WO2020060444A1 - 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
- WO2020060444A1 WO2020060444A1 PCT/RU2019/000652 RU2019000652W WO2020060444A1 WO 2020060444 A1 WO2020060444 A1 WO 2020060444A1 RU 2019000652 W RU2019000652 W RU 2019000652W WO 2020060444 A1 WO2020060444 A1 WO 2020060444A1
- Authority
- WO
- WIPO (PCT)
- Prior art keywords
- radioactive waste
- liquid radioactive
- processing liquid
- low
- concrete
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/04—Treating liquids
Definitions
- the invention relates to a technology for processing liquid radioactive waste (LRW), including tritium isotopes, for maximum reduction of their volumes and can be used at various nuclear facilities, as well as in the decommissioning of such facilities.
- LRW liquid radioactive waste
- radioactive waste There are methods of processing radioactive waste by fixing it in a stable solid medium, namely, cementing them (see RF patents JfsJfs 2132095, 2218618, 2309472).
- radioactive waste is reliably conditioned, however, its volume during cementing increases by more than 2.5 times, taking into account the volume of containers used to store the cement compound, which leads to very high costs for reliable isolation and storage of solid radioactive waste in special storage facilities, which reduces their environmental safety in general.
- a common drawback of these methods is that a large amount of chemical waste is generated due to the evaporation of non-radioactive chemical waste, but also that special control is required during their transportation and storage at special landfills, which reduces their environmental safety.
- special control is required during their transportation and storage at special landfills, which reduces their environmental safety.
- the presence of complex and energy-intensive conditioning by evaporation of low-level solutions purified from radionuclides complicates the known methods for processing liquid radioactive waste.
- a known method of purification of liquid radioactive waste from tritium including evaporation and conditioning, cold and hot isotope chemical exchange, electrolysis to produce hydrogen purified from tritium water (residual tritium content less than 7600 Bq / l), tritium concentrate and salt concentrate (see patent for the utility model of the Russian Federation N ”126185“ Installation for the purification of liquid radioactive waste from tritium ”, 8 IPC G21F 9/04, priority August 27, 2012, publ. March 20, 2013).
- the disadvantage of this method is that it is a very complex, energy-intensive and expensive method, and not intended for the processing of liquid radioactive waste containing a significant amount of nitrates and borates.
- Closest to the claimed invention is a method of processing liquid radioactive waste, including the oxidation of waste, separation of sludge, colloids and suspended particles from the liquid phase and removal of radionuclides from the liquid phase for subsequent disposal using selective sorbents and filters, while the low-active solution purified from radionuclides is conditioned by evaporation to form solid salts, which are stored as non-radioactive chemical waste (see patent for the invention of the Russian Federation 2577512 "Method for the processing of liquid radioactive waste and their disposal", 8 IPC G21F 9/00, priority dated December 29, 2014, publ. 03/20/2016).
- the disadvantages of this method include the high energy intensity during conditioning by evaporation of a low-active solution purified from radionuclides to form solid non-radioactive salts, which technologically complicates this method.
- Another disadvantage of this method is the production of secondary chemical waste (solid non-radioactive salts), which are stored at special sites and require special control, which reduces its environmental safety.
- the task of the invention is to develop a technically acceptable technology to minimize the amount of waste obtained from the processing of liquid radioactive waste containing, including, tritium isotopes.
- the technical result of the claimed invention consists in simplifying the technological process of processing liquid radioactive waste containing, in particular, tritium isotopes, due to the exclusion of complex and energy-intensive operations of conditioning the low-level solution purified from radionuclides, as well as in increasing environmental safety by reducing the storage space for waste obtained from the processing of liquid radioactive waste.
- the claimed technical result is achieved in that in a method for processing liquid radioactive waste, including tritium isotopes, including removing radioactive substances from liquid radioactive waste to obtain a low-level solution, conditioning the removed radioactive substances in a form that meets the criteria for acceptability for disposal, according to to the invention, a binder and aggregate are introduced into the resulting low-level solution to prepare a concrete mixture suitable for construction, radioecological Gygiene and hygiene requirements.
- the composition of the obtained low-level solution, before using it as a solution for the concrete mixture is adjusted according to the pH value to ensure the required parameters.
- a low-active solution can additionally be diluted with technical water, condensate, sea water, etc.
- cement, silicates, gypsum, asphalt concrete, plastobeton, sulfur concrete, ash, bentonite, etc. can be used as a binder, and sand, gravel, pebbles, etc. can be used as a filler.
- an additional solution can be additionally introduced additives, namely mineral fillers, plasticizers, stabilizers, etc.
- the resulting concrete mixture can be used for the production of concrete for general and special purposes, used for building blocks and various building structures.
- the process of processing liquid radioactive waste may include the stages of oxidation of waste, separation of sludge, colloids and suspended particles from the liquid phase, and radionuclides are removed from the liquid phase for subsequent disposal mainly with the use of selective sorbents and filters, after which they condition the removed radioactive substances into a form that meets the criteria for acceptability for burial. Air-conditioned radioactive waste that meets the criteria for acceptability for disposal is sent for disposal to special storage facilities. All these stages of processing and disposal can be carried out in any known manner.
- liquid radioactive waste low-level solution will contain radionuclides in the amount of, for example, 100 Bq / kg
- the activity of dry matter will be 1000 Bq / kg, which is unacceptable, therefore , it is necessary to clean liquid radioactive waste up to the level of 10-20 Bq / kg, and this requires a large number of sorbents, reagents, and complex technologies.
- liquid radioactive waste must be evaporated 100-200 times, which makes the task of treating liquid radioactive waste as a whole even more difficult.
- a low-level solution obtained after the decontamination of liquid radioactive waste and containing radionuclides in an amount of, for example, 100 Bq / kg is not concentrated, but diluted with various components (cementitious, aggregate, additives) necessary to obtain a high-quality concrete mixture with the content several tens of Bq / kg, which corresponds to the normally acceptable value of the content of radionuclides for open use and storage (see Table 1).
- LRW containing including tritium isotopes accumulated at nuclear power plants, contain mainly borates (at nuclear power plants with WWR-type reactors) and nitrates (at nuclear power plants with RBMK-type reactors), and these substances widely used in industrial construction to improve the quality of concrete - giving them bactericidal properties (protection of concrete from biological degradation) and to adjust the setting time of concrete mix, especially at low temperatures.
- a radionuclide-free low-active solution with a residual total activity of gamma and alpha emitting isotopes of less than 100 Bq / kg with a total salt content of 10.8 g / dm 3 , with a pH of 10.2 was mixed with Portland cement M500, vermiculite, superplasticizer C-3 and ash CHP. Concrete products for testing were prepared as in example 1.
- the characteristics of the resulting concrete mixtures confirm that the resulting concrete can be used both ordinary concrete (for industrial and civil buildings), and as special concrete (hydraulic, road, heat-insulating, decorative, as well as special-purpose concrete (chemically resistant, heat-resistant, sound-absorbing, for storage of radioactive waste, etc.).
- the claimed invention namely, a method for processing liquid radioactive waste containing, including tritium isotopes, simplifies the technological process of processing liquid radioactive waste by eliminating the complex and energy-intensive operations of conditioning a low-level solution purified from radionuclides, and also improves environmental safety by reducing the storage space for waste obtained from the processing of liquid radioactive waste.
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Abstract
Изобретение относится к технологии переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), содержащих, в том числе, изотопы трития, для максимального сокращения их объемов и может быть использована на различных объектах атомной промышленности, а также при выводе таких объектов из эксплуатации. Технический результат заключается в упрощении технологического процесса переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития, за счет исключения сложных и энергоемких операций кондиционирования очищенного от радионуклидов низкоактивного раствора, а также в повышении экологической безопасности за счет сокращения площадей для хранения отходов, полученных при переработке жидких радиоактивных отходов. Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития, включает удаление из жидких радиоактивных отходов радиоактивных веществ с получением низкоактивного раствора, кондиционирование удаленных радиоактивных веществ в форму, удовлетворяющую критериям приемлемости для захоронения. В полученный низкоактивный раствор вводят вяжущее и заполнитель для приготовления бетонной смеси, соответствующей строительным, радиоэкологическим и санитарно-гигиеническим требованиям.
Description
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ, СОДЕЖАЩИХ,
В ТОМ ЧИСЛЕ, ИЗОТОПЫ ТРИТИЯ
Изобретение относится к технологии переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), содержащих, в том числе, изотопы трития, для максимального сокращения их объемов и может быть использована на различных объектах атомной промышленности, а также при выводе таких объектов из эксплуатации.
В настоящее время в мире более 130 исследовательских, демонстрационных и промышленных ядерных реакторов выработали свой ресурс, а в период до 2020 г. во всем мире будет снято с эксплуатации более 200 энергоблоков. По оценкам экспертов при снятии с эксплуатации 125 энергоблоков в странах ЕЭС общий объем радиоактивных отходов составит 1 миллион 600 тысяч тонн. На большинстве объектов атомной промышленности во временных хранилищах находятся жидкие радиоактивные отходы, форма которых неприемлема для длительного хранения (кубовые остатки, растворимые солевые плавы и т.д.). В связи с этим возникла необходимость решить эту проблему так, чтобы за счет экономически и технически приемлемых технологий свести к минимуму объем отходов, подлежащих длительному хранению. Особенно трудно очистить водные растворы от трития, так как это требует очень сложного, дорогого и энергоемкого оборудования. При этом тритий является очень слабым бетта-излучателем с энергией излучения 5,7 кэв, а санитарные нормы содержания трития в растворах, сбрасываемых в окружающую среду, допускают его количества более 7000 Бк/кг.
Существуют способы переработки радиоактивных отходов путём их фиксации в устойчивой твердой среде, а именно, их цементирование (см. патенты РФ JfsJfs 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, но и то, что требуется особый контроль при их транспортировке и хранении на спецполигонах, что снижает их экологическую безопасность. Кроме того, наличие сложного и энергоемкого кондиционирования упариванием очищенных от радионуклидов низкоактивных растворов усложняет известные способы переработки жидких радиоактивных отходов.
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 N» 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, причем не предназначенный для переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих значительное количество нитратов и боратов. Кроме того, в результате сложной многоступенчатой энергоемкой технологии образуются конечные продукты, каждый из которых требует свой вид утилизации, а именно, сжигание полученного при электролизе водорода, для исключения выброса в атмосферу содержащего тритий водорода, захоронение в контейнере тритиевого концентрата, который фиксируется в виде гидрида титана, цементирование и передача на захоронение солевого концентрата (радиоактивный отход), что в целом усложняет этот способ и снижает его экологическую безопасность. При этом полученная очищенная от трития вода (остаточное содержание трития менее 7600 Бк/л) сбрасывается, что также не повышает экологическую безопасность этого способа, поскольку влияние трития, даже содержащегося в пределах нормы, может имеет пагубное и непредсказуемое воздействие на экологию.
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.
Наиболее близким к заявляемому изобретению является способ переработки жидких радиоактивных отходов, включающий окисление отходов, отделение от жидкой фазы шламов, коллоидов и взвешенных частиц и удаление из жидкой фазы радионуклидов для последующей утилизации с применением селективных сорбентов и фильтров, при этом очищенный от радионуклидов низкоактивный раствор кондиционируют упариванием до образования твердых солей, которые хранят как нерадиоактивные химические отходы (см. патент на изобретение РФ
2577512 «Способ переработки жидких радиоактивных отходов и их утилизации», 8 МПК G21F 9/00, приоритет от 29.12.2014 г., опубл. 20.03.2016 г.).
К недостаткам данного способа относятся высокая энергоемкость при кондиционировании упариванием очищенного от радионуклидов низкоактивного раствора до образования твердых нерадиоактивных солей, что технологически усложняет этот способ. Также недостатком этого способа является получение вторичных химических отходов (твердых нерадиоактивных солей), хранение которых осуществляется на спецполигонах и требует особого контроля, что снижает его экологическую безопасность.
Задача заявляемого изобретения заключается в разработке технически приемлемой технологии, позволяющей свести к минимуму объем отходов, полученных при переработке жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития.
Технический результат заявляемого изобретения заключается в упрощении технологического процесса переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития, за счёт исключения сложных и энергоемких операций кондиционирования очищенного от радионуклидов низкоактивного раствора, а также в повышении
экологической безопасности за счет сокращения площадей для хранения отходов, полученных при переработке жидких радиоактивных отходов.
Заявляемый технический результат достигается тем, что в способе переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития, включающем удаление из жидких радиоактивных отходов радиоактивных веществ с получением низкоактивного раствора, кондиционирование удаленных радиоактивных веществ в форму, удовлетворяющую критериям приемлемости для захоронения, согласно изобретению, в полученный низкоактивный раствор вводят вяжущее и заполнитель для приготовления бетонной смеси, соответствующей строительным, радиоэкологическим и санитарно-гигиеническим требованиям.
При этом состав полученного низкоактивного раствора, перед его использованием в качестве раствора для бетонной смеси, корректируют по значению pH 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 б
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 нормально допустимому значению содержания радионуклидов для открытого использования и хранения (см. Таблицу 1).
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.
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.
В низкоактивный раствор, полученный после удаления из него по способу, описанному в патенте РФ N« 2577512, всех радионуклидов цезия, кобальта, железа, урана, с остаточной суммарной активностью гама- и альфа- излучающих изотопов менее 100 Бк/кг, и содержащих тритий в количестве 2,1* 108 Бк/кг, а углерод- 14 в количестве 120 Бк/кг, с солесодержанием 82 г/дм3, pH 10,5, внесли портландцемент (М500), керамзитовый песок (20 40 мм), известняковую крошку (0,5 +1 мм) и перемешали. Приготовленную бетонную смесь уложили в металлические формы ЗФБ-40 по ГОСТ 310.4-81. Через 28 суток провели испытания полученных изделий.
Пример 2.
Очищенный от радионуклидов низкоактивный раствор с остаточной суммарной активностью гамма- и альфа-излучающих изотопов менее 100 Бк/кг, содержащий 3,5* 108 Бк/кг трития с общим солесодержанием 17,8 г/дм3, с pH 9,8 смешали с портландцементом М500, вермикулитом, суперпластификатором С-3 и золой ТЭЦ. Изделия из бетона для испытаний приготовили как в примере 1.
Пример 3.
В низкоактивном растворе, полученном после удаления из него всех радионуклидов цезия, кобальта, железа, урана, с остаточной суммарной активностью гамма- и альфа-излучающих радионуклидов менее 80 Бк/кг, с солесодержанием 20,6 г/дм3, содержащем 4,1* 108 Бк/кг трития, с pH 4,0, провели корректировку pH до 9,5 добавлением натриевой щелочи, внесли
портландцемент (M500), бентонит, золу ТЭЦ и суперпластификатор С-3. Изделия из бетона для испытаний приготовили как в примере 1.
Пример 4.
В низкоактивный раствор, полученный после удаления всех радионуклидов цезия, кобальта, железа, урана, с остаточной суммарной активностью гама- и альфа- излучающих изотопов менее 100 Бк/кг, и содержащих углерод- 14 в количестве 150 Бк/кг, с солесодержанием 82 г/дм3, pH 10,5, внесли портландцемент (М500), керамзитовый песок (20 40 мм), известняковую крошку (0,5 +1 мм) и перемешали. Приготовленную бетонную смесь уложили в металлические формы ЗФБ-40 по ГОСТ 310.4- 81. Через 28 суток провели испытания полученных изделий.
Пример 5.
Очищенный от радионуклидов низкоактивный раствор с остаточной суммарной активностью гамма- и альфа-излучающих изотопов менее 100 Бк/кг с общим солесодержанием 10,8 г/дм3, с pH 10,2 смешали с портландцементом М500, вермикулитом, суперпластификатором С-3 и золой ТЭЦ. Изделия из бетона для испытаний приготовили как в примере 1.
Пример 6.
В низкоактивном растворе, полученном после удаления из него всех радионуклидов цезия, кобальта, железа, урана, с остаточной суммарной активностью гамма- и альфа-излучающих радионуклидов менее 90 Бк/кг, с солесодержанием 10,6 г/дм3, с pH 4,6, провели корректировку pH до 9,6 добавлением натриевой щелочи, внесли портландцемент (М500), бентонит, золу ТЭЦ и суперпластификатор С-3. Изделия из бетона для испытаний приготовили как в примере 1.
Исследования образцов бетона, полученных по примерам 1-6 показали, что класс полученных бетонов по прочности В35 (42-46 МПа), марка бетона по морозостойкости F200, влагопоглощение (в % по массе) 1,23+1,25, водонепроницаемость (в МПа) 1,73+1,75 (W4). Выщелачивание
радионуклидов, из исследуемых образцов, оцененное с помощью стандартных методик, не превышает нормативных значений.
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.).
Таблица 1
Классификация жидких и твердых радиоактивных отходов
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
1. Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития, включающий удаление из жидких радиоактивных отходов радиоактивных веществ с получением низкоактивного раствора, кондиционирование удаленных радиоактивных веществ в форму, удовлетворяющую критериям приемлемости для захоронения, отличающийся тем, что в полученный низкоактивный раствор вводят вяжущее и заполнитель для приготовления бетонной смеси и готовят бетонную смесь, соответствующую строительным, радиоэкологическим и санитарно-гигиеническим требованиям.
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 pH 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 и т. п.
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 и др., а в качестве заполнителя используют песок, щебень, гальку и др.
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 и др.
6. Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития, по п. 1 отличающийся тем, что полученная
бетонная смесь может быть использована для производства бетона обычного и специального назначения, используемого для строительных блоков и разнообразных строительных конструкций.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| EA202100077A EA202100077A1 (ru) | 2018-09-21 | 2019-09-19 | Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих в том числе изотопы трития |
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2018133705A RU2706019C1 (ru) | 2018-09-21 | 2018-09-21 | Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития |
| RU2018133705 | 2018-09-21 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| WO2020060444A1 true WO2020060444A1 (ru) | 2020-03-26 |
Family
ID=68579906
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| PCT/RU2019/000652 WO2020060444A1 (ru) | 2018-09-21 | 2019-09-19 | Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| EA (1) | EA202100077A1 (ru) |
| RU (1) | RU2706019C1 (ru) |
| WO (1) | WO2020060444A1 (ru) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2737954C1 (ru) | 2019-11-27 | 2020-12-07 | Виктор Павлович Ремез | Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития |
| GB2624847A (en) * | 2022-09-03 | 2024-06-05 | Mcleod Neil | Methodology for the treatment of radionuclide contaminated soils and groundwaters |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2545638A1 (fr) * | 1983-05-04 | 1984-11-09 | Chevron Res | Procede d'evacuation d'une solution aqueuse de nucleides radio-actifs |
| RU2040480C1 (ru) * | 1992-06-16 | 1995-07-25 | Подкопов Виктор Михайлович | Способ очистки сточных вод производства эпоксидных смол |
| RU2360313C1 (ru) * | 2008-01-18 | 2009-06-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" | Композиция для цементирования жидких радиоактивных отходов |
| 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 |
Family Cites Families (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5336118B2 (ru) * | 1974-06-13 | 1978-09-30 | ||
| RU2592078C1 (ru) * | 2015-07-20 | 2016-07-20 | Общество с ограниченной ответственностью "ТВЭЛЛ" | Способ иммобилизации жидких содержащих тритий радиоактивных отходов |
-
2018
- 2018-09-21 RU RU2018133705A patent/RU2706019C1/ru not_active IP Right Cessation
-
2019
- 2019-09-19 EA EA202100077A patent/EA202100077A1/ru unknown
- 2019-09-19 WO PCT/RU2019/000652 patent/WO2020060444A1/ru active Application Filing
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2545638A1 (fr) * | 1983-05-04 | 1984-11-09 | Chevron Res | Procede d'evacuation d'une solution aqueuse de nucleides radio-actifs |
| RU2040480C1 (ru) * | 1992-06-16 | 1995-07-25 | Подкопов Виктор Михайлович | Способ очистки сточных вод производства эпоксидных смол |
| RU2360313C1 (ru) * | 2008-01-18 | 2009-06-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" | Композиция для цементирования жидких радиоактивных отходов |
| 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 |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| BARBASHIN, S. V.: "Molodezh-yadernoi energetike Ukrainy", 1995, pages 15 - 16 * |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2706019C1 (ru) | 2019-11-13 |
| EA202100077A1 (ru) | 2021-09-24 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Davidovits | Environmentally driven geopolymer cement applications | |
| Saleh et al. | Innovative cement-based materials for environmental protection and restoration | |
| WO2005061408A1 (en) | Porous particulate material for fluid treatment, cementitious composition and method of manufacture thereof | |
| CN111072329A (zh) | 一种碱激发废弃渣土免烧砖及其制备方法 | |
| CN101531492A (zh) | 用生活垃圾焚烧飞灰制备轻混凝土的方法 | |
| CN105772483A (zh) | 一种基于土聚反应的焚烧飞灰同步固化/稳定化方法 | |
| RU2706019C1 (ru) | Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития | |
| CN102107204A (zh) | 一种以废治废的工业重金属废渣无害化处理工艺 | |
| RU2737954C1 (ru) | Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития | |
| KR20130114612A (ko) | 안정화된 폐석고를 이용하여 성토재 조성물을 제조하는 방법 및 상기 방법에 따라 제조된 성토재 조성물 | |
| Rosales et al. | Application of phosphogypsum for the improvement of eco-efficient cements | |
| JP2583729B2 (ja) | 有害重金属等含有廃棄物の無害化安定化処理方法 | |
| US5569153A (en) | Method of immobilizing toxic waste materials and resultant products | |
| JP6151084B2 (ja) | 放射性廃棄物の固化処理方法 | |
| 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 | |
| Falayi | Desilication of fly ash and geotechnical applications of the desilicated fly ash | |
| Solís-Guzmán et al. | Recycling of wastes into construction materials | |
| 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 | |
| AU2021329443B2 (en) | Containment of PFAS | |
| Schmeide et al. | Bentonite and concrete: Efficient barrier materials for actinide retention under hyperalkaline conditions at increased ionic strengths and in presence of organics | |
| Alonso López et al. | Olive biomass ash as an alternative activator in geopolymer formation: A study of strength, radiology and leaching behaviour | |
| RU2201630C2 (ru) | Способ переработки кислотных жидких радиоактивных отходов | |
| Łagód et al. | Sewage sludge usage in production of eco-efficient construction materials |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| 121 | Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application |
Ref document number: 19863447 Country of ref document: EP Kind code of ref document: A1 |
|
| NENP | Non-entry into the national phase |
Ref country code: DE |
|
| 122 | Ep: pct application non-entry in european phase |
Ref document number: 19863447 Country of ref document: EP Kind code of ref document: A1 |