Завантажити PDF файл.

Формула / Реферат

Спосіб одержання матриць для іммобілізації радіоактивних відходів, що включає термообробку відпрацьованих залізовмісних сорбентів, який відрізняється тим, що сорбент попередньо змішують із склопорошком при масовому співвідношенні сорбент:склопорошок, яке дорівнює 1:(1÷2,5) відповідно, а термообробку здійснюють при 600-680 °С.

Текст

Дивитися

Корисна модель відноситься до переробки матеріалів з радіоактивним забрудненням шляхом фіксації в твердій стійкій фазі матриці і може бути використана для іммобілізації радіоактивних відходів (РАВ) очистки забруднених вод з низьким та середнім рівнем активності. Відомий спосіб одержання матриць для іммобілізації РАВ [А.с. СССР №1482459, МПК 5 G21F9/16, опубл.30.09.90] [1]. Спосіб полягає в змішуванні концентрованих РАВ з склоутворювачами (кварцевим піском, доломітом, суглинком), сплавлянні суміші при 1100-1200°С з подальшим охолодженням утвореного моноліту (матриці). Матриці з іммобілізованими РАВ підлягають подальшому захоронению. Як витікає з технічної суті відомого способу [1], технологія склування РАВ характеризується високою енергоємністю, недостатньо високою іммобілізуючою здатністю, яка зумовлена термодинамічною нестабільністю скла. Найбільш близьким до корисної моделі за технічною суттю і результатом, що досягається, є спосіб одержання матриць для іммобілізації радіоактивних відходів [Патент РФ №2059308, МПК 6 5G21F9/16, опубл.27.04.96] [2]. Спосіб оснований на сорбційному вилученні радіоактивних забруднень. Як сорбент використовують тихоокеанські залізомарганцеві конкреції (ЗМК) наступного складу, % мас: гідроксиди марганцю (Мn2О3 • nН2О, МnО2 • nН2О) - 42-46; гідроксид заліза (FeOOH) - 6-10; оксид кремнію (SiO2)- 12-18; оксид алюмінію (АІ2О 3) - 4-6; оксид нікелю (NiO) - 1,3-1,5; оксиди кальцію, титану, барію, міді, кобальту і рідкоземельних елементів - решта. ЗМК попередньо подрібнюють до дисперсності 0,25-1,0мм і прожарюють при 450-650°С протягом 2-4 годин. В розчин, що містить ізотопи Th-230, U-238, U-234, Pb-210, Ро-210 вводять підготовлений сорбент. Відпрацьований сорбент (радіактивно забруднений шлам) відділяють від очищеної води і випалюють при 900-1200°С протягом 1-6 годин. Випалені шлами (металокерамічні матриці), як випливає з даних, представлених в описі корисної моделі, мають фіксуючу здатність, яка характеризується ступенем вилуговування радіонуклідів радію та торію протягом 18 годин на рівні 0,3%. В зв'язку з цим для подальшого захоронения їх герметизують у контейнерах. Основними недоліками відомого способу [2] є: - недостатня фіксуюча здатність металокерамічних матриць; - достатньо висока вартість технології переробки РАВ за рахунок складної і енергоємної технології попередньої підготовки сорбенту, високої температури випалу, допоміжної герметизації в компактних монолітних блоках; - вторинне забруднення довкілля леткими радіонуклідами при високотемпературному тривалому випалі. Задачею корисної моделі є розробка способу одержання матриць для іммобілізації відходів, зокрема, стронційвмісних, в якому використання дешевого техногенного склоутворювача забезпечило б порівняно невисоку температуру випалу шламів з одночасним підвищенням фіксуючої здатності матриць, що, як наслідок, зумовило б здешевлення технології переробки РАВ внаслідок значного зниження енерговитрат, спрощення технологічного обладнання та виключення вторинного забруднення довкілля. Для вирішення поставленої задачі запропоновано спосіб одержання матриць для іммобілізації радіоактивних відходів, що включає термообробку відпрацьованих залізовмісних сорбентів, в якому, згідно з винаходом, сорбент попередньо змішують з склопорошком при масовому співвідношенні скло порошок:сорбент = 1:(1...2,5), відповідно, а термообробку здійснюють при 600-680°С. Нами вперше показано, що введення у відпрацьований сорбент склопорошку, як ефективного склоутворювача, призводить до одержання ефективного склокерамічного матеріалу, що забезпечує надійну фіксацію радіонуклідів, зокрема, найбільш токсичного 90Sr в процесі випалу при порівняно невисоких температурах і тривалості, внаслідок чого здешевлюється технологія одержання матриць. Таким чином, сукупність суттєвих ознак способу одержання матриць для іммобілізації радіоактивних відходів, що заявляється, є необхідною і достатньою для досягнення технічного результату, який забезпечується корисною моделлю - підвищення фіусуючої здатності склокерамічних матриць за рахунок зменшення ступеню вилуго вування 90Sr до 0,01-0,03%, а також здешевлення технології одержання матриць для іммобілізації РАВ за рахунок зменшення енерговитрат. Техногенний склопорошок готують подрібненням бою різноманітних відходів скла (віконного, тарного, лампового тощо) в шаровому лабораторному млині до дисперсності порошку £ 200мкм. В модельний водний розчин з активністю за 90Sr 100Бк/дм 3 вносять модифікований лугом клиноптилоліт, потім вносять розчини FeSO4 і FeCl3 в масовому співвідношенні солі заліза (в перерахунку на безводні): модифікований клиноптилоліт =1:(2...2,5), відповідно. Відокремлений від очищеної води осад, який являє собою залізовмісний сорбент із радіоактивним забрудненням, підсушують до відносного вологовмісту 10-12мас.%, змішують з техногенним склопорошком при масовому співвідношенні сорбент : склопорошок =1:(1-2,5). З гомогенної суміші формують циліндричні матриці напівсухим двохстороннім пресуванням при тиску 40МПа. Випал матриць здійснюють при температурах 600-680°С протягом 30-60хв. Для здійснення способу використовують: - залізо (ІІ) сірчанокисле [ГОСТ 4148-78]; - залізо (ІІІ) хлорид [ГОСТ 4147-74]; натрій їдкий очищений [ГОСТ 11078-78]; - клиноптилоліт природний молотий [ТУ У 05792908.002-97]; - зразковий радіоактивний розчин 90Sr. Сумарну b -активність порошків подрібнених до дисперсності £ 200мкм металокерамічних матриць (Сo) вимірюють за допомогою бета-радіометру КРК1-01А. Оцінку хімічної стійкості здійснюють за ступенем вилуговування 90Sr дистильованою водою з матриць протягом 18 годин за методикою [ГОСТ 29114-91. Отходы радиоактивные. Метод измерения химической устойчивости отвержденных РАО посредством длительного выщелачивания] [3]. Суть методу полягає в тому, що порошки, одержані подрібненням матриць, з однаковою площею зовнішньої поверхні, вносять в контейнер для вилуго вування, заливають водою з температурою 25°С. Через 18 годин експозиції аліквоту контактного розчину випаровують досуха і вимірюють його b -активність (С) на b -радіометрі. Ступінь вилуговування розраховують за формулою : A CB = × 100%, Ao де: СВ - ступінь вилуговування; Аo - b - активність матриці, Бк; А - b - активність контактного розчину, Бк. Приклад Для одержання склопорошку бій техногенного білого скла подрібнюють в лабораторному шаровому млині і відбирають фракцію £ 200мкм. Беруть шлам, що являє собою суміш солей заліза і модифікованого клиноптилоліту при масовому співвідношенні 1:2 відповідно, з відносним вологовмістом 12мас.%. Готують суміш з 20г шламу і 40г те хногенного склопорошку шля хом ретельного змішування, причому масове співвідношення сорбент:склопорошок складає 1:2. З гомогенної суміші формують циліндричні модельні матриці напівсухим двохстороннім пресуванням при тиску 40МПа. Випал матриць здійснюють при 640°С протягом 60хв. Для визначення ступеню вилуговування частину випалених матриць подрібнюють до дисперсності £ 200мкм. Сумарна (3-активність порошку (Аo) однієї матриці становить 100Бк. Порошки матриць з однаковою площею зовнішньої поверхні розміщують в контейнерах з дистильованою водою, через 18год. експозиції аліквоту контактного розчину випаровують і вимірюють його b -активність (А), яка становить 0,015Бк. Ступінь вилуговування (СВ) 90Sr розраховують за формулою: 0,015 CB = × 100 = 0,015 % 100 Дані приведені в таблиці, приклад 2. Таблиця № Склад матриці, мас. ч. Співвідношення Температура п/п відпрацьований сорбент склопорошок сорбент:cклопорошок випалу, °С Ступінь вилуговування, % За корисною моделлю 1 50 50 1 :1 640 0,03 2 33,3 66,6 1 :2 640 0,015 3 28,6 71,4 1 :2,5 640 0,01 4 33,3 66,6 1:2 600 0,03 5 33,3 66,6 1 :2 680 0,01 Позамежні значення 6 52,6 47,4 1 : 0,9 640 0,15 7 27,8 72,2 1 :2,6 640 0,2 8 28,6 71,4 1:2,5 580 0,3 9 50 50 1:1 700 0,25 За способом [2] 10 Залізо-марганцеві конкреції 900-1200 0,3 З метою визначення ефективності запропонованого способу одержання матриць для іммобілізації РАВ були досліджені різні масові співвідношення сорбент:склопорошок, а також режими випалу матриць, як у заявленому діапазоні, так і за його межами. Дані приведені в таблиці, приклади 1-9. Встановлено, що заявлене співвідношення компонентів матриці вибрано з умов, які забезпечують надійну фіксацію радіонуклідів в сформованих зразках при температурному режимі випалу, що заявляється (таблиця, приклади 1-5). При позамежному збільшенні співвідношення сорбент:скло порошок, наприклад, до 1:0,9, тобто, при зменшенні в матриці вмісту склопорошку, одержані матриці характеризуються підвищеною пористістю, що призводить до збільшення ступеню вилуговування (таблиця, приклад 6). При позамежному зменшенні співвідношення сорбент:скло порошок, наприклад, до 1:2,6, тобто, при збільшенні в матриці вмісту склопорошку, недостатня механічна міцність власне скла призводить до тріщиноутворення матриць, що спричиняє значне вилуговування 90Sr (таблиця, приклад 7). Крім того, знижується ефективність обробки РАВ за рахунок збільшення об'єму іммобілізованих відходів. Експериментально встановлено, що позамежне зменшення температури випалу до 580°С призводить до зменшення фіксуючої здатності склокерамічних матриць за рахунок недостатньої щільності їх стр уктури і зумовленим цим підвищеним ступенем вилуговування (таблиця, приклад 8). Позамежне підвищення температури випалу матриць до 700°С призводить до часткового спучування матриць, за рахунок чого знижується їх фіксуюча здатність (таблиця, приклад 9). Переваги запропонованого способу одержання матриць для іммобілізації радіоактивних відходів в порівнянні з відомим [2] полягають в наступному: - реалізація заявленого способу забезпечує високу фіксуючу здатність склокерамічних матриць - ступінь вилуго вування протягом 18 годин найбільш токсичного радіонукліду 90Sr досягає 0,03-0,01%, тобто в 10-30 разів менший ступеню вилуговування [2]; - температура випалу згідно запропонованого способу на 220-500°С нижча, що сприяє значному зменшенню енерговитрат та практично виключає випаровування летких радіоактивних відходів при випалі; - заявлений спосіб значно дешевший і простіший в технологічному відношенні від відомого, що дозволяє ефективно використовувати його для надійної іммобілізації РАВ середнього рівня активності; - заявлений спосіб дозволяє ефективно утилізувати значні кількості різноманітного склобою, в тому числі токсичного, що також сприяє зменшенню екологічного навантаження на довкілля.

Додаткова інформація

Назва патенту англійською

Method for producing material for immobilization of radioactive waste

Автори англійською

Kornilovych Borys Yuriiovych, Terlikovskyi Yevhen Vasyliovych, Pshynko Halyna Mykolaivna, Tymoshenko Tetiana Hryhorivna

Назва патенту російською

Способ производства материала для нейтрализации радиоактивных отходов

Автори російською

Корнилович Борис Юриевич, Терликовский Евгений Васильевич, Пшинько Галина Николаевна, Тимошенко Татьяна Григорьевна

МПК / Мітки

МПК: G21F 9/16

Мітки: іммобілізації, відходів, спосіб, радіоактивних, одержання, матриць

Код посилання

<a href="http://uapatents.com/2-23537-sposib-oderzhannya-matric-dlya-immobilizaci-radioaktivnikh-vidkhodiv.html" target="_blank" rel="follow" title="База патентів України">Спосіб одержання матриць для іммобілізації радіоактивних відходів</a>

Подібні патенти