КОМПОЗИЦИЯ ДЛЯ ОТВЕРЖДЕНИЯ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ

Изобретение относится к области локализации жидких радиоактивных отходов и может быть использовано в атомной энергетике и на радиохимических производствах для отверждения радиоактивных растворов и пульп.

Технология цементирования является наиболее распространенной среди других технологий отверждения низко- и среднеактивных отходов. Важным преимуществом данного способа отверждения является возможность иммобилизации разнообразных РАО: растворов, шламов, пульп ионообменных смол, твердых отходов [Никифоров А.С., Куличенко В.В., Жихарев М.И. Обезвреживание радиоактивных отходов. М: Энергоатомиздат, 1985].

Существуют различные композиции для отверждения жидких радиоактивных отходов, в состав которых входит портландцемент в количестве не менее 70% от массы сухой смеси, сорбционные добавки, необходимые для фиксации радионуклидов (обычно это природные глины, например бентонит, вермикулит, каолин) - до 20%, а также прочие модифицирующие добавки. Известна композиция для отверждения радиоактивных концентратов отработавших дезактивирующих растворов АЭС, включающая портландцемент, каустический магнезит (строительную окись магния) и вермикулит при следующем соотношении жидких отходов и компонентов смеси: 1:(0,7-0,9):(0,2-0,25):(0,2-0,25) [Патент РФ №2116681, опубликован 27.07.1998].

Недостатком данной композиции является использование в качестве основы портландцемента, являющегося дорогостоящим материалом.

Возможным способом устранения данного недостатка является замена портландцемента на отходы производства, обладающие вяжущими свойствами.

Наиболее близкой к предлагаемой является композиция на основе доменного шлака с введением значительного количества добавок и наполнителей для отверждения жидких радиоактивных отходов [Патент РФ №2086020, опубликован 27.07.1997]. Жидкие радиоактивные отходы смешивают с измельченным доменным шлаком, оксидом кальция и зольным остатком от сжигания горючих твердых радиоактивных отходов при массовом соотношении 1:(0,7-2,5):(0,07-0,25):(0,4-0,7), соответственно. Полученную смесь отверждают в течение 28 суток.

Данная композиция имеет ряд недостатков. Во-первых, применение доменного шлака требует его предварительного измельчения и классификации. Во-вторых, состав доменного шлака отличается нестабильностью, что может привести к снижению качества компаунда. Таким образом, использование данного материала связано с дополнительными затратами на его подготовку, организацию контроля качества и корректировки (в случае необходимости) состава.

Технической задачей изобретения является использование дешевых и доступных промышленных отходов в качестве компонентов композиции вяжущего для отверждения радиоактивных отходов, обладающих требуемой дисперсностью и стабильным химическим составом.

Указанная задача достигается тем, что в состав композиции помимо оксида кальция, природных алюмосиликатных материалов (бентонита, вермикулита, каолина, клиноптилолита) и пластификатора в качестве дешевого и доступного компонента вводится зола-уноса ТЭЦ, являющаяся активной минеральной добавкой, в количестве от 49 до 91% от общей массы сухой смеси. Зола-уноса ТЭЦ обладает большей стабильностью состава, нежели шлаки, вследствие вымывания растворимых компонентов золы при гидроудалении в золоотвал. Высокая дисперсность и физико-химические свойства золы обеспечивают равномерность ее распределения в компаунде и обеспечивают необходимую прочность на сжатие в соответствии с нормативными требованиями [ГОСТ Р 51883-2002 «Отходы радиоактивные цементированные. Общие технические требования»]. Отверждаемые жидкие радиоактивные отходы должны содержать гидроксид натрия в концентрации 50-150 г/л.

Использование предложенной композиции позволяет полностью отказаться от применения портландцемента и доменного шлака, являющихся более дорогостоящими и менее доступными материалами, чем зола-уноса ТЭЦ.

Предлагаемая композиция для цементирования жидких отходов и пульп состоит из 5,0-35,0% оксида кальция, 4,0-15,0% природных алюмосиликатных материалов (бентонита, вермикулита, каолина, клиноптилолита), 0,2-1,0% пластификатора и 49,0-90,8% золы-уноса ТЭЦ. Отверждаемые ЖРО должны содержать от 50 до 150 г/л гидроксида натрия.

Возможность осуществления заявляемого технического решения подтверждается следующими примерами.

Пример 1. В композицию из 60 г оксида кальция, 15 г бентонита, 224,1 г золы-уноса ТЭЦ и 0,9 г суперпластификатора С-3 вводили 165 мл раствора с концентрацией гидроксида натрия 100 г/л и нитрата натрия 500 г/л, объемной активностью

¹³⁷Cs 1,2·10⁶ Бк/л и ²⁴¹Аm 1,1·10⁶ Бк/л. Раствороцементное отношение составило 0,55 мл/г, степень включения солевых компонентов раствора в компаунд - 18,9%. Доля золы в составе композиции - 74,7%, плотность компаунда - 1,59 г/см³, удельная прочность на сжатие - 145 кг/см². Удельная активность компаунда составила по ¹³⁷Cs 3,9·10⁵ Бк/кг, по ²⁴¹Am - 3,5·10⁵ Бк/кг. Средняя скорость выщелачивания за 90 сут ¹³⁷Cs равнялась 1,7·10^-4 г/(см²·сут), ²⁴¹Am - менее 2,9·10^-4 г/(см²·сут).

Пример 2. В композицию из 60 г оксида кальция, 15 г бентонита, 224,1 г золы-уноса ТЭЦ и 0,9 г суперпластификатора С-3 вводили 165 мл раствора с концентрацией гидроксида натрия 100 г/л и нитрата натрия 650 г/л. Раствороцементное отношение составило 0,55 мл/г, степень включения солевых компонентов раствора в компаунд - 22,9%. Доля золы в составе композиции - 74,7%, плотность компаунда -1,55 г/см³, удельная прочность на сжатие - 100 кг/см².

Пример 3. В композицию из 15 г оксида кальция, 15 г бентонита, 269,1 г золы-уноса ТЭЦ и 0,9 г суперпластификатора С-3 вводили 165 мл раствора с концентрацией гидроксида натрия 100 г/л. Раствороцементное отношение составило 0,55 мл/г, доля золы в составе композиции - 89,7%, плотность компаунда - 1,25 г/см³, удельная прочность на сжатие - 55 кг/см².

Таким образом, предлагаемая композиция позволяет надежно локализовать радиоактивные отходы и существенно удешевить процесс цементирования при соответствии цементных компаундов нормативным требованиям [ГОСТ Р 51883-2002 «Отходы радиоактивные цементированные. Общие технические требования»]: прочность на сжатие - более 50 кг/см², скорость выщелачивания радионуклидов - менее 1·10^-3 г/(см²·сут).