Способ отверждения радиоактивных топливосодержащих отходов

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ПАТЕНТНЫЙ КОМИТЕТ РЕСПУБЛИКИ БЕЛАРУСЬ СПОСОБ ОТВЕРЖДЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ТОПЛИВОСОДЕРЖАЩИХ ОТХОДОВ(73) Патентообладатели Левадный Валентин Александрович, Шароваров Георгий Александрович , Боровой Александр Александрович , Терещенко Маргарита Ивановна, Кавхута Геннадий Адамович,Васильев Николай Иванович, Бескоровайный Валерий Павлович(57) 1. Способ отверждения радиоактивных топливосодержащих отходов (РАО) путем добавления в отходы наполнителя, полимерного связующего и отвердителя, отличающийся тем, что в качестве полимерного связующего используют смесь фурфурола, полипропилена с концевыми сульфгидрильными группами (олигомер ТП) и сланцевых фенолов (СФ), в качестве отвердителя полиэтиленполиамин (ПЭПА), наполнитель, в качестве которого используют раствор азотнокислого кадмия и трепел, добавляют к отходам перед введением связующего, при этом отходы сначала пропитывают раствором азотнокислого кадмия, а затем вводят трепел. 2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что О, раствор азотнокислого кадмия (в пересчете на соль),трепел, фурфурол, олигомер ТП, СФ и ПЭПА берут в массовом соотношении 10,4-0,60,2-0,40,3-0,40,30,40,3-0,40,01-0,04.(56) 1.1596783 А, 1981. 2.0192543 А 1, 1986. 3. Никифоров А.С., Куличенко В.В., Жихарев М.И. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов.М. Энергоатомиздат, 1985. - С. 136-140. Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов (РАО), содержащих ядерное топливо, фиксацией РАО в устойчивой среде и приведением их в ядернобезопасное состояние для последующего захоронения. Изобретение может быть использовано при обезвреживании РАО на АЭС и предприятиях ядерно-промышленного комплекса, например радиоактивных концентратов, получаемых при коагуляционной очистке, и кубовых остатков, получаемых при упаривании отработанных дезактивирующих растворов. Известен способ отверждения РАО путем закрепления их в матрице вещества, включающий смешивание РАО с матрицеобразующими компонентами - веществами, стойкими к выщелачиванию, загрузку смеси в герметичную капсулу и термическую обработку приготовленной смеси при температуре 700 С под давлением 10 МПа 1. Способ не обеспечивает надежного закрепления радиоактивных частиц в матрице вещества. Известен способ обезвреживания РАО переменного состава, включающий приготовление исходной смеси из предварительно кальцинированных РАО и отверждающей добавки, выбранной из группы 2, В 23,СаО, и последующую термическую обработку приготовленной смеси при 1050-1200 С до получения гомо 3750 1 генного стеклоподобного расплава, его охлаждение и захоронение 2. Способ длителен по времени, энергоемкий и недостаточно надежно фиксирует радионуклиды. Известен способ отверждения и капсулирования РАО путем включения их в цементную матрицу 3. Недостатком этого способа является высокое выщелачивание радионуклидов из отвержденных блоков, составляющее за месяц по радиоцезию 1,5-210-1 см. Известен способ отверждения РАО путем включения их в термопластичные материалы, например в отход производства диметилтерефталата 4. Скорость выщелачивания из этих материалов радионуклидов достаточно низкая 10-4 см/сут., однако недостатком способа является низкая температура размягчения материала матрицы - 55 С и отсутствие обеспечения ядерной безопасности содержащегося в РАО ядерного топлива. Известен способ отверждения РАО путем добавления в отходы наполнителя полимерного связующего и отвердителя 5. Твердые РАО вводят в отверждающую жидкую смесь, состоящую из 5-40 полимеризующей жидкости и 95-60 инертного твердого наполнителя. Смесь отверждают на блоки полимербетона путем смешивания с наполнителем, полимерным связующим и отвердителем. При этом сначала готовят смесь из наполнителя, смолы и отвердителя и заливают ею РАО. Полимеризуемая жидкость представляет собой ненасыщенную полиэфирную смолу, растворенную в сополимеризуемом мономере, эпоксидную смолу, отверждающуюся в естественных условиях фенолальдегидную смолу или смолу, содержащую галогенизированные соединения. При этом используются соответствующие катализаторы полимеризации. В качестве наполнителя использованы песок, силикаты и/или гидроокись алюминия. В наполнитель добавляют диметилдихлорсилан или парафин в качестве гидрофобного агента. Скорость выщелачивания радионуклидов -137 и -90 из отвержденных полимербетонных блоков, полученных по способу в , з.1596783 А, кл.219/34,опубл. 1981 г., составляет порядка 10-5-10-3 г/(см 2 сут). Высокое значение показателя выщелачиваемости обусловлено наличием в отверждающем составе большого количества инертного твердого наполнителя и гидрофобного агента (95-60 ). Однако компоненты отверждающей смеси не содержат сорбирующих материалов, позволяющих существенно снизить выщелачиваемость радионуклидов из отвержденных полимербетонных блоков (трепела). Кроме того, в составе компонентов отверждающей смеси отсутствуют высокоэффективные нейтронопоглощающие материалы, обеспечивающие ядерную безопасность топливосодержащих РАО. Задачей изобретения является обеспечение ядерной и экологической безопасности при отверждении и капсулировании РАО, содержащих делящиеся материалы, такие, как уран-235, плутоний-239, 241, путем повышения механической прочности отвержденного продукта и понижения скорости выщелачивания из него радионуклидов. Поставленная задача достигается тем, что топливосодержащие РАО включают в термопластичные материалы. Отличительной особенностью изобретения является то, что топливосодержащие РАО обрабатывают азотнокислым кадмием - (О 3)2, трепелом, фурфуролом, полипропиленоксидом с концевыми сульфгидрильными группами - олигомер ТП, сланцевыми фенолами - СФ и полиэтиленполиамином - ПЭПА. Причем соотношение РАО, азотнокислого кадмия, трепела, фурфурола, олигомера ТП, СФ и ПЭПА составляет, мас. ч. 10,4-0,60,20,40,3-0,40,3-0,40,3-0,40,01-0,04. Особенностью способа является использование в качестве наполнителя(3)2 и трепела. Азотнокислый кадмий предотвращает образование критмасс из делящихся материалов, содержащихся в РАО, т.к. кадмий обладает большим сечением поглощения тепловых нейтронов, при этом не создает дополнительных радиоактивных элементов. Трепел используется как сорбент продуктов деления, например, цезия, стронция 6. В качестве полимерного связующего используется реакционноспособная смесь фурфурола, олигомера ТП, СФ с аминовым отвердителем ПЭПА. У полученного после отверждения продукта высокая механическая прочность и низкая скорость выщелачивания из него радионуклидов. Примеры 1-5. В качестве образцов использовались радиоактивные топливососодержащие отходы (РАО) 4-го блока ЧАЭС весом 100 г, представляющие собой пористый материал на основе бетонов, включающий радионуклиды -235, 238, -239, 241, -241 и другие продукты деления. Концентрация радионуклидов составляла от 10-8 до 10-6 Ки/кг. Образцы РАО пропитывали раствором азотнокислого кадмия в количестве от 40 до 60 г. Затем вводили от 20 до 40 г природного минерала трепела - сорбента для фиксации радионуклидов. Далее к заглушенной массе добавляли равное количество составляющих полимерного связующего от 30 до 40 г фурфурола (ГОСТ 10437-80), от 30 г до 40 г олигомера ТП (ГОСТ 38-13-638-87) - полипропиленоксид с концевыми сульфгидрильными группами, от 30 г до 40 г СФ (ТУ 38-918-67) - суммарные сланцевые фенолы. Затем смесь обрабатывали от 1 г до 4 г ПЭПА (ТУ 6-02-594-75) -отвердителем - полиэтиленполиамином. Соотношение компонентов в полимерном связующем 111 (фурфурол, олигомер ТП, сланцевые фенолы СФ) соответствует их реакционной способности, а 0,1 мас.ч. отвердителя обеспечивает необходимую скорость отверждения. Под действием отвердителя все это превращается в твердую массу. Эффект отверждения увеличивается за счет , ,- излучений, включенных в массу радионуклидов. Процесс отверждения проводили в естественных условиях. В результате обработки предложенными компонентами происходит заполнение пор образцов и капсулирование самих блоков (образцов) полимерной массой. У полученных после отверждения образцов высокая механическая прочность. Напряжение при 25 -ной деформации составляет 70-90 кгс/ см 2. 2 3750 1 Характеристики отвержденных образцов в зависимости от соотношения компонентов приведены в таблице 1. В примерах 1-5 условия отверждения аналогичные. Химическую устойчивость (скорость выщелачивания) определяли по ГОСТ 29114. Из результатов таблицы следует, что наиболее эффективным соотношением указанных компонентов для отверждения РАО является в массовом соотношении РАОС(О 3)2 трепелфурфурололигомер ТПСФПЭПА 10,4-0,60,2-0,40,3-0,40,3-0,40,3-0,40,01-0,04. Использование предлагаемого способа отверждения позволяет понизить скорость выщелачивания из них радионуклидов и обеспечить ядерную безопасность содержащегося в РАО топлива. Литература 1.2369659,21 9/34, 1978. 2. ЕП В 1 0149554,21 6/16, 1985. 3. Соболев И.А., Хомчик Л.М. Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах. М. Энергоатомиздат, 1983. - С.36. 4. Охрана окружающей среды при обезвреживании радиоактивных отходов / Соболев И.А., и др. - М. Энергоатомиздат, 1989. - С.65. 5.1596783 ,21 9/34, 1981. 6. Отчет о НИР Разработать рекомендации по выбору способов и технологий очистки сточных вод и реабилитации очистных сооружений в загрязненных районах. - ИРЭП НАНБ. - Инв.124. - 1996. - С.53 Государственный патентный комитет Республики Беларусь. 220072, г. Минск, проспект Ф. Скорины, 66.