Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ ЦЕМЕНТИРОВАНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ В КОНТЕЙНЕРЕ

Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов методом цементирования, в частности, в контейнере.

Известен способ цементирования радиоактивных отходов низкого и среднего уровня активности в контейнере путем загрузки твердых радиоактивных отходов (ТРО), жидких радиоактивных отходов (ЖРО) и цементного связующего в контейнер и приготовления цементного компаунда вращением закрытого контейнера, путем приготовления цементного компаунда в контейнере перемешиванием внутренней мешалкой и путем предварительного приготовления цементного компаунда в смесителе с последующей заливкой его в контейнер. В качестве контейнеров используют металлические бочки (обычно объемом около 200 л) или бетонные контейнеры (обычно объемом около 1000 л), герметично закрываемые крышкой [Давыдов В.И., Костин В.В., Савин Л.Н. и др. Установки отверждения жидких отходов низкого и среднего уровней активности. - Атомная энергия, 1995, т.79, с.429-433].

Недостатком данного способа является то, что при любом методе приготовления цементного компаунда он не может занимать 100% объема контейнера, поэтому в верхней части под крышкой образуется свободное пространство, в наибольшей степени из всего объема контейнера уязвимое (при нарушении герметичности) для проникновения и скапливания влаги. Следует учитывать, что если при транспортировке от контейнера отсоединяется крышка, то он легко может быть выявлен и отбракован, тогда как при возникновении трещин и неплотностей дефектный контейнер может быть не замечен и отправлен на захоронение, где возможно проникновение влаги внутрь. При этом именно в верхней части цементный компаунд имеет за счет оседания наименьшую плотность и наиболее развитую (неровную и пористую) поверхность, на которой выступает налет солей, непокрытые частицы пульпы (например, ионообменных смол) или фрагменты твердых отходов. Все это приводит к повышенной выщелачиваемости радионуклидов из верхней части компаундов, отвержденных в контейнерах. Причем доля этих открытых, ослабленных участков геометрически составляет 14-17% от общей поверхности цементных блоков.

Известен способ цементирования радиоактивных отходов в контейнере с созданием защитного покрытия из слоя нерадиоактивного цементного компаунда между контейнером с отходами и защитно-транспортным внешним контейнером большего размера, часто включающим по несколько контейнеров с отходами [Ермолин Г.А., Саверский С.Ю. Проблемы контейнеризации радиоактивных отходов низкой и средней активности. - В сб.: Проблемы чернобыльскоi зоны вiдчуждения, 1995, вып. 2, с.27-40]. Контейнер с зацементированными отходами помещают во внешний защитно-транспортный контейнер и свободное пространство между контейнерами заполняют нерадиоактивным цементным раствором для создания защитного покрытия-экрана на случай разгерметизации контейнера с отходами.

Известен способ цементирования радиоактивных отходов в контейнере, включающий отверждение в контейнере заполняющей не весь объем (около 15 см ниже края) смеси цементного связующего с ЖРО и/или ТРО, а после затвердевания радиоактивного цементного компаунда заполнение оставшегося свободным объема контейнера нерадиоактивным цементным раствором для создания защитного покрытия толщиной около 10 см и герметизацию контейнера крышкой [Gagliardi S., Musy D., Rossi M. Practices in the cementation of low level radioactive wastes. - Ingegneria Nucleare, 1970, №1, p.11-19].

Данный аналог по своей технической сущности и достигаемому эффекту наиболее близок к заявляемому способу и выбран в качестве прототипа.

Недостатком данного способа является то, что нерадиоактивный цементный компаунд, используемый в качестве защитного покрытия, является материалом с высокой диффузионной проницаемостью (для цезия около 1·10^-3 см²/сут) [Сорокин В.Т., Шведов А.А., Попова О.С., Панарин С.Н. Разработка защитных контейнеров для низко- и среднеактивных отходов. - Экологическая химия, 1997, т.6, №3, с.187-190.]. Таким образом, это покрытие не может препятствовать распространению радиоцезия при длительном (до 300 лет) хранении отходов. Кроме того, в случае механического повреждения цемента (например, трещины) это покрытие не сможет предотвратить и распространение даже радиостронция, для которого диффузионная проницаемость цемента существенно ниже из-за сродства к кальцию.

Задача, решаемая данным изобретением, заключается в создании способа, обеспечивающего снижение возможного выхода радионуклидов из зацементированных в контейнере радиоактивных отходов в окружающую среду.

Техническим результатом изобретения является упрощение технологии создания защитного покрытия зацементированных в контейнере радиоактивных отходов и повышение его надежности по изоляции от окружающей среды.

Сущность изобретения заключается в том, что в способе цементирования радиоактивных отходов в контейнере, включающем отверждение в заполненном не на весь объем контейнере смеси цементного связующего с ЖРО и/или ТРО, а после затвердевания радиоактивного цементного компаунда заполнение оставшегося свободным объема контейнера нерадиоактивным защитным покрытием на основе минерального связующего, в качестве связующего для создания защитного покрытия поверх отвержденного радиоактивного цементного компаунда используют полиминеральную кембрийскую глину. В случае наличия свободного объема только в верху контейнера его заполняют поверх зацементированных отходов глиной до верха, которую затем уплотняют крышкой при герметизации контейнера, а в случае помещения контейнера с зацементированными отходами в защитно-транспортный внешний контейнер большего размера глиной заполняют и уплотняют также свободное пространство между контейнерами.

При использовании в качестве защитного глинистого покрытия для бесконтейнерного хранения радиоактивных цементных блоков (например, в курганах или траншеях) наибольшее распространение получили бентонитовые глины (бентониты), представленные в основном монтмориллонитом [Баженов Ю.М., Волкова О.И., Духович Ф.С. и др. Условия безопасности при хранении радиоактивных цементов. - Изотопы в СССР, 1970, т.17, с.17-22.]. Однако в условиях высокого солевого фона, радиации и т.д. сорбционные и гидроизолирующие свойства бентонита заметно снижаются [Савушкина М.К., Косарева И.М., Раков М.А. Использование модифицированных бентонитовых глин в качестве инженерных барьеров в хранилищах отвержденных отходов. - В сб.: Радиационные отходы. Хранение, транспортировка, переработка. Влияние на человека и окружающую среду. Тезисы. С.-Петербург, А-3]. В то же время кембрийские полиминеральные глины, представленные в основном гидрослюдами, по этим параметрам превосходят бентониты [Епимахов В.Н., Панкина Е.Б., Олейник М.С. и др. Экспериментальное изучение удержания радионуклидов материалами на основе природного сырья Ленинградской обл. и продуктов его переработки. - Тезисы IV Международного конгресса «Неделя химических технологий в С.-Петербурге». СПб, 2003, с.46].

Способ осуществляется следующим образом.

Радиоактивный цементный компаунд на основе смеси цементного связующего с ЖРО и/или ТРО (при отсутствии ЖРО цемент замешивается водой) заливается в контейнер (например, металлическую бочку или бетонный контейнер) заранее приготовленным или готовится непосредственно в контейнере с заполнением не всего объема контейнера (не менее чем 10-15 см ниже края). После затвердевания радиоактивного цементного компаунда поверх него контейнер до верха заполняется высушенной и измельченной полиминеральной кембрийской глиной, уплотняемой крышкой контейнера при герметизации (100% заполнение контейнера). В случае помещения контейнера с зацементированньми отходами в защитно-транспортный внешний контейнер большего размера высушенной и измельченной полиминеральной кембрийской глиной заполняют и уплотняют также свободное пространство между контейнерами. При разгерметизации контейнера сухая уплотненная глина впитывает влагу и создает поверх радиоактивного цементного компаунда герметичное защитное покрытие (способное за счет пластичности затягивать трещины в цементе и контейнере), препятствующее как притоку воды к цементному компаунду, так и выходу в воду радионуклидов.

По сравнению с известными способами цементирования радиоактивных отходов в контейнере создание поверх отвержденных отходов защитного покрытия не из цементного раствора, а из уплотненной полиминеральной кембрийской глины технологически проще и дешевле, а коэффициент выщелачивания в таком покрытии в сотню раз меньше, причем глина снижает и коррозию материала контейнера, что не следует явным образом из уровня техники, т.е. предлагаемый способ соответствует критерию изобретательского уровня.

Примеры конкретного исполнения.

Пример 1. (Аналог) В 200-литровой металлической бочке отверждали смесь 120 л ЖРО солесодержанием 200 г/л (45% Na(НСО₃)₂, 15% MgSO₄, 35% NaCl, 5% CaCl) и удельной активностью 1·10^-5 Ки/кг по ¹³⁷Cs с портландцементом марки 400. Полученный радиоактивный цементный компаунд, занимающий около 90% рабочего объема бочки, после отверждения герметично закрывали крышкой и отправляли на хранение. Удельная активность цементного компаунда составляет около 3,75·10^-6 Ки/кг по ¹³⁷Cs, коэффициент выщелачивания (D_е) цезия в нем около 1·10^-3 см²/сут. Максимальный возможный выход радиоцезия, рассчитанный по коэффициенту диффузии и приходящийся с учетом периода полураспада (T_1/2 для ¹³⁷Cs=30 лет) на первые 20 лет хранения [Баринов А.С., Ожован М.И., Соболев И.А. и др. Потенциальная опасность отвержденных радиоактивных отходов. - Радиохимия, 1990, №4, с.127-131.], через верхнюю открытую поверхность блока с учетом вымывания солей с поверхностного слоя может составить около 3,6% от исходной активности.

Пример 2. (Аналог). Отличается от примера 1 тем, что после отверждения радиоактивного цементного компаунда его помещали в защитно-транспортный бетонный контейнер, предназначенный для размещения четырех металлических бочек. После загрузки в защитно-транспортный бетонный контейнер четырех бочек с зацементированными в свободное пространство между бочками заливали нерадиоактивный цементный раствор (водоцементное отношение 0,6).. При этом D_e цезия в защитном цементном покрытии составляет около 1·10^-3 см²/сут, а максимальный возможный выход радиоцезия может составить до 3,0% от исходной активности цементного компаунда.

Пример 3. (Прототип). Отличается от примера 1 тем, что после отверждения радиоактивного цементного компаунда поверх него в контейнер заливали нерадиоактивный цементный раствор (водоцементное отношение 0,6) для создания защитного покрытия толщиной 10 см и после его отверждения герметизировали контейнер крышкой. При этом D_е цезия в защитном цементном покрытии составляет около 1·10^-3 см /сут, а максимально возможный выход радиоцезия может составить до 3,0% от исходной активности цементного компаунда.

Пример 4. Отличается от примера 3 тем, что защитное покрытие создавали из высушенной и измельченной полиминеральной кембрийской глины Копорского месторождения Ленинградской обл. (57-59% SiO₂, 18-21% Al₂O₃+TiO₂, 0,7-2,8% CaO, 1,8-2,9% MgO, 2,8-6,2% K₂O+Na₂O, 5,7-8% Fe₂О₃), уплотненной крышкой при полном заполнении контейнера. В этом случае D_e цезия в защитном покрытии составляет около 1·10^-5 см²/сут, а максимально возможный выход радиоцезия через покрытие может составить не более 0,3% от исходной активности цементного компаунда. Кроме того, глина обеспечивает сорбцию солей, выщелачивающихся из цементного компаунда, что приводит к снижению коррозии контейнера.

Пример 5. Отличается от примера 2 тем, что защитное покрытие в свободном пространстве между бочками создавали из высушенной и измельченной полиминеральной кембрийской глины Копорского месторождения Ленинградской обл. (57-59% SiO₂, 18-21% Al₂O₃+TiO₂, 0,7-2,8% CaO, 1,8-2,9% MgO, 2,8-6,2% K₂O+Na₂O, 5,7-8% Fe₂О₃). В этом случае D_е цезия в защитном покрытии составляет около 1·10^-5 см²/сут, а максимально возможный выход радиоцезия из контейнера может составить не более 0,3% от исходной активности цементного компаунда. Кроме того, глина обеспечивает сорбцию солей, выщелачивающихся из цементного компаунда, что приводит к снижению коррозии контейнера.

Предлагаемый способ по сравнению с прототипом обеспечивает снижение D_e цезия в защитном покрытии в сто раз, а при отсутствии в контейнере влаги сохраняет защитный слой нерадиоактивным (в твердом теле уплотненной глины в отсутствии воды в течение 300 лет радионуклиды диффундируют не более чем на 1 см), т.е. не увеличивается объем радиоактивных отходов. Кроме того, снижается коррозия материала контейнера, т.е. повышается безопасность хранения отвержденных отходов в контейнере.

Предлагаемый способ может осуществляться на тех же контейнерах, выпускаемых в промышленных масштабах [Давыдов В.И., Костин В.В., Савин Л.Н. и др. Установки отверждения жидких отходов низкого и среднего уровней активности. - Атомная энергия, 1995, т.79, с.429-433], что и прототип, т.е. способ является промышленно применимым. При этом он технологически проще, т.к. не требует дополнительного введения воды в контейнер и перемешивания смеси для получения защитного покрытия, а использование глины на порядок дешевле цемента. Запасы же полиминеральных Кембрийских глин на территории Ленинградской обл. практически не ограничены.

Следует отметить, что в предлагаемом способе глиняное покрытие в виде полиминеральной глиняной засыпки не может быть нарушено при транспортировке (не трескается в отличие от цементного). Даже в случае отрыва крышки от контейнера и высыпания (нерадиоактивной) глины, та же глина может быть засыпана заново и защитное покрытие восстановлено. В случае нарушения герметичности и попадания в контейнер влаги при хранении покрытие становится герметичным и пластичным, обеспечивая затягивание повреждений в цементном компаунде и контейнере.