RU2737954C1 - Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития - Google Patents
Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития Download PDFInfo
- Publication number
- RU2737954C1 RU2737954C1 RU2019138258A RU2019138258A RU2737954C1 RU 2737954 C1 RU2737954 C1 RU 2737954C1 RU 2019138258 A RU2019138258 A RU 2019138258A RU 2019138258 A RU2019138258 A RU 2019138258A RU 2737954 C1 RU2737954 C1 RU 2737954C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- processing liquid
- radioactive waste
- liquid radioactive
- tritium
- isotopes
- Prior art date
Links
Classifications
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C02—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
- C02F—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
- C02F11/00—Treatment of sludge; Devices therefor
- C02F11/008—Sludge treatment by fixation or solidification
-
- 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
-
- 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
- G21F9/162—Processing by fixation in stable solid media in an inorganic matrix, e.g. clays, zeolites
- G21F9/165—Cement or cement-like matrix
-
- 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
- G21F9/08—Processing by evaporation; by distillation
-
- 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
- G21F9/12—Processing by absorption; by adsorption; by ion-exchange
-
- 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
- G21F9/28—Treating solids
- G21F9/34—Disposal of solid waste
- G21F9/36—Disposal of solid waste by packaging; by baling
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C02—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
- C02F—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
- C02F1/00—Treatment of water, waste water, or sewage
- C02F1/02—Treatment of water, waste water, or sewage by heating
- C02F1/04—Treatment of water, waste water, or sewage by heating by distillation or evaporation
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C02—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
- C02F—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
- C02F1/00—Treatment of water, waste water, or sewage
- C02F1/42—Treatment of water, waste water, or sewage by ion-exchange
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C02—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
- C02F—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
- C02F1/00—Treatment of water, waste water, or sewage
- C02F1/44—Treatment of water, waste water, or sewage by dialysis, osmosis or reverse osmosis
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C02—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
- C02F—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
- C02F1/00—Treatment of water, waste water, or sewage
- C02F1/66—Treatment of water, waste water, or sewage by neutralisation; pH adjustment
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C02—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
- C02F—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
- C02F2101/00—Nature of the contaminant
- C02F2101/006—Radioactive compounds
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
- Y02W30/00—Technologies for solid waste management
- Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies
- Y02W30/91—Use of waste materials as fillers for mortars or concrete
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Inorganic Chemistry (AREA)
- Environmental & Geological Engineering (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Hydrology & Water Resources (AREA)
- Water Supply & Treatment (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Abstract
Изобретение относится к технологии переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), содержащих, в том числе, изотопы трития, образующихся на различных объектах атомной промышленности, а также при выводе таких объектов из эксплуатации. Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития, включает удаление из жидких радиоактивных отходов радиоактивных веществ с получением низкоактивного раствора и введение в полученный низкоактивный раствор вяжущего для приготовления бетонной смеси, соответствующей строительным, радиоэкологическим и санитарно-гигиеническим требованиям. Низкоактивный раствор, до внесения в него вяжущего, очищают от компонентов, ухудшающих технические характеристики получаемой бетонной смеси. Изобретение позволяет упростить технологический процесс переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития, за счёт исключения сложных и длительных операций, связанных с испытаниями бетонной смеси. 11 з.п. ф-лы.
Description
Изобретение относится к технологии переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), содержащих, в том числе, изотопы трития, образующихся на различных объектах атомной промышленности, а также при выводе таких объектов из эксплуатации.
В настоящее время в мире более 130 исследовательских, демонстрационных и промышленных ядерных реакторов выработали свой ресурс, а в период до 2024 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 бета-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.
Существуют способы переработки радиоактивных отходов путём 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.
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).
Известны способы переработки жидких радиоактивных отходов (см. патент РФ № 2122753, патент US8753518), 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.
Общим недостатком этих способов является то, что образуется большой объем химических отходов за счёт упарки нерадиоактивных химических отходов, а также то, что требуется особый контроль при их транспортировке и хранении на спецполигонах, что снижает их экологическую безопасность.
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.).
Недостатком известного способа является то, что это очень сложный, энергоемкий и дорогой способ. 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, имеет пагубное и непредсказуемое воздействие на экологию.
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).
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.
Известен 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.).
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.
Наиболее близким к заявляемому изобретению является способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития (Патент РФ № 2706019, приоритет от 21.09.2018), включающий удаление из жидких радиоактивных отходов радиоактивных веществ с получением низкоактивного раствора, кондиционирование удаленных радиоактивных веществ в форму, удовлетворяющую критериям приемлемости для захоронения и введение в полученный низкоактивный раствор вяжущего и заполнителя для приготовления бетонной смеси, соответствующей строительным, радиоэкологическим и санитарно-гигиеническим требованиям.
Недостатком данного способа является необходимость сложных и длительных испытаний образцов полученной бетонной смеси на соответствие строительным, санитарно-гигиеническим, радиоэкологическим и экологическим нормативам. Данные испытания длятся несколько недель и требуют изучения механической прочности, морозостойкости, водопроницаемости, возможности выщелачивания вредных веществ и т.п. Без проведения таких испытаний изготовление товарных бетонных смесей из очищенных от радионуклидов ЖРО невозможно. Особенно сложно подобрать условия получения качественных бетонных смесей из дезактивированных трапных вод и кубовых остатков АЭС, имеющих различные составы в каждой емкости хранения. В процессе таких испытаний в лабораториях АЭС будет образовываться значительные количества твердых отходов (остатки бетонных образцов, подвергнутых испытаниям).
Задача заявляемого изобретения заключается в разработке технологии, позволяющей свести к минимуму объем отходов, полученных при переработке жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития.
Технический результат заявляемого изобретения заключается в упрощении технологического процесса переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития, за счёт исключения сложных и длительных операций, связанных с испытаниями бетонной смеси, полученной из дезактивированных ЖРО, а также в повышении экологической безопасности за счет сокращения площадей для хранения отходов, полученных при переработке жидких радиоактивных отходов.
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 и введение в полученный низкоактивный раствор вяжущего для приготовления бетонной смеси, соответствующей строительным, радиоэкологическим и санитарно-гигиеническим требованиям, причем, низкоактивный раствор, до внесения в него вяжущего, очищают от компонентов, ухудшающих технические характеристики получаемой бетонной смеси.
Удаленные из ЖРО радиоактивные вещества кондиционируют в форму, удовлетворяющую критериям приемлемости для захоронения.
Низкоактивный раствор перед внесением в него вяжущего очищают от компонентов, негативно влияющих на качество получаемой бетонной смеси, используя ионный обмен, упарку, механические или мембранные фильтры или сочетание этих способов. К упомянутым компонентам относятся взвеси и растворимые соли, которые оказывают негативное влияние на такие характеристики бетона, как: прочность на сжатие, прочность на осевое растяжение, морозостойкость, водонепроницаемость, средняя плотность и др.
Удаление компонентов, негативно влияющих на качество получаемой бетонной смеси, может быть осуществлено перед стадией дезактивации ЖРО.
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.
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.
Полученная бетонная смесь может быть использована для производства бетона обычного и специального назначения, используемого для строительных блоков и разнообразных строительных конструкций.
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.
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.
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.
По заявляемому способу низкоактивный раствор, полученный после дезактивации жидких радиоактивных отходов, и, содержащий радионуклиды в количестве, например, 100 Бк/кг не концентрируется, а разбавляется различными компонентами (вяжущим, заполнителем, добавками), необходимыми для получения качественной бетонной смеси, с содержанием несколько десятков Бк/кг, что соответствует уровню освобождения от контроля для твердого материала по концентрации активности радионуклидов (нормы безопасности МАГАТЭ, № GSR Part3, Радиационная защита и безопасность, стр. 148, табл. 1.2).
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.
Для использования растворов, полученных после дезактивации ЖРО в качестве «воды затворения» для получения бетонных смесей необходима сложная и длительная стадия испытаний получаемых образцов бетонной смеси. Дезактивированные растворы могут содержать самые разнообразные компоненты, влияющие на качество получаемой бетонной смеси. Для получения одних видов бетонов требуется удаление взвесей из «воды затворения», для других очистка от ионов хлора и т.д. Вредные компоненты могут быть удалены из дезактивированных растворов ионным обменом, механической фильтрацией, упаркой, разбавлением, на мембранных установках или сочетанием этих методов.
Технических решений, совпадающих с совокупностью существенных признаков заявляемого изобретения, не выявлено, что позволяет сделать вывод о соответствии заявляемого изобретения условию патентоспособности «новизна».
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».
Условие патентоспособности «промышленная применимость» подтверждается следующими примерами конкретного выполнения.
Пример 1.
Жидкие радиоактивные отходы, содержащие радионуклиды трития, цезия, стронция, иода, сурьмы и урана очистили согласно способу, описанному в патенте РФ № 2577512. Дезактивированный раствор содержал 3,2 г/л хлоридов, тритий в количестве 4,1*105 Бк/кг, и суммарную активностью гама- и альфа-излучающих изотопов менее 100 Бк/кг. Для изготовления напряженных железобетонных конструкций «вода затворения» не может содержать более 500 мг/л хлорид-ионов (ГОСТ 23732-2011), поэтому дезактивированный раствор был доочищен на мембранной установке до содержания хлорид-ионов менее 50 мг/л, после чего его использовали для изготовления бетонной смеси для напряженных железобетонных конструкций, соответствующих всем необходимым нормам. Содержание трития в полученных конструкциях составило менее 9,2*104 Бк/кг, что соответствует нормам МАГАТЭ (№ GSR Part3).
Пример 2.
Жидкие радиоактивные отходы, полученные путем утилизации раствора бассейна выдержки ТВЭЛов хранящихся на АЭС, содержащие 7,2 г/л борной кислоты, изотопы трития, цезия, серебра, кобальта и сурьмы, были дезактивированы способом, указанном в патенте РФ № 2577512. Дезактивированный раствор содержал 4,2 г/л борной кислоты, тритий в количестве 4,8*105 Бк/кг, и суммарную активностью гама- и альфа- излучающих изотопов менее 100 Бк/кг, имел рН = 3,1. По требованию ГОСТ 23732-2011 «Вода для бетонов и строительных растворов», рН «воды затворения» не может быть менее 4, поэтому в дезактивированный раствор были добавлены техническая вода с рН = 7,9 (на 1 кг раствора 200 г воды), что позволило получить рН = 4,7 в дезактивированном растворе и использовать данный раствор для изготовления бетонных смесей, имеющих бактерицидные свойства, исключающие разрушение бетонных конструкций бактериями.
Пример 3.
Жидкие радиоактивные отходы, полученные при сборе грунтовых вод, содержащие 3 г/кг взвешенных веществ, 14,2 г/кг растворимых солей изотопы трития, цезия, стронция, кобальта и урана были дезактивированы способом, указанном в патенте РФ № 2577512. Дезактивированный раствор был упарен на выпарной установке, а полученный конденсат содержал тритий в количестве 4,2*105 Бк/кг, и соответствовал всем требования ГОСТ 23732-2011 к «воде затворения» бетонных смесей для изготовления бетонных неармированных конструкций и конструкций с ненапрягаемой арматурой.
Исследования образцов бетона, полученных по примерам 1-3 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.
Характеристики получаемых бетонных смесей подтверждают, что получаемые бетоны 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.).
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.
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 счёт 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.
Claims (12)
1. Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития, включающий удаление из жидких радиоактивных отходов радиоактивных веществ с получением дезактивированного низкоактивного раствора, введение в полученный низкоактивный раствор вяжущего для приготовления бетонной смеси соответствующей строительным, радиоэкологическим и санитарно-гигиеническим требованиям, отличающийся тем, что низкоактивный раствор, до внесения в него вяжущего, очищают от компонентов, ухудшающих технические характеристики получаемой бетонной смеси.
2. Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития, по п. 1, отличающийся тем, что состав полученного низкоактивного раствора, перед его использованием в качестве раствора для бетонной смеси, корректируют по значению рН для обеспечения требуемых параметров.
3. Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития, по п. 1, отличающийся тем, что низкоактивный раствор дополнительно разбавляют технической водой, конденсатом, морской водой.
4. Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития, по п. 1, отличающийся тем, что в качестве вяжущего используют цемент, силикаты, гипс, асфальтобетон, пластобетон, серобетон, зола, бентонит, а в качестве заполнителя используют песок, щебень, гальку.
5. Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития, по п. 1, отличающийся тем, что в низкоактивный раствор дополнительно вводят добавки, а именно минеральные наполнители, пластификаторы, стабилизаторы.
6. Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития, по п. 1, отличающийся тем, что полученную бетонную смесь используют для производства бетона обычного и специального назначения, используемого для строительных блоков и разнообразных строительных конструкций.
7. Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития, по п. 1, отличающийся тем, что удаленные из ЖРО радиоактивные вещества кондиционируют в форму, удовлетворяющую критериям приемлемости для захоронения.
8. Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития, по п. 1, отличающийся тем, что низкоактивный раствор перед внесением в него вяжущего очищают от компонентов, негативно влияющих на качество получаемой бетонной смеси, используя ионный обмен, упарку, механические или мембранные фильтры или сочетание этих способов.
9. Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития, по п. 1, отличающийся тем, что низкоактивный раствор, до внесения в него вяжущего, очищают от компонентов, ухудшающих технические характеристики получаемой бетонной смеси, такие как: прочность на сжатие, прочность на осевое растяжение, морозостойкость, водонепроницаемость, средняя плотность.
10. Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития, по п. 1, отличающийся тем, что до внесения в дезактивированный раствор вяжущего, раствор очищают от растворимых солей, ухудшающих технические характеристики получаемой бетонной смеси.
11. Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития, по п. 1, отличающийся тем, что до внесения в дезактивированный раствор вяжущего, раствор очищают от взвесей, ухудшающих технические характеристики получаемой бетонной смеси.
12. Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития, по п. 1, отличающийся тем, что удаление компонентов, негативно влияющих на качество получаемой бетонной смеси, осуществляют перед стадией дезактивации ЖРО.
Priority Applications (7)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2019138258A RU2737954C1 (ru) | 2019-11-27 | 2019-11-27 | Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития |
| EP20892502.4A EP4047619A4 (en) | 2019-11-27 | 2020-11-19 | PROCESSES FOR TREATMENT OF LIQUID TRITIUM-CONTAINING RADIOACTIVE WASTE |
| PCT/RU2020/000619 WO2021107811A1 (ru) | 2019-11-27 | 2020-11-19 | Способ переработки жидких тритийсодержащих радиоактивных отходов |
| KR1020227019155A KR20220103125A (ko) | 2019-11-27 | 2020-11-19 | 액체 삼중수소 포함 방사성 폐기물의 처리 방법 |
| JP2022528599A JP2023510461A (ja) | 2019-11-27 | 2020-11-19 | 液体トリチウム含有放射性廃棄物を処理する方法 |
| CN202080081093.9A CN114746956A (zh) | 2019-11-27 | 2020-11-19 | 处理含氚的放射性废液的方法 |
| US17/778,508 US20230005634A1 (en) | 2019-11-27 | 2020-11-19 | Method for processing liquid tritium-containing radioactive waste |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2019138258A RU2737954C1 (ru) | 2019-11-27 | 2019-11-27 | Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2737954C1 true RU2737954C1 (ru) | 2020-12-07 |
Family
ID=73792533
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2019138258A RU2737954C1 (ru) | 2019-11-27 | 2019-11-27 | Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития |
Country Status (7)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US20230005634A1 (ru) |
| EP (1) | EP4047619A4 (ru) |
| JP (1) | JP2023510461A (ru) |
| KR (1) | KR20220103125A (ru) |
| CN (1) | CN114746956A (ru) |
| RU (1) | RU2737954C1 (ru) |
| WO (1) | WO2021107811A1 (ru) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN113865140B (zh) * | 2021-10-11 | 2022-12-30 | 中国科学技术大学 | 一种具有储能功能的两步法空气载带含氚废水系统 |
| KR20240045147A (ko) | 2022-09-29 | 2024-04-05 | 김용수 | 저온증류 농축에 의한 삼중수소수 분리 시스템 |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2033972C1 (ru) * | 1992-07-23 | 1995-04-30 | Омский государственный университет | Способ очистки сточных вод гальванического производства от ионов тяжелых металлов |
| RU2172032C1 (ru) * | 2000-08-31 | 2001-08-10 | Пензин Роман Андреевич | Способ очистки низкоактивных жидких радиоактивных отходов от радионуклидов |
| CN102320082A (zh) * | 2011-09-22 | 2012-01-18 | 天元建设集团有限公司 | 实现混凝土生产清洗浆水及废渣回收再利用的系统及方法 |
| RU2706019C1 (ru) * | 2018-09-21 | 2019-11-13 | Виктор Павлович Ремез | Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития |
Family Cites Families (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE3142405A1 (de) * | 1981-10-26 | 1983-05-05 | Reaktor-Brennelement Union Gmbh, 6450 Hanau | "verfahren zum fixieren von in wasser befindlichen fremdstoffen" |
| JPS60128400A (ja) * | 1983-12-16 | 1985-07-09 | 株式会社日立製作所 | 放射性廃棄物固化体及びその製造方法 |
| RU2112289C1 (ru) * | 1996-03-12 | 1998-05-27 | Пензин Роман Андреевич | Способ переработки жидких радиоактивных отходов |
| RU2122753C1 (ru) | 1997-10-30 | 1998-11-27 | Товарищество с ограниченной ответственностью "Лаборатория технологий водоочистки - Наука Ltd." | Способ переработки жидких отходов, содержащих радионуклиды |
| RU2132095C1 (ru) | 1997-12-03 | 1999-06-20 | Московское государственное предприятие Объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды | Устройство для цементирования жидких радиоактивных отходов |
| RU2218618C2 (ru) | 2002-02-14 | 2003-12-10 | Государственное предприятие Научно-исследовательский технологический институт им. А.П. Александрова | Способ цементирования жидких радиоактивных отходов и устройство для его реализации |
| RU2309472C1 (ru) | 2006-04-03 | 2007-10-27 | Открытое акционерное общество "Научно-производственное объединение АТОМТЕХКОНСТРУКЦИЯ" | Способ цементирования жидких радиоактивных отходов и устройство для его осуществления |
| EP2593191B1 (en) | 2010-10-15 | 2016-05-18 | Avantech, Inc. | Concentrate treatment method and system |
| RU126185U1 (ru) | 2012-08-27 | 2013-03-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" | Установка для очистки жидких радиоактивных отходов от трития |
| RU2577512C1 (ru) | 2014-12-29 | 2016-03-20 | Общество с ограниченной ответственностью "Научно-Производственное предприятие "Эксорб" | Способ переработки жидких радиоактивных отходов и их утилизации |
-
2019
- 2019-11-27 RU RU2019138258A patent/RU2737954C1/ru active
-
2020
- 2020-11-19 WO PCT/RU2020/000619 patent/WO2021107811A1/ru unknown
- 2020-11-19 JP JP2022528599A patent/JP2023510461A/ja active Pending
- 2020-11-19 EP EP20892502.4A patent/EP4047619A4/en active Pending
- 2020-11-19 CN CN202080081093.9A patent/CN114746956A/zh active Pending
- 2020-11-19 KR KR1020227019155A patent/KR20220103125A/ko active Search and Examination
- 2020-11-19 US US17/778,508 patent/US20230005634A1/en active Pending
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2033972C1 (ru) * | 1992-07-23 | 1995-04-30 | Омский государственный университет | Способ очистки сточных вод гальванического производства от ионов тяжелых металлов |
| RU2172032C1 (ru) * | 2000-08-31 | 2001-08-10 | Пензин Роман Андреевич | Способ очистки низкоактивных жидких радиоактивных отходов от радионуклидов |
| CN102320082A (zh) * | 2011-09-22 | 2012-01-18 | 天元建设集团有限公司 | 实现混凝土生产清洗浆水及废渣回收再利用的系统及方法 |
| RU2706019C1 (ru) * | 2018-09-21 | 2019-11-13 | Виктор Павлович Ремез | Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP4047619A1 (en) | 2022-08-24 |
| CN114746956A (zh) | 2022-07-12 |
| EP4047619A4 (en) | 2022-12-07 |
| JP2023510461A (ja) | 2023-03-14 |
| KR20220103125A (ko) | 2022-07-21 |
| US20230005634A1 (en) | 2023-01-05 |
| WO2021107811A1 (ru) | 2021-06-03 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP5669120B1 (ja) | 汚染水の処理方法 | |
| RU2737954C1 (ru) | Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития | |
| US20120003135A1 (en) | Water treatment | |
| JP2513690B2 (ja) | 放射性廃棄物の固化剤 | |
| RU2706019C1 (ru) | Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития | |
| JP6151084B2 (ja) | 放射性廃棄物の固化処理方法 | |
| JP6114055B2 (ja) | 放射性物質の固定化材および放射性汚染物の処理方法 | |
| FI129112B (fi) | Menetelmä nestemäisten jätteiden käsittelemiseksi ja kiinteyttämiseksi | |
| Walling | Conversion of magnesium bearing radioactive wastes into cementitious binders | |
| EA043871B1 (ru) | Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих в том числе изотопы трития | |
| JP2013190257A (ja) | 放射性物質の固定化材、および放射性汚染物の処理方法 | |
| KR20170022743A (ko) | 산업 폐기물로부터 지오폴리머를 제조하는 방법 | |
| US20240221967A1 (en) | System and method to stabilize radioactive isotopes | |
| JP5961977B2 (ja) | 放射性セシウム含有飛灰のセメント固化物の製造方法 | |
| RU2529496C2 (ru) | Состав для отверждения жидких радиоактивных отходов | |
| RU2249268C2 (ru) | Способ переработки радиоактивных коагуляционных пульп | |
| Atabek et al. | Nuclear waste immobilization in cement-based materials: Overview of French studies | |
| JPH0232600B2 (ja) | Ionkokanjushisuiseiekikongobutsuosementochunifunyusuruhoho | |
| Bayoumi | Cementation of radioactive liquid scintillator waste simulate | |
| Sami | Immobilization of Radioactive Waste in Different Fly Ash Zeolite Cement Blends | |
| Sekely et al. | Geopolymer-Based Solidification/Stabilization of Radioactive Wastes | |
| Andronov | Check for updates On the Creation of a Modern System for Handling Liquid Radioactive Waste at Nuclear Power Plants in Ukraine. | |
| Heimann | Interaction of cement and radioactive waste forms in multicomponent systems tests at 200° C Part 1: Leaching and Sorption of cesium, strontium and actinides | |
| 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 | |
| JPH06331794A (ja) | 放射性廃棄物セメント固化用骨材およびその製造方法 |