close

Вход

Забыли?

вход по аккаунту

?

Патент BY3750

код для вставкиСкачать
ОПИСАНИЕ
ИЗОБРЕТЕНИЯ
К ПАТЕНТУ
РЕСПУБЛИКА БЕЛАРУСЬ
(19)
BY (11) 3750
(13)
C1
(51)
(12)
7
G 21F 9/16
ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ПАТЕНТНЫЙ
КОМИТЕТ РЕСПУБЛИКИ БЕЛАРУСЬ
(54)
СПОСОБ ОТВЕРЖДЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ
ТОПЛИВОСОДЕРЖАЩИХ ОТХОДОВ
(21) Номер заявки: 970537
(22) 1997.10.13
(46) 2000.12.30
(71) Заявители: Левадный В.А., Шароваров Г.А.
(BY), Боровой А.А. (RU), Терещенко М.И.,
Кавхута
Г.А.,
Васильев
Н.И.,
Бескоровайный В.П. (BY)
(72) Авторы: Левадный В.А., Шароваров Г.А. (BY),
Боровой А.А. (RU), Терещенко М.И., Кавхута
Г.А., Васильев Н.И., Бескоровайный В.П. (BY)
(73) Патентообладатели: Левадный
Валентин
Александрович, Шароваров Георгий Александрович (BY), Боровой Александр Александрович (RU), Терещенко Маргарита
Ивановна, Кавхута Геннадий Адамович,
Васильев Николай Иванович, Бескоровайный
Валерий Павлович (BY)
(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 PAО, раствор азотнокислого кадмия (в пересчете на соль),
трепел, фурфурол, олигомер ТП, СФ и ПЭПА берут в массовом соотношении 1:0,4-0,6:0,2-0,4:0,3-0,4:0,30,4:0,3-0,4:0,01-0,04.
BY 3750 C1
(56)
1. GB 1596783 А, 1981.
2. EP 0192543 А1, 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 SiO2, В2O3,
СаО, и последующую термическую обработку приготовленной смеси при 1050-1200 °С до получения гомо-
BY 3750 C1
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 1,5-2⋅10-1 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 Cs-137 и Sr-90 из отвержденных полимербетонных блоков, полученных по способу в GB, з. № 1596783
А, кл. G 21 F 9/34,опубл. 1981 г., составляет порядка 10-5-10-3 г/(см2•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 - Cd(NО3)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.: 1:0,4-0,6:0,20,4:0,3-0,4:0,3-0,4:0,3-0,4:0,01-0,04. Особенностью способа является использование в качестве наполнителя
Cd(NO3)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 U-235, 238, Pu-239, 241, Am-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 1:1:1 (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 α, β, γ - 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/ см2.
2
BY 3750 C1
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.
1
Соотношение
PAO:Cd(NO3)2 : трепел : фурфурол :
олигомер ТП : СФ : ПЭПА
1 : 0,3 : 0,1 : 0,2 : 0,2 : 0,2 : 0,01
2
1 : 0,4 : 0,2 : 0,3 : 0,3 : 0,3 : 0,02
3
1 : 0,5 : 0,3 : 0,35 : 0,35 : 0,35 : 0,03
4
1 : 0,6 : 0,4 : 0,4 : 0,4 : 0,4 : 0,04
5
1 : 0,7 : 0,5 : 0,45 : 0,45 : 0,45 : 0,05
№
примера
Скорость выщелачивания, г/(см⋅сут)
Cs-137,
Топливосодержащие
Sr-90
элементы (Pu, U)
1,0⋅10-5
6,5⋅10-5
8,2⋅10-5
1,0⋅10-6
1,0⋅10
-6
2,0⋅10-6
8,3⋅10-6
9,4⋅10-6
Механическая
прочность,
кгс/см2
60
70
80
1,0⋅10-7
90
-7
90
1,0⋅10
Из результатов таблицы следует, что наиболее эффективным соотношением указанных компонентов для отверждения
РАО
является
в
массовом
соотношении:
РАО : Сd(NО3)2 : трепел : фурфурол : олигомер
ТП : СФ : ПЭПА : 1 : 0,4-0,6 : 0,2-0,4 : 0,3-0,4 : 0,3-0,4 : 0,3-0,4 : 0,01-0,04.
Использование предлагаемого способа отверждения позволяет понизить скорость выщелачивания из них
радионуклидов и обеспечить ядерную безопасность содержащегося в РАО топлива.
Литература
1. FR 2369659, G 21F 9/34, 1978.
2. ЕП В1 0149554, G 21F 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. GB 1596783 A, G 21F 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.
Документ
Категория
Без категории
Просмотров
0
Размер файла
119 Кб
Теги
патент, by3750
1/--страниц
Пожаловаться на содержимое документа