RU2754771C1 - Method for disposal of radioactive waste and container for storage thereof - Google Patents

Method for disposal of radioactive waste and container for storage thereof Download PDF

Info

Publication number
RU2754771C1
RU2754771C1 RU2021105974A RU2021105974A RU2754771C1 RU 2754771 C1 RU2754771 C1 RU 2754771C1 RU 2021105974 A RU2021105974 A RU 2021105974A RU 2021105974 A RU2021105974 A RU 2021105974A RU 2754771 C1 RU2754771 C1 RU 2754771C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
radioactive waste
disposal
masonry
level
layer
Prior art date
Application number
RU2021105974A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Виталий Алексеевич Узиков
Original Assignee
Виталий Алексеевич Узиков
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Виталий Алексеевич Узиков filed Critical Виталий Алексеевич Узиков
Priority to RU2021105974A priority Critical patent/RU2754771C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2754771C1 publication Critical patent/RU2754771C1/en

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/04Treating liquids
    • G21F9/20Disposal of liquid waste
    • G21F9/24Disposal of liquid waste by storage in the ground; by storage under water, e.g. in ocean

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Biodiversity & Conservation Biology (AREA)
  • General Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Ocean & Marine Engineering (AREA)
  • Oceanography (AREA)
  • Sustainable Development (AREA)
  • Environmental & Geological Engineering (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Processing Of Solid Wastes (AREA)

Abstract

FIELD: radioactive waste disposal.SUBSTANCE: invention relates to methods for the preparation and disposal of radioactive waste (RW). The method includes the formation of sealed unified metal unit packages (UP) with solidified radioactive waste and increased protection against the migration of radionuclides. UPs with more hazardous RW are placed closer to the center of the masonry array than with less hazardous ones. The metal body of the unit package is lined from the inside with a layer of clay mixture and sheet glass adjacent to the clay mixture.EFFECT: invention allows combining burial (final isolation) in one engineering structure of all classes of solidified radioactive waste - from very low-level radioactive waste (LLRW) to intermediate-level radioactive waste (ILRW) and, after long exposure, high-level radioactive waste (HLRW).4 cl, 3 dwg

Description

Уровень техникиState of the art

Из уровня техники широко известны способы окончательной изоляции – захоронения радиоактивных отходов (РАО) в геологических формациях земной коры, в которых естественная или искусственная полость заполняется РАО в различных упаковках или контейнерах, что предполагает изоляцию РАО от окружающей среды на срок потенциальной опасности РАО ~1000 лет, обусловленной естественным распадом большинства радионуклидов в составе РАО, при этом основной упор делается на длительную надежную изоляцию РАО от подземных вод, с которыми радионуклиды РАО могут перемещаться в подземных горизонтах, загрязняя окружающую среду. From the prior art, methods of final isolation are widely known - burial of radioactive waste (RW) in geological formations of the earth's crust, in which a natural or artificial cavity is filled with RW in various packages or containers, which implies isolation of RW from the environment for a period of potential hazard of RW ~ 1000 years caused by the natural decay of most radionuclides in the composition of radioactive waste, with the main emphasis being placed on long-term reliable isolation of radioactive waste from groundwater, with which radioactive waste radionuclides can move in underground horizons, polluting the environment.

Описание и анализ применяемых концепций утилизации отходов низкого и среднего уровня активности (НСАО) или трансурановых (TRU) отходов, принятых в разных странах приведен в работе (T. W. Hicks. T. D. Baldwin, P. J. Hooker. P. J. Richardson, N. A. Chapman, I. G. McKinley and F. B. Neall / Concepts for the Geological Disposal of Intermediate-Level Radioactive Waste, Galson Sciences Limited report lo NDA-RWMD. 2008 ). A description and analysis of applied concepts for the disposal of low and intermediate level waste (LILW) or transuranic (TRU) waste, adopted in different countries, are given in (TW Hicks. TD Baldwin, PJ Hooker. PJ Richardson, NA Chapman, IG McKinley and FB Neall / Concepts for the Geological Disposal of Intermediate-Level Radioactive Waste, Galson Sciences Limited report lo NDA-RWMD. 2008).

В Бельгии принята концепция утилизации НСАО в туннелях в пластичной глинистой вмещающей породе с использованием контейнеров для отходов, защищенных в бетонных установках для захоронения, которые размещаются в осевом направлении в туннелях, облицованных бетоном. Во Франции концепция предполагает захоронение НСАО в затвердевшей глинистой вмещающей породе в туннелях с контейнерами для отходов, упакованными в бетонные транспортные пакеты, которые укладываются в облицованные бетоном туннели; отдельная зона захоронения выделена для отходов, содержащих органические вещества. По Швейцарской концепции утилизация НСАО должна производиться в туннелях во вмещающих породах мергеля, с контейнерами для отходов, упакованными в бетонные блоки для захоронения, которые укладываются в облицованные бетоном туннели, закрытые газопроницаемым раствором. По принятой концепции Японии должен производиться вывоз в туннель отходов TRU в твердых или мягких вмещающих породах, с контейнерами для отходов, залитыми в стальные контейнеры, которые укладываются в туннели (облицованные бетоном в мягких породах), и с цементным раствором, включенным в качестве засыпки; для некоторых отходов предусмотрен бентонитовый барьер, а отходы, содержащие нитраты, выделяются в отдельную зону захоронения. В Швеции принята концепция захоронения НСАО внутри пещер в кристаллической вмещающей породе с отходами, упакованными в бетон и стальные контейнеры, которые складываются в пещеры (малоактивные отходы) или заливаются в бетонные своды внутри пещер (высокоактивные отходы); пещеры засыпаются щебнем, который действует как гидравлический сепаратор. В принятой Канадой концепции захоронение НСАО должно производится в известняковой вмещающей породе с размещением НАО и экранированных контейнеров с САО в отдельных помещениях (без последующей засыпки). Концепция Германии предусматривает захоронение НСАО в кавернах глинистых образований, при этом упаковки с отходами размещаются в стальные контейнеры и цементируются, а затем складываются штабелями в кавернах; каверны заливаются раствором.Belgium has adopted a concept for the disposal of LILW in tunnels in plastic clay bedrock using waste containers protected in concrete disposal facilities, which are axially disposed in concrete lined tunnels. In France, the concept is to dispose of LILW in hardened clayey host rock in tunnels with waste containers packed in concrete overpacks that are stacked in concrete-lined tunnels; a separate disposal area is allocated for waste containing organic matter. According to the Swiss concept, the disposal of LILW should be carried out in tunnels in the enclosing marl rocks, with waste containers packed in concrete blocks for disposal, which are laid in concrete-lined tunnels covered with a gas-permeable solution. According to the accepted concept of Japan, TRU wastes should be transported to the tunnel in hard or soft rock, with waste containers poured into steel containers that are placed in the tunnels (lined with concrete in soft rock) and with cement slurry included as backfill; some waste has a bentonite barrier, and waste containing nitrates is separated into a separate disposal area. Sweden has adopted the concept of burying LILW inside caves in crystalline host rock with waste packed in concrete and steel containers that are piled into caves (low level waste) or poured into concrete vaults inside caves (high level waste); the caves are filled with rubble, which acts as a hydraulic separator. According to the concept adopted by Canada, the disposal of LILW should be carried out in a limestone enclosing rock with the placement of LILW and shielded containers with LILW in separate rooms (without subsequent filling). The German concept provides for the disposal of LILW in caverns of clay formations, with the waste packages being placed in steel containers and cemented, and then stacked in piles in the caverns; caverns are filled with solution.

Однако из-за сложности и высоких затрат на реализацию большинство этих концепций, связанных с использование геологических структур, все еще находятся в стадии разработки или больше не разрабатываются в соответствии с первоначальными проектами. В соответствии с принятым в атомной отрасли принципом ALARA (сокр. As Low As Reasonably Achievable), сформулированным как принцип оптимизации доз еще в 1954 году Международной Комиссией по Радиологической защите с целью минимизации вредного воздействия ионизирующей радиации, в сложившихся экономических условиях в практической деятельности по обезвреживанию РАО для снижения затрат нужно больше внимания уделять инженерным сооружениям, в первую очередь приповерхностным, как наименее затратным.However, due to the complexity and high costs of implementation, most of these concepts related to the use of geological structures are still under development or are no longer developed in accordance with the original designs. In accordance with the ALARA principle (abbreviated as As Low As Reasonably Achievable) adopted in the nuclear industry, formulated as a principle of dose optimization back in 1954 by the International Commission on Radiological Protection in order to minimize the harmful effects of ionizing radiation, in the current economic conditions in the practice of neutralization To reduce the costs of radioactive waste, more attention should be paid to engineering structures, primarily near-surface ones, as the least costly.

Известно хранилище радиоактивных отходов приповерхностного типа, используемое для локализации контейнеров с твердыми радиоактивными отходами (заявка JP 2013210359 А, Япония // МКИ G21F 9/24, 10.10.2013), включающее полузаглубленный могильник приповерхностного типа для размещения контейнеров с твердыми радиоактивными отходами и систему обеспечения радиационной безопасности, включающую нижний защитный инженерный барьер хранилища и верхний защитный инженерный барьер хранилища.Known storage for radioactive waste of a near-surface type, used for the containment of containers with solid radioactive waste (application JP 2013210359 A, Japan // MKI G21F 9/24, 10.10.2013), including a semi-buried near-surface repository for placing containers with solid radioactive waste and a support system radiation safety, including the lower protective engineering barrier of the storage facility and the upper protective engineering barrier of the storage facility.

Недостатком этого способа окончательной изоляции являются низкая экологическая безопасность в связи с возможным подтоплением контейнеров с радиоактивными отходами, находящихся ниже уровня земли, нарушение их герметичности и возможность миграции из них радионуклидов в окружающую среду.The disadvantages of this method of final isolation are low environmental safety due to possible flooding of containers with radioactive waste located below ground level, violation of their tightness and the possibility of migration of radionuclides from them into the environment.

Известен способ захоронения супертоксичных промышленных отходов (патент РФ №2317160, опубл. 20.02.2008), который включает последовательную укладку водонепроницаемого экрана, уплотнение его, укладку и уплотнение отходов, покрытие отходов вторым водонепроницаемым экраном, уплотнение и засыпку его слоем почвенно-растительного грунта с последующей посадкой растений. В качестве водонепроницаемого экрана используют изолирующий материал ИМ-1, содержащий нефтяной шлам, известняк в мелкокусковой форме, отходы бурения, глинистые породы, биопрепараты, пропитанные жидким битумом или гудроном. Перед укладкой из супертоксичных отходов формуют во влажной среде при 40-60°С в течение 1-3 суток зацементированные блоки, включающие: супертоксичные отходы, портландцемент, речной песок, изолирующий материал ИМ-1 при следующем соотношении компонентов, маc. ч.: супертоксичные отходы - 1 маc. ч., портландцемент - 0,1-0,3 маc. ч., речной песок - 0,1-0,3 маc. ч., изолирующий материал ИМ-1 - 0,05-0,1 маc. ч., которые покрывают жидким битумом или гудроном в течение 3-5 мин, затем охлаждают и направляют на укладку.There is a known method of burial of supertoxic industrial waste (RF patent No. 2317160, publ. 02/20/2008), which includes sequential laying of a waterproof screen, compacting it, laying and compaction of waste, covering the waste with a second waterproof screen, compaction and filling it with a layer of soil-vegetable soil with subsequent planting of plants. Insulating material IM-1, containing oil sludge, limestone in small lump form, drilling waste, clayey rocks, biological products impregnated with liquid bitumen or tar, is used as a waterproof screen. Before stacking, cemented blocks are formed from supertoxic waste in a humid environment at 40-60 ° C for 1-3 days, including: supertoxic waste, Portland cement, river sand, insulating material IM-1 with the following ratio of components, wt. h .: supertoxic waste - 1 wt. hours, Portland cement - 0.1-0.3 wt. hours, river sand - 0.1-0.3 wt. hours, insulating material IM-1 - 0.05-0.1 wt. hours, which are covered with liquid bitumen or tar for 3-5 minutes, then cooled and sent for laying.

Недостатком данного способа является повышенная пожаропасность и биологическая деградация битума.The disadvantage of this method is the increased fire hazard and biological degradation of bitumen.

Известен способ захоронения твердых радиоактивных отходов в приповерхностные могильники (патент РФ №2366011, опубл. 27.08.2009). При захоронении отходов производят обваловывание могильника снизу и с боков слоем от 0,5 до 1,5 м уплотненной смеси глины с бокситовым шламом. После заполнения могильника отходами производят обваловывание сверху так, чтобы вертикальная планировка этого гидроизолирующего слоя обеспечивала сток атмосферных осадков. Бокситовый шлам получают при обжиге бокситовой руды совместно с известью и содой и последующей промывке водой от растворимых натриевых соединений.A known method of burying solid radioactive waste in near-surface repositories (RF patent No. 2366011, publ. 27.08.2009). When the waste is buried, the burial site is doned from the bottom and from the sides with a layer of 0.5 to 1.5 m of a compacted mixture of clay with bauxite slurry. After filling the burial ground with waste, the top is embanked so that the vertical layout of this waterproofing layer ensures the drainage of atmospheric precipitation. Bauxite sludge is obtained by roasting bauxite ore together with lime and soda and subsequent washing with water to remove soluble sodium compounds.

Недостатком данного способа являются наличие специфичных ингредиентов и высокая трудоемкость процессов по использованию способа.The disadvantages of this method are the presence of specific ingredients and the high complexity of processes for using the method.

Известна концепция хранилища радиоактивных отходов приповерхностного типа, используемого для локализации ОНАО (Альтернативные концепции окончательных этапов обращения с ОНАО/ А.А. Абрамов [и др.] // Безопасность ядерных технологий и окружающей среды. - М., 2012. - №3 - С.29-36.), включающее нижний защитный инженерный барьер, образованный основанием, ложем с дренажной системой в виде железобетонной плиты, контейнеры и упаковки с ОНАО, а также верхний защитный инженерный барьер, образованный верхней подушкой из слоя песка, слоя бентонита, укрывной пленки из высокоплотного полиэтилена, верхним покрытием, содержащим дренажный слой из каменной крошки или гравия, гидроизоляционный слой из глины и покрывающий слой из дерна.The concept of a storage facility for near-surface radioactive waste used for the localization of VLLW is known (Alternative concepts of the final stages of VLLW management / AA Abramov [et al.] // Safety of nuclear technologies and the environment. - M., 2012. - No. 3 - P.29-36.), Including a lower protective engineering barrier formed by the base, a bed with a drainage system in the form of a reinforced concrete slab, containers and packaging with VLLW, as well as an upper protective engineering barrier formed by an upper cushion of sand, a layer of bentonite, a covering high-density polyethylene films, topcoat containing a drainage layer of stone chips or gravel, a waterproofing layer of clay and a cover layer of turf.

Недостатками известного хранилища являются:The disadvantages of the well-known repository are:

- низкая экологическая безопасность из-за отсутствия в образующих нижний защитный инженерный барьер конструкциях элементов, исключающих контакт контейнеров и упаковок с ОНАО с водой, при аварийных ситуациях, связанных с подтоплением хранилища, и миграцию радионуклидов в окружающую среду, а также отсутствие систем, обеспечивающих осуществление мониторинга и оперативного управления экологической безопасностью хранилища в течение срока его эксплуатации без нарушения целостности защитных инженерных барьеров;- low environmental safety due to the absence of elements in the structures forming the lower protective engineering barrier that exclude the contact of containers and packages with VLLW with water, in emergency situations associated with flooding of the storage, and the migration of radionuclides into the environment, as well as the lack of systems that ensure the implementation monitoring and operational management of the environmental safety of the storage facility during its service life without violating the integrity of protective engineering barriers;

- ограниченная область применения, распространяющаяся только на локализацию ОНАО, в связи с низкой надежностью защитных инженерных барьеров. - limited area of application, extending only to the localization of VLLW, due to the low reliability of protective engineering barriers.

Прототипом по технической сущности к заявленному способу захоронения радиоактивных отходов является хранилище радиоактивных отходов приповерхностного типа, используемое для локализации отвержденных ЖРО (Атомная стратегия XXI, №153, Виталий Узиков //Оптимизация технологии обезвреживания ЖРО / Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург, 2019, с.14-19.)The prototype in terms of the technical nature of the claimed method of disposal of radioactive waste is a near-surface radioactive waste storage facility used for localization of solidified LRW (Atomic Strategy XXI, No. 153, Vitaly Uzikov // Optimization of LRW disposal technology / ProAtom Information Agency, St. Petersburg, 2019 , pp. 14-19.)

При этом предлагается переводить ЖРО средней и низкой активности (включая ОНАО) сначала в высокосолевой раствор с содержанием солей 700-900 г/л, а затем использовать его для получения унифицированных цементных блоков, пригодных для плотной укладки в пунктах окончательной изоляции. При таком подходе основным конструкционным материалом таких инженерных сооружений являются сами УЦБ на основе высокосолевых концентратов ЖРО, причем формирование массива из блоков должно проводиться так, чтобы на его периферии были низкоактивные (НАО) или очень низкоактивные блоки (ОНАО), а к центральной части массива активность блоков постепенно возрастала до уровня среденактивных (САО).At the same time, it is proposed to transfer LRW of medium and low activity (including VLLW) first into a high-salt solution with a salt content of 700-900 g / l, and then use it to obtain unified cement blocks suitable for dense packing at final isolation points. With this approach, the main structural material of such engineering structures is the UCB themselves, based on high-salt LRW concentrates, and the formation of the array from blocks should be carried out so that on its periphery there are low-level (LLW) or very low-level blocks (VLLW), and to the central part of the array, activity blocks gradually increased to the level of average active (MAO).

Недостатками этого способа являются:The disadvantages of this method are:

- недостаточная экологическая безопасность из-за высокой выщелачиваемости цементного компаунда при ситуациях, связанных с подтоплением хранилища, обуславливающем возможную миграцию радионуклидов в окружающую среду;- insufficient environmental safety due to the high leachability of the cement compound in situations associated with flooding of the storage, causing the possible migration of radionuclides into the environment;

- возможный риск выхода радионуклидов в окружающую среду при проведении транспортно-технологических операций с открытыми блоками цементного компаунда;- the possible risk of radionuclide release into the environment during transport and technological operations with open blocks of the cement compound;

- возможность разрушения блоков цементного компаунда при проведении транспортно-технологических операций.- the possibility of destruction of cement compound blocks during transport and technological operations.

Наиболее близким аналогом заявленному способу является способ подготовки и захоронения радиоактивных отходов (патент РФ №2537815, опубл. 10.01.2015), включающий доставку РАО от их производителей к месту захоронения, подготовку доставленных РАО, включая переработку поверхностно загрязненных радионуклидами металлических МРАО, размещение подготовленных РАО в объеме захоронения, окончательную изоляцию от окружающей среды, отличающийся тем, что для эффективного надежного и окончательного захоронения РАО используют открытые горные выработки с завершенным циклом добычи полезных ископаемых - горные или горнорудные карьеры со скальной основой, при которых производят оборудование площадки выгрузки и подготовки РАО к захоронению, пункта переработки МРАО, транспортной сети перемещения РАО в карьер на захоронение, по готовности к работе которых производят доставку РАО от их производителей к месту захоронения без ограничений по происхождению - техногенные, природные радионуклиды ПРН, по активности - низкоактивные НАО, среднеактивные САО, высокоактивные ВАО, по конструкции, материалам, формам, габаритам, времени и условиям предшествующего хранения контейнеров и упаковок РАО большей частью в унифицированных металлических единичных упаковках ЕУ кубической формы, производят подготовку доставленных РАО к захоронению - ремонт упаковок и контейнеров, восстановление их антикоррозионных покрытий, перезатаривание ветхих упаковок в новые, МРАО перерабатывают, удаляя радиоактивные загрязнения комплексной глубокой дезактивацией, в результате которой отдезактивированный и допустимый к неограниченному использованию металл исключается из захоронения и возвращается в хозяйственный оборот, а вторичные РАО переработки компактируют, отверждают, заключают в ЕУ и вместе с подготовленными упаковками перемещают в карьер, в котором дно-основание засыпают привозной глиной, перекрывая все неровности дна, выравнивая и уплотняя слой до ровной горизонтальной площадки, на которой доставляемые РАО, используя конструктивную особенность ЕУ, выстраивают объемными блоками или блоками-контейнерами с обеспечением зазоров между блоками и стенами карьера на высоту, не превышающую расчетную прочность унифицированной ЕУ, после чего зазоры заполняют глиной, дают ей выдержку на осадку, дозаполняют провалы и перекрывают глиной верхний срез блоков РАО и все зазоры, замыкая индивидуальную глиняную изоляцию каждого из собранных блоков первого яруса и формируя площадку-основание второго яруса, на которой продолжают блочно-ярусное заполнение карьера до верхней проектной отметки, после чего незаполненную часть карьера перекрывают глиной, замыкая контур глиняной изоляции заполненного РАО объема и засыпают грунтом из отвалов вскрышных пород, завершая последний этап в окончательном захоронении РАО и рекультивацию карьера с восстановлением первозданного природного ландшафта.The closest analogue to the claimed method is a method for the preparation and disposal of radioactive waste (RF patent No. 2537815, publ. 01/10/2015), including the delivery of radioactive waste from their manufacturers to the disposal site, preparation of delivered radioactive waste, including the processing of surface radioactive waste contaminated with radionuclides, placement of prepared radioactive waste in the volume of disposal, final isolation from the environment, characterized in that for effective, reliable and final disposal of radioactive waste, open mine workings with a completed mining cycle are used - mining or mining quarries with a rock base, in which equipment is produced for the unloading site and preparation of radioactive waste for burial, a MRAW processing point, a transport network for the transfer of radioactive waste to a quarry for disposal, upon readiness for operation of which, the delivery of radioactive waste from their producers to the disposal site is carried out without restrictions on origin - technogenic, natural radionuclides PRN, according to activity - low-level LLW, medium-level IWW, high-level HLW, in terms of design, materials, shapes, dimensions, time and conditions of the previous storage of containers and packages of RW, mostly in standardized metal unit packages of EU cubic form, prepare the delivered RW for disposal - repair of packages and containers, restoration of their anticorrosive coatings, overloading of worn-out packages into new ones, MRAO is recycled, removing radioactive contamination by complex deep decontamination, as a result of which the deactivated and admissible for unlimited use metal is excluded from burial and returned to economic circulation, and the secondary radioactive waste from processing is compacted, solidified, enclosed in EU and together with the prepared packages are transferred to a quarry, in which the bottom-base is covered with imported clay, covering all bottom irregularities, leveling and compacting the layer to a flat horizontal platform, on which the delivered RW using constructive feature of the EU, they are built in volumetric blocks or block-containers with the provision of gaps between the blocks and the walls of the quarry to a height not exceeding the design strength of the unified EU, after which the gaps are filled with clay, allow it to settle for sedimentation, fill the gaps and block the upper cut of the RAW blocks with clay and all the gaps, closing the individual clay insulation of each of the assembled blocks of the first tier and forming the platform-base of the second tier, on which the block-tiered filling of the open pit is continued up to the upper design mark, after which the unfilled part of the open pit is covered with clay, closing the contour of the clay insulation of the volume filled with radioactive waste and backfilled with soil from overburden dumps, completing the last stage in the final disposal of radioactive waste and reclamation of the open pit with the restoration of the pristine natural landscape.

Недостатком данного способа являются сложность проведения транспортно-технологических операций в открытом карьере, высокие дозовые нагрузки на персонал при проведении операций по дезактивации МРАО, отсутствие технологии кондиционирования вторичных РАО непосредственно в пунктах захоронения, скапливание атмосферных осадков в карьере при его заполнении.The disadvantages of this method are the complexity of carrying out transport and technological operations in an open pit, high dose loads on personnel during operations to decontaminate MRAO, the lack of technology for conditioning secondary radioactive waste directly at disposal sites, and the accumulation of atmospheric precipitation in the open pit when it is filled.

Сущность изобретенияThe essence of the invention

Заявленное изобретение направлено на создание универсальной эффективной технологии для надежной и долговременной окончательной изоляции отвержденных РАО разной степени опасности при минимальных затратах.The claimed invention is aimed at creating a universal effective technology for reliable and long-term final isolation of solidified radioactive waste of varying degrees of hazard at minimal cost.

Технический результат достигается за счет того, что способ захоронения радиоактивных отходов и конструкция единичной упаковки обеспечивают защиту от выхода опасных радионуклидов в окружающую среду вследствие применения сорбирующих и изолирующих материалов, не подверженных деградации со временем (стекло, бентонитовая глина или её аналоги) и имеющих относительно низкую стоимость. The technical result is achieved due to the fact that the method of disposal of radioactive waste and the design of a single package provide protection against the release of hazardous radionuclides into the environment due to the use of sorbent and insulating materials that are not subject to degradation over time (glass, bentonite clay or its analogs) and have a relatively low price.

Повышение надежности длительной изоляции – захоронения РАО достигается за счет:Improving the reliability of long-term isolation - disposal of radioactive waste is achieved due to:

применения принципа вложенности, при котором единичные упаковки (ЕУ) в металлическом корпусе с более высоким уровнем радиационной опасности для окружающей среды размещаются ближе к центру кладки, чем ЕУ с более низким уровнем радиационной опасности. Таким образом, структура размещения ЕУ в массиве кладки препятствует миграции радионуклидов в окружающую среду;application of the nesting principle, in which unit packages (PU) in a metal case with a higher level of radiation hazard for the environment are placed closer to the center of the masonry than PU with a lower level of radiation hazard. Thus, the structure of the EU placement in the masonry array prevents the migration of radionuclides into the environment;

использование для инженерных барьеров, препятствующих выходу опасных радионуклидов в окружающую среду, сорбирующих и изолирующих материалов, не подверженных деградации со временем (стекло, бентонитовая глина или её аналоги).use for engineering barriers preventing the release of hazardous radionuclides into the environment, sorbing and insulating materials that are not subject to degradation over time (glass, bentonite clay or its analogs).

Повышение эффективности способа достигается за счет:Increasing the efficiency of the method is achieved by:

применения при окончательной изоляции отвержденных РАО универсальных единичных упаковок с металлическим корпусом, в которых цементный компаунд занимает 90-95% в отличие от невозвратных защитных контейнеров НЗК-150-1,5П, где полезная емкость под компаунд составляет 40% от общего объема контейнера;use in the final isolation of solidified radioactive waste of universal unit packages with a metal body, in which the cement compound occupies 90-95%, in contrast to non-returnable protective containers NZK-150-1.5P, where the useful capacity for the compound is 40% of the total volume of the container;

стоимость приемки на захоронение национальным оператором НЗК-150-1,5П составляет 200 тыс.руб./м3, т.е. 750 тыс.руб. за приемку контейнера. Вместе со стоимостью НЗК-150-1,5П затраты на передачу 1,5 м3 отвержденных РАО составят 870 тыс. руб. при тарифах 2017 года. Затраты на передачу аналогичного объема отвержденных РАО в металлических единичных упаковках, облицованных изнутри стеклом и бентонитовой глиной составят 50 тыс.руб. за стоимость унифицированных ЕУ и 330 тыс.руб. за объем хранения – в сумме 380 тыс. руб., т.е. в 2,3 раза ниже чем при существующей технологии. the cost of acceptance for disposal by the national operator NZK-150-1.5P is 200 thousand rubles / m 3 , i.e. 750 thousand rubles for receiving the container. Together with the cost of NZK-150-1.5P, the cost of transferring 1.5 m 3 of solidified radioactive waste will amount to 870 thousand rubles. at rates of 2017. The costs of transferring a similar volume of solidified radioactive waste in metal unit packages lined with glass and bentonite clay from the inside will amount to 50 thousand rubles. for the cost of unified EU and 330 thousand rubles. for storage volume - in the amount of 380 thousand rubles, i.e. 2.3 times lower than with existing technology.

Радикальное снижение затрат на окончательную изоляцию РАО 2 класса при использовании заявленного способа достигается, тем, что он позволяет отказаться от строительства дорогостоящих пунктов глубинного захоронения, стоимость изоляции которых составляет 700 тыс.руб./м3. Заявленный способ позволяет обеспечить надежную изоляцию в одном пункте захоронения радиоактивных отходов отвержденных РАО 2, 3,4 и 6-го класса применяя технологию дистанционной укладки ЕУ в соответствии с принципом вложенности. Применение при транспортно-технологических операциях промышленных роботов с вакуумным захватом позволяет сделать металлическую единичную упаковку простой формы, технологичную и с низкой стоимостью. Простая форма ЕУ и применение промышленного робота с вакуумным захватом на платформе мостового крана дает возможность автоматизировать и оптимизировать процесс формирования кладки из ЕУ с РАО разного класса опасности в соответствии с принципом вложенности, что снижает дозовые нагрузки на персонал и риск аварийных ситуаций в результате ошибок персонала. A radical reduction in the costs of the final isolation of class 2 RW when using the claimed method is achieved by the fact that it allows you to abandon the construction of expensive deep burial sites, the cost of isolation of which is 700 thousand rubles / m 3 . The claimed method makes it possible to ensure reliable isolation at one disposal site for radioactive waste of solidified RW of the 2nd, 3rd, 4th and 6th class using the technology of remote storage of EU in accordance with the nesting principle. The use of industrial robots with a vacuum gripper in transport and technological operations makes it possible to make metal unit packaging of a simple form, technological and low cost. The simple form of EU and the use of an industrial robot with a vacuum gripper on the platform of an overhead crane makes it possible to automate and optimize the process of forming masonry from EU with radioactive waste of different hazard classes in accordance with the nesting principle, which reduces the dose load on personnel and the risk of accidents as a result of personnel errors.

Проведенный анализ уровня техники показал, что заявленная совокупность существенных признаков, изложенных в формуле изобретения, неизвестна. Установлено, что заявленное техническое решение не следует явным образом из известного уровня техники. Изобретение является новым, имеет изобретательский уровень и промышленно применимо.The analysis of the prior art showed that the claimed set of essential features set forth in the claims is unknown. It has been found that the claimed technical solution does not follow explicitly from the prior art. The invention is new, has an inventive step and is industrially applicable.

Описание чертежейDescription of drawings

Заявляемый способ иллюстрируется рисунками, представленными на:The inventive method is illustrated by figures presented on:

Фиг. 1 – Общая схема структуры комплексного пункта приповерхностного захоронения РАО с применением промышленных манипуляторов с вакуумным захватом;FIG. 1 - General diagram of the structure of a complex facility for near-surface disposal of radioactive waste using industrial manipulators with a vacuum grip;

Фиг. 2 – Конструкция единичной упаковки с цементным компаундом, оболочка которой облицована изнутри листовым стеклом;FIG. 2 - Construction of a single package with a cement compound, the shell of which is lined from the inside with sheet glass;

Фиг. 3 – Схема структуры кладки единичных упаковок разного класса радиационной опасности в комплексном пункте приповерхностного захоронения.FIG. 3 - Diagram of the structure of the stacking of single packages of different classes of radiation hazard in a complex near-surface disposal site.

Пример конкретного исполненияAn example of a specific execution

В качестве неограничивающего примера на Фиг.1 показано применение заявленного способа в приповерхностном пункте захоронения радиоактивных отходов (1), оснащенном мостовым краном (2) с грузовой тележкой (3), на которой установлен промышленный манипулятор (4), оснащенный захватом (5), позволяющим производить транспортно-технологические операции с единичными упаковками цементного компаунда РАО прямоугольной формы, облицованными металлом (6). Единичные упаковки (6) укладываются в пункте захоронения (1) в соответствии с принципов вложенности, когда ЕУ с более высоким уровнем радиационной опасности для окружающей среды размещаются ближе к центру кладки, чем ЕУ с низким уровнем радиационной опасности, размещаемые ближе к периферии кладки. На периферии кладки толстым слоем укладываются ЕУ с очень низким уровнем радиоактивности (ОНАО), основная роль которых заключается в создании надежной зоны долговременной защиты от миграции в окружающую среду опасных радионуклидов из центра кладки (7). ЕУ с более высоким уровнем укладываются ближе к центру (8), а с наибольшей радиоактивностью размещаются в центре кладки (9). As a non-limiting example, Fig. 1 shows the application of the claimed method in a near-surface disposal facility for radioactive waste (1), equipped with an overhead crane (2) with a cargo trolley (3), on which an industrial manipulator (4) is installed, equipped with a gripper (5), allowing to carry out transport and technological operations with single packages of a cement compound of radioactive waste of a rectangular shape, lined with metal (6). Unit packages (6) are stacked at the disposal site (1) in accordance with the nesting principles, when EUs with a higher level of radiation hazard to the environment are placed closer to the center of the masonry than EUs with a low level of radiation hazard, placed closer to the periphery of the masonry. On the periphery of the masonry, EU with a very low level of radioactivity (VLLW) are laid in a thick layer, the main role of which is to create a reliable zone of long-term protection against the migration of hazardous radionuclides into the environment from the center of the masonry (7). EUs with a higher level are placed closer to the center (8), and those with the highest radioactivity are placed in the center of the masonry (9).

Структура единичной упаковки (6) приведена на Фиг.2. Металлический корпус ЕУ имеет форму прямоугольного параллелепипеда (10). Изнутри металлические стенки ЕУ облицованы листовым стеклом (11), что позволяет обеспечить надежную и долговременную защиту от миграции радионуклидов из цементного компаунда упаковки (12) за её границы.The structure of a unit package (6) is shown in Fig. 2. The metal case of the EU has the shape of a rectangular parallelepiped (10). From the inside, the metal walls of the EU are lined with sheet glass (11), which makes it possible to provide reliable and long-term protection against the migration of radionuclides from the cement compound of the package (12) beyond its boundaries.

Единичные упаковки (6) укладываются промышленным манипулятором (4) послойно с соблюдением требуемого зазора между боковыми гранями, который, после полной укладки слоя (яруса), заполняется бентонитовой (монтмориллонитовой) глиной или её смесью (Фиг.3, 13). Затем производится покрытие всего слоя ЕУ ровным слоем бентонитовой глины (14), после чего укладывается следующий слой ЕУ.Single packs (6) are stacked with an industrial manipulator (4) in layers, observing the required gap between the side edges, which, after complete laying of the layer (tier), is filled with bentonite (montmorillonite) clay or its mixture (Fig. 3, 13). Then the entire layer of EU is covered with an even layer of bentonite clay (14), after which the next layer of EU is laid.

Для обеспечения возможности использования промышленным манипулятором вакуумного захвата высота ЕУ должна быть ограничена, чтобы атмосферное давление обеспечило надежное прижатие упаковки к захвату. Для этого необходимо выполнение условия по допустимой высоте ЕУ исходя из соотношения:To ensure the possibility of using a vacuum gripper by an industrial manipulator, the EU height must be limited so that atmospheric pressure ensures reliable pressing of the package to the gripper. To do this, it is necessary to fulfill the condition for the permissible EU height based on the ratio:

Figure 00000001
,
Figure 00000001
,

где hЕУ – максимальная высота единичной упаковки, см;where h EU is the maximum height of a single package, cm;

FЕУ – площадь основания призмы ЕУ, cм2; F ЕУ - area of the base of the prism ЕУ, cm 2 ;

Fвак – площадь вакуумного захвата, cм2; F vac - vacuum gripping area, cm 2 ;

Pвак – давление вакуумирования, кг/см2;P vac - vacuum pressure, kg / cm 2 ;

Pат – давление атмосферное, кг/см2;P at - atmospheric pressure, kg / cm 2 ;

ρЕУ – средняя плотность единичной упаковки, кг/см2.ρ EU is the average density of a unit package, kg / cm 2 .

Для повышения уровня долговременной зашиты от миграции опасных радионуклидов дополнительно к заполнению зазоров между ЕУ бентонитовой глиной устанавливают слои листового стекла. После коррозионного разрушения металлических оболочек ЕУ роль надежных барьеров, препятствующих миграции опасных радионуклидов примет на себя стекло, которое может сохранять свои свойства тысячелетиями. Образование трещин в стекле слабо повлияет на его изолирующие свойства, так как щели заполнятся частицами бентонитовой глины.To increase the level of long-term protection against the migration of hazardous radionuclides, in addition to filling the gaps between the EU with bentonite clay, layers of sheet glass are installed. After corrosive destruction of metal shells of EU, glass, which can retain its properties for thousands of years, will take over the role of reliable barriers preventing the migration of hazardous radionuclides. The formation of cracks in the glass will have little effect on its insulating properties, since the cracks will be filled with particles of bentonite clay.

Заявленный способ окончательной изоляции отвержденных РАО разного класса соответствует реальному распределению объемов накопленных РАО, например, жидких радиоактивных отходов. Основная их часть относится к РАО с низким и очень низким уровнем радиоактивности (НАО и ОНАО). Поэтому, после кондиционирования ЖРО в цементном компаунде и заполнения этим компаундом ЕУ, количество единичных упаковок с НАО и, особенно, ОНАО будет многократно превосходить количество ЕУ со средним и высоким уровнем активности (САО и ВАО). ЕУ с ОНАО не представляют большой угрозы для окружающей среды, но, исходя из их количества, могут служить хорошим и долговременным инженерным барьером с гарантированными параметрами радиационной защиты от выхода опасных радионуклидов из пункта захоронения в течение тысячелетий. Поэтому вся периферийная область кладки формируется из ЕУ с низким и очень низким уровнем радиоактивности (НАО и ОНАО), которые по объему кладки должны занимать не менее 60% от общего объема. Таким образом, решая проблему накопления больших объемов НАО и ОНАО, одновременно решается инженерная проблема надежной долговременной изоляции опасных радионуклидов в относительно простом и надежном инженерном сооружении с хорошо просчитываемыми параметрами долговременности защиты.The claimed method for the final isolation of solidified radioactive waste of different classes corresponds to the actual distribution of the volumes of accumulated radioactive waste, for example, liquid radioactive waste. Most of them belong to RW with low and very low levels of radioactivity (LLW and VLLW). Therefore, after conditioning LRW in a cement compound and filling with EU with this compound, the number of unit packages with LLW and, especially, VLLW will many times exceed the amount of EU with medium and high activity levels (CW and HLW). EU with VLLW do not pose a great threat to the environment, but, based on their quantity, they can serve as a good and long-term engineering barrier with guaranteed parameters of radiation protection against the release of hazardous radionuclides from the disposal site for millennia. Therefore, the entire peripheral area of the masonry is formed from EU with a low and very low level of radioactivity (LLW and VLLW), which, in terms of the volume of the masonry, should occupy at least 60% of the total volume. Thus, while solving the problem of accumulating large volumes of LLW and VLLW, the engineering problem of reliable long-term isolation of hazardous radionuclides in a relatively simple and reliable engineering structure with well-calculated parameters of long-term protection is being solved.

Простота технологии производства упаковок, их заполнения цементным компаундом и герметизации, а так же низкая стоимость листовой стали, листового стекла и глины обеспечивают экономичность заявляемого способа. Это позволяет создать стандартизированное оборудование для производства ЕУ, что исключит затраты предприятий на проектирование и производство собственных систем формирования единичных упаковок с цементным компаундом различного класса радиационной опасности. Транспортировка ЕУ к пункту окончательной изоляции должна производиться с использованием специально разработанных для этого транспортно-упаковочных комплектов (ТУК), что обеспечит выполнение всех требований нормативных документов по безопасной транспортировке РАО. The simplicity of the technology for the production of packages, their filling with a cement compound and sealing, as well as the low cost of sheet steel, sheet glass and clay ensure the efficiency of the proposed method. This makes it possible to create standardized equipment for the production of EU, which will eliminate the costs of enterprises for the design and production of their own systems for the formation of unit packages with a cement compound of various classes of radiation hazard. The transportation of EU to the final isolation point should be carried out using specially designed transport and packaging sets (TUK), which will ensure that all the requirements of regulatory documents for the safe transportation of radioactive waste are met.

Использование заявляемого изобретения позволит повысить надежность длительной изоляции захоронения РАО и её эффективность, а также снизить затраты на окончательную изоляцию и дозовые нагрузки на персонал при работах по захоронению РАО.The use of the claimed invention will improve the reliability of long-term isolation of radioactive waste disposal and its efficiency, as well as reduce the cost of final isolation and dose loads on personnel during operations on radioactive waste disposal.

Claims (11)

1. Способ захоронения радиоактивных отходов, включающий доставку отвержденных РАО различного уровня радиоактивности в унифицированных металлических единичных упаковках (ЕУ) от их производителей к пункту окончательной изоляции, выполненных в форме правильных призм, ЕУ, используя транспортно-перегрузочный механизм размещаются в кладке пункта на одном уровне с обеспечением проектных зазоров между ними, формируя тем самым ярус кладки, после чего верхнюю часть ЕУ и все зазоры между ними покрывают глинистой смесью на основе монтмориллонитовой глины, замыкая индивидуальную изоляцию каждой ЕУ сформированного яруса глинистой смесью и формируя площадку-основание для следующего яруса, на котором продолжают блочно-ярусное заполнение кладки до верхней проектной отметки, массив кладки ЕУ с отвержденными РАО различного уровня радиоактивности в пункте окончательной изоляции формируется таким образом, что ЕУ с более высоким уровнем радиационной опасности для окружающей среды размещаются ближе к центру кладки, чем ЕУ с более низким уровнем радиационной опасности, отличающийся тем, что металлический корпус единичной упаковки облицован изнутри слоем глинистой смеси и прилегающим к глинистой смеси листовым стеклом.1. A method of disposal of radioactive waste, including the delivery of solidified radioactive waste of various levels of radioactivity in unified metal unit packages (UU) from their manufacturers to the point of final isolation, made in the form of regular prisms, UU, using a transport and handling mechanism, are placed in the masonry of the point at the same level ensuring the design gaps between them, thereby forming a tier of masonry, after which the upper part of the EU and all the gaps between them are covered with a clay mixture based on montmorillonite clay, closing the individual isolation of each EU of the formed tier with a clay mixture and forming a base platform for the next layer, on where the block-tiered filling of the masonry is continued up to the upper design level, the massif of EU masonry with solidified radioactive waste of different levels of radioactivity at the final isolation point is formed in such a way that the EU with a higher level of radiation hazard to the environment are located closer to the center in masonry than EU with a lower level of radiation hazard, characterized in that the metal body of the unit package is lined from the inside with a layer of clay mixture and sheet glass adjacent to the clay mixture. 2. Способ захоронения радиоактивных отходов по п.1, отличающийся тем, что между ярусами дополнительно укладывается слой листового стекла.2. The method of disposal of radioactive waste according to claim 1, characterized in that a layer of sheet glass is additionally placed between the tiers. 3. Способ захоронения радиоактивных отходов по п.1 и 2, отличающийся тем, что между боковыми гранями ЕУ дополнительно укладывается слой листового стекла.3. A method for burying radioactive waste according to claim 1 and 2, characterized in that a layer of sheet glass is additionally placed between the side faces of the EU. 4. Способ захоронения радиоактивных отходов по п.1, отличающийся тем, что при транспортно-перегрузочных операциях с ЕУ используется вакуумный захват, а высота ЕУ не превышает значения, определяемого по формуле 4. The method of disposal of radioactive waste according to claim 1, characterized in that during transport and handling operations with EU, a vacuum gripper is used, and the height of EU does not exceed the value determined by the formula
Figure 00000002
,
Figure 00000002
,
где hЕУ – максимальная высота единичной упаковки, см;where h EU is the maximum height of a single package, cm; FЕУ – площадь основания призмы ЕУ, cм2; F ЕУ - area of the base of the prism ЕУ, cm 2 ; Fвак – площадь вакуумного захвата, cм2; F vac - vacuum gripping area, cm 2 ; Pвак – давление вакуумирования, кг/см2;P vac - vacuum pressure, kg / cm 2 ; Pат – давление атмосферное, кг/см2;P at - atmospheric pressure, kg / cm 2 ; ρЕУ – средняя плотность единичной упаковки, кг/см2.ρ EU is the average density of a unit package, kg / cm 2 .
RU2021105974A 2021-03-10 2021-03-10 Method for disposal of radioactive waste and container for storage thereof RU2754771C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2021105974A RU2754771C1 (en) 2021-03-10 2021-03-10 Method for disposal of radioactive waste and container for storage thereof

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2021105974A RU2754771C1 (en) 2021-03-10 2021-03-10 Method for disposal of radioactive waste and container for storage thereof

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2754771C1 true RU2754771C1 (en) 2021-09-07

Family

ID=77670124

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2021105974A RU2754771C1 (en) 2021-03-10 2021-03-10 Method for disposal of radioactive waste and container for storage thereof

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2754771C1 (en)

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2537815C2 (en) * 2012-10-25 2015-01-10 Владимир Николаевич Иванов Method for preparation and burial of radioactive wastes

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2537815C2 (en) * 2012-10-25 2015-01-10 Владимир Николаевич Иванов Method for preparation and burial of radioactive wastes

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
В.Узиков. Оптимизация технологии обезвреживания ЖРО, Атомная стратегия. *

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0390375B1 (en) Granular fill material for nuclear waste containing modules
US4784802A (en) Nuclear waste disposal site
CA1257558A (en) Nuclear waste packaging facility
US4845372A (en) Nuclear waste packing module
Hardin et al. Cost estimation inputs for spent nuclear fuel geologic disposal concepts (Revision 1)
RU2754771C1 (en) Method for disposal of radioactive waste and container for storage thereof
RU2537815C2 (en) Method for preparation and burial of radioactive wastes
Hardin et al. Alternative Concepts for Direct Disposal of Dual-Purpose Canisters.
US5171483A (en) Method for retrievable/permanent storage of hazardous waste materials
RU2580819C1 (en) Method of decommissioning uranium-graphite nuclear reactor
CN111485941B (en) Construction method of rock cavern backfilled with industrial hazardous wastes
JPS6221100A (en) Underground treating method of radioactive waste
KR930008247B1 (en) Nuclear waste packaging modules
Matteo et al. Status of Progress Made Toward Preliminary Design Concepts for the Inventory in Select Media for DOE-Managed HLW/SNF
CN85105835A (en) Nuclear waste packaging modules
EP0167403B1 (en) Land disposal site for the disposal of nuclear waste
Gelbutovskiy et al. Khazar Iodine Production Plant Site Remediation in Turkmenistan. NORM Contaminated Waste Repository Establishment-12398
Forsberg Regional waste treatment facilities with underground monolith disposal for all low-heat-generating nuclear wastes
Capecchi Behaviour of top cover of a landfill for radioactive waste subjected to settlements
Pusch et al. Isolation of hazardous waste in crystalline rock
Hedman et al. Design, construction and safety assessments for a repository in bedrock
Trevorrow et al. Greater-Confinement Disposal
Lehto Management and disposal of radioactive waste from clean-up operations
Templeton et al. Low-level radioactive waste disposal technologies used outside the United States
Gelbutovskiy et al. NORM–Contaminated Iodine Production Facilities Decommissioning in Turkmenistan: Experience and Results