method for radioactive waste | |
| Walling | Conversion of magnesium bearing radioactive wastes into cementitious binders | |
| EA043871B1 (en) | METHOD FOR PROCESSING LIQUID RADIOACTIVE WASTE, INCLUDING TRITIUM ISOTOPES | |
| FI129112B (en) | Method for treating and solidifying liquid waste | |
| JP2013190257A (en) | Immobilizing material for radioactive substance and processing method of radioactive contaminant | |
| KR102181217B1 (en) | A method of solidifying radioactive waste and the solidified waste form thereof | |
| Falayi | Desilication of fly ash and geotechnical applications of the desilicated fly ash | |
| KR20210047480A (en) | Dredge solidification composition for rapid treatment | |
| Solís-Guzmán et al. | Recycling of wastes into construction materials | |
| Fuhrmann et al. | Survey of agents and techniques applicable to the solidification of low-level radioactive wastes | |
| AU2021329443B2 (en) | Containment of PFAS | |
| Łaźniewska-Piekarczyk et al. | The Multifaceted Comparison of Effects of Immobilisation of Waste Imperial Smelting Furnace (ISF) Slag in Calcium Sulfoaluminates (CSA) and a Geopolymer Binder | |
| Scherbakov et al. | Environmental Impact Assessment of Construction Waste-Based Composites | |
| Komlev | Use of natural materials from northern Russia for the isolation of radioactive wastes and spent nuclear fuel | |
| Schmeide et al. | Bentonite and concrete: Efficient barrier materials for actinide retention under hyperalkaline conditions at increased ionic strengths and in presence of organics | |
| CN106431159A (en) | Environment-friendly light-weight brick for building and preparation method thereof |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PC41 | Official registration of the transfer of exclusive right |
Effective date: 20200212 |
|
| TK4A | Correction to the publication in the bulletin (patent) |
Free format text: CORRECTION TO CHAPTER -PC4A- IN JOURNAL 5-2020 FOR INID CODE(S) D N |
|
| PC41 | Official registration of the transfer of exclusive right |
Effective date: 20200611 |
|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20200922 |