Доступ онлайн
от 49 ₽
В корзину
На основании проведенных экспериментальных исследований разработан метод иммобилизации
проблемных жидких радиоактивных отходов и токсичных отходов в компаунд из магнезиальных вяжущих
со степенью включения сухих радиоактивных солей 37% (технология цементирования на основании
цемента позволяет вводить не более 7% солей из кубовых остатков жидких радиоактивных отходов), при
этом качество компаунда соответствует требованиям нормативно-технической документации.
ББК:
УДК:
ГРНТИ:
Скопировать запись
Фрагмент текстового слоя документа размещен для индексирующих роботов
УДК 621.039.76+614.876 В.А. ЛЕБЕДЕВ, канд. техн. наук, профессор, кафедра теплотехники и теплоэнергетики, lvaram@rambltr.ru В.М. ПИСКУНОВ, аспирант, кафедра теплотехники и теплоэнергетики, vlamarz@mail.ru Национальный минерально-сырьевой университет «Горный» V.А. LЕBЕDЕV, PhD. in eng. sc., professor, department of thermal and thermal Power, lvaram@rambltr.ru; V.М. PISCOUNОV, postgraduate student, department of thermal and thermal Power, vlamarz@mail.ru National Mineral Resources University ПОВЫШЕНИЕ ЭФФЕКТИВНОСТИ ИММОБИЛИЗАЦИИ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ На основании проведенных экспериментальных исследований разработан метод иммобилизации проблемных жидких радиоактивных отходов и токсичных отходов в компаунд из магнезиальных вяжущих со степенью включения сухих радиоактивных солей 37% (технология цементирования на основании цемента позволяет вводить не более 7% солей из кубовых остатков жидких радиоактивных отходов), при этом качество компаунда соответствует требованиям нормативно-технической документации. Ключевые слова: иммобилизация, отверждение, матричные материалы, минеральные селективные сорбенты, наноструктура, наполнитель, компаукд IMPROVING THE EFFICIENCY OF IMMOBILIZATION OF RADIOACTIVE WASTE On the basis of experimental research developed a method for immobilization of problematic radioactive waste in the compound of magnesium binding to the degree of inclusion of dried radioactive salts, 37% (based on the technology of cement concrete can not enter more than 7% of the salts of the kubovy remains ), and the quality of the compound corresponds to the specifications and technical documentation requirements. Key words: immobilization, solidification, matrix materials, mineral selective sorbents, nanostructure, filler, kompaukd. В основополагающих документах РФ указано, что исследование влияния различных отходов на экологическую обстановку в стране и нахождение путей ограничения этого влияния являются неотложными и приоритетными задачами. Проблема охраны окружающей среды и населения от воздействия токсичных отходов (ТО), накопленных в лито- и гидросфере в результате деятельности отечественных промышленных объектов, а также защита от ионизирующих излучений радиоактивных отходов (РАО) атомной отрасли экономики сложна и многопланова. Она включает не только чисто научные аспекты, но и экономические, социальные, политические, правовые, эстетические стороны жизнедеятельности человека и общества. РАО образуются практически во всех отраслях народного хозяйства, в том числе на предприятиях минерально-сырьевого комплекса, однако большая часть РАО образуется на предприятиях атомной отрасли. Сегодняшняя ситуация с РАО в России достаточно напряженная. На ее территории накопилось почти половина всех РАО мира (табл. 1). Накопленные объемы РАО размещены на 69 предприятиях в 33 регионах России в 1170 хранилищах различного типа. В Европейской части России отходы накоплены в 21 субъекте на 42 предприятиях, на
Урале – в трех субъектах на 10 предприятиях, в Сибири – в пяти субъектах на 10 предприятиях. Сравнительно небольшие объемы отходов находятся на 7 предприятиях Дальневосточного региона [1]. Таблица 1 Объемы накопленных в России жидких (ЖРО) и твердых (ТРО) радиоактивных отходов Вид и тип РАО Росатом Другие отрасли Всего ЖРО, м3 ВАО 3,66·104 — 3,66·104 САО 2,04·106 3,37·103 2,04·106 НАО 4,13·108 8,32·103 4,13·108 ТРО, т ВАО 5,24·104 5,93·103 5,83·104 САО 6,12·105 6,57·104 6,77·105 НАО 7,25·107 2,36·105 7,8·107 По данным системы государственного учета и контроля радиоактивных веществ (РВ) и РАО, на предприятиях различных министерств и ведомств их активность превысила 5,96*1019 Бк. Около 99 % РАО сосредоточено на предприятиях Росатома, в том числе все высокоактивные (ВАО) и подавляющая часть среднеактивных (САО) отходов. Накопленные и производимые в настоящее время РАО – неизбежный результат работы оружейного ядерного комплекса, эксплуатации АЭС, атомных подводных лодок (АПЛ), кораблей и судов с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ), использования РВ и источников ионизирующего излучения (ИИИ) в науке, медицине и различных отраслях промышленности [2]. Наряду с РАО скопился огромный объем токсичных, опасных и смешанных отходов. В результате деятельности предприятий минерально-сырьевого комплекса на территории РФ образуются промышленные отходы, в которых содержатся тяжелые металлы, их оксиды и соли, чрезвычайно токсичные вещества. Хранящиеся в основной массе в открытом виде и ежегодно прирастающие в значительных объемах, РАО и ТО являются главными причинами серьезного нарушения экологического равновесия в биосфере, как в региональном, так и в республиканском масштабах. В связи с этим важные первоочередные задачи в области обращения и утилизации промышленных отходов различной степени опасности требуют безотлагательного и своевременного решения. Обеспечение инертности, максимальное ограничение перемещения радионуклидов и токсичных веществ из мест их локализации осуществляется путем создания различного рода инженерных барьеров и резервуаров, строительства могильников и спецхранилищ, удерживающих и ограничивающих их влияние на окружающую среду. В настоящее время при обращении с РАО и ТО в качестве материала стабилизирующей и
иммобилизирующей (связывающей) матрицы наиболее широко применяются цементы и битумы. Степень надежности таких барьеров оценивается по возможной скорости выщелачивания радионуклидов и тяжелых металлов при взаимодействии с природными водами, характерными для участков захоронения. Недостатком этих материалов являются невысокая механическая прочность, высокая скорость выщелачивания радионуклидов из компаундов и др. Для иммобилизации РАО применяются также и стекольные матрицы (боросиликатные и алюмофосфатные стекла). Скорость выщелачивания радионуклидов из остеклованных форм на два порядка ниже, чем из цементных или битумных, также они позволяют загружать больше отходов. Радиационное воздействие разрушает структуру стекол, превращая монолит в порошок, а малая теплопроводность требует принудительного охлаждения. Таким образом, невысокая стабильность физико механических свойств стекольных матриц в течение длительного времени не отвечает требованиям их долгосрочного безопасного хранения. Поисковые исследования по разработке еще более устойчивых материалов матрицы для иммобилизации опасных отходов продолжаются, и результаты таких изысканий являются актуальными при решении экологических проблем. В период с 2009 по 2011 год в ГОУ ВПО "Северо-Западный государственный заочный технический университет" проводились поисковые научно-исследовательские работы по направлению «Атомная энергетика, ядерный топливный цикл, безопасное обращение с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом» - ГК № П1582 от 10.10.2009г, тема проекта - "Разработка процессов иммобилизации радиоактивных отходов с использованием наноструктурных материалов на основе минерального сырья". Данная работа являлась продолжением исследований, начатых в 2003 году по созданию минеральных матриц из магнезиальных вяжущих для омоноличивания РАО. Исходя из результатов, полученных в результате выполнения вышеуказанного контракта, становятся возможными новые направления утилизации РАО и ТО - это иммобилизации и инкапсуляции радиоактивных, токсичных и опасных отходов горнодобывающих и перерабатывающих предприятий с разработкой материалов со специальными и улучшенными свойствами с применением магнезиальных вяжущих и селективных сорбентов специального назначения. Вопросы создания таких материалов представляют несомненный практический и экологический интерес, поскольку проблемы кондиционирования, транспортировки, хранения и захоронения РАО и ТО остаются нерешенными из-за неудовлетворения всевозрастающих потребностей в относительно дешевых, механически прочных с гидроизолирующими свойствами материалах.
Разработка новых материалов с применением минерального сырья и их использование в качестве матрицы для иммобилизации и инкапсуляции РАО и ТО с одновременной утилизацией отходов производства огнеупоров, открывает путь комплексного решения существующих экологических проблем и является объектом научно-исследовательских работ. Обобщение и оценка результатов исследований Переработка ЖРО заключается в концентрировании радионуклидов с последующим отверждением концентратов и их кондиционированием. Кондиционирование является суммой операций, конечной целью которых является перевод РАО в форму, обеспечивающую их безопасное транспортирование, хранение и/или захоронение. Для отверждения низко- и среднеактивных ЖРО наибольшее распространение получили такие методы переработки, как цементирование, битумирование, упаривание до солевого плава. Почти все они направлены на переработку солевых ЖРО типового состава, образующихся на предприятиях в значительных количествах. Это ЖРО, образующиеся на АЭС с реакторами типа ВВЭР и РБМК, а также спецпрачечных[3]. Основные типы ЖРО: - пульпы ионообменных материалов, представляющие собой смесь различных ионообменных смол и других фильтрующих материалов, осадки в емкостях-хранилищах ЖРО и пульпа (ил) бассейнов; - смеси масел, экстрагентов с органическими жидкостями, солевыми концентратами и поверхностно-активными веществами; - концентрированные щелочные растворы от переработки натриевого теплоносителя и щелочные растворы, полученные при отмывке от остатков натрия оборудования 1-го контура. - тритий и тритийсодержащие соединения; Тритий и тритийсодержащие соединения, представляет собой чрезвычайно сложный вид РАО, который практически бессмысленно отверждать без сорбционных добавок, так как матрицы, полученные как на основе магнезиальных вяжущих, так и портландцементов не являются барьером для трития, цезия-134, цезия-137 и некоторых других радионуклидов. Способность цементов удерживать радионуклиды, кроме трития, полностью определяется сорбционными характеристиками введенных природных или синтезированных сорбентов.
Гашенная известь, в составе которой присутствует тритированная вода может быть включена в битумный компаунд или механически введена в петролатум, но степень включения трития в эти вяжущие окажется незначительной. Кондиционирование тритийсодержащих ЖРО сводится к очистке тритированной воды от солей, затем концентрированию воды до активности 109-1010 Бк/л (по тритию). В дальнейшем эти отходы либо хранятся в емкостях из нержавеющих сталей в течение около 100 лет для снижения первоначальной активности до безопасной, либо подвергаются электролизу, а образовавшийся водород связывают с титаном с образованием его гидрида по разработанной технологической схеме. На втором этапе НИР (2010 г.) было исследовано отверждение имитаторов высокоактивных КО АЭС, содержащих, главным образом, нитрат натрия, с помощью магнезиального, вяжущего представляющего собой гидратированный оксохлорид магния с общей формулой: (МgO)(2-4)(MgCI2)1(H20)(10-18). С использованием КО, содержащих 600 г/л нитрата натрия, получены отвержденные компаунды, содержащие от 0 до 29 % солей, имеющих прочность при двухстороннем сжатии от 20 до 40 МПа. Показано, что при выщелачивании 137Сs из отвержденных образцов магнезиальных компаундов любого состава за первые 10 дней выщелачивания теряется более 90 % активности. С помощью селективных сорбентов на цезий удается снизить скорость выщелачивания цезия-137 до 1,510-3–310-4 г/см2•сут. По результатам исследований сделан вывод о том, что отвержденный компаунд на основе магнезиального вяжущего, содержащий сорбент на цезий и около 20 % солей (кроме боратов) удовлетворяет требованиям по безопасному хранению ТРО в бетонных блоках-контейнерах. Композиционный материал на основе магнезиального вяжущего может быть использован в качестве более эффективной замены портланцемента. На заключительном этапе работы были проведены экспериментальные исследования по омоноличиванию КО спецпрачечных, содержащих до 30 % органических веществ (наиболее сложного для переработки вида ЖРО), с помощью композиционного материала на основе магнезиального вяжущего с достижением такой степеней включения солей в состав компаунда, которая могла быть сопоставима с этим показателем для процесса битумирования. Была достигнута степень включения солей в состав магнезиальных компаундов для КО 35±5 %. Следует отметить, что технология иммобилизации РАО посредством наноструктурных материалов на основе магнезиального вяжущего не требует высоких
энергетических затрат, осуществляется при любых положительных температурах на
оборудовании, применяемом при обычном цементировании.
В результате проведенных экспериментальных исследований при магнезиальном
отверждении КО, содержащих до 30 % органических соединений была достигнута степень
наполнения компаунда сухими радиоактивными солями, равная 37 %. То есть
эффективность процесса отверждения с использованием наномодифицированной ММСК
по
этому
показателю
практически
достигла
нижнего
предела
для
процесса
битумирования (40-60 %).
По разработанной технологии также проводилось отверждение шламов. При
общем содержании примесей около 150 г/л в сухом остатке содержалось около 40 %
органических веществ, которые выгорели при 600 0С. Образцы, омоноличенные по
разработанной технологии, затвердели через сутки. После сушки в течение двух недель
были помещены в дистиллированную воду, в которой простояли пять недель и
незначительно уменьшили свою начальную массу.
На разработанный в результате выполнения исследований материал и технологию
его применения для отверждения ЖРО сложного химического состава подана заявка на
получение патента на изобретение.
Таким образом, разработанный материал на основе магнезиального вяжущего
может быть включен в реестр матричных составов для омоноличивания жидких и твердых
РАО низкого и среднего уровня активности.
ЛИТЕРАТУРА
1. Тихонов М.Н. Радиационная география России // Экол. экспертиза. – М., ВИНИТИ, 2007, №. 3, с. 62-71.
2. Емельяненков А. Одним наследством связаны // Российская газета 19 июля 2007, № 154 (4417), с. 16-17.
3. Отчет по НИР ГК № П1582 от 10.10.2009г.
REFERENCES
1. Tikhonov M.N. Radiation geography of Russia / / Ecol. examination. - Moscow, VINITI, 2007, №. 3, p. 62-71.
2. Yemelyanenkov A. linked inheritance / / Rossiyskaya Gazeta July 19, 2007, № 154 (4417), p. 16-17.
3. Report on SD GC number P1582 from 10.10.2009g.
Доступ онлайн
от 49 ₽
В корзину