Главная страница  |  Описание сайта  |  Контакты
СПОСОБ ОБЕЗВРЕЖИВАНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ ПЕРЕМЕННОГО СОСТАВА
СПОСОБ ОБЕЗВРЕЖИВАНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ ПЕРЕМЕННОГО СОСТАВА

СПОСОБ ОБЕЗВРЕЖИВАНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ ПЕРЕМЕННОГО СОСТАВА

Патент Российской Федерации
Суть изобретения: Использование: в переработке радиоактивных отходов. Сущность изобретения: способ обезвреживания радиоактивных отходов заключается в том, что готовят смесь из предварительно кальцинированных отходов, отверждающей добавки, энергоносителя и окислителя, уплотняют ее и вводят в герметичный реактор. Проводят термическую обработку в режиме самораспространяющегося высокотемпературного синтеза. Горячий продукт синтеза компактируют до получения высокоплотного материала, который направляют на дальнейшее захоронение. В качестве энергоносителя преимущественно используют алюминий и/или титан, а в качестве окислителя преимущественно используют пероксид кальция и/или бария. Способ отличается простотой исполнения и позволяет надежно фиксировать радиопродукты в твердой матрице. 3 з.п.ф-лы.
Поиск по сайту

1. С помощью поисковых систем

   С помощью Google:    

   С помощью Яндекс:  

2. Экспресс-поиск по номеру патента


введите номер патента (7 цифр)

3. По номеру патента и году публикации

2000000 ... 2099999   (1994-1997 гг.)

2100000 ... 2199999   (1997-2003 гг.)
Номер патента: 2065216
Класс(ы) патента: G21F9/16
Номер заявки: 94009493/25
Дата подачи заявки: 18.03.1994
Дата публикации: 10.08.1996
Заявитель(и): Институт структурной макрокинетики РАН
Автор(ы): Мержанов А.Г.; Боровинская И.П.; Махонин Н.С.; Закоржевский В.В.; Ратников В.И.; Воробьев А.В.; Коновалов Э.Е.; Лисица Ф.Д.; Старков О.В.
Патентообладатель(и): Институт структурной макрокинетики РАН
Описание изобретения: Изобретение относится к области ядерной техники, связанной с переработкой радиоактивных отходов (РО), и может быть использовано для обезвреживания кальцинированных РО переменного (непостоянного) состава.
Известен способ обезвреживания радиоактивных отходов переменного состава, включающий приготовление исходной смеси из предварительно кальцинированных радиоактивных отходов и отверждающей добавки, выбранной из группы SO2, B2O3, CaO, и последующую термическую обработку приготовленной смеси при 1050-1200oC до получения гомогенного стеклоподобного расплава, его охлаждение и захоронение (ЕП B1 N 0149554, G 21 F 9/16, 1985).
Способ длителен во времени, энергоемкий и недостаточно надежно фиксирует радионуклиды.
Наиболее близким к заявляемому является способ обезвреживания радиоактивных отходов переменного состава, включающий приготовление исходной смеси из предварительно кальцинированных радиоактивных отходов и отверждающей добавки, выбранной из ряда оксидов элемента, обладающего высоким сродством к кислороду (Al2O3, SiO2), термическую обработку приготовленной уплотненной смеси при температуре 1100-1300oC в течение 1-2 ч или при температуре выше 1500oC и давлении выше 1000 МПа до получения высокоплотного целевого материала с последующим его захоронением (А.С. Никифоров, В.В. Куличенко и М.И. Жихарев. Кн.Обезвреживание жидких радиоактивных отходов.-М. Энергоатомиздат, 1985, с. 77-78).
Известный способ энергоемкий, длителен во времени и имеет недостаточно прочную фиксацию радионуклидов.
Целью изобретения является создание надежного энергосберегающего способа обезвреживания РО различных составов, позволяющего получать целевой материал в виде компактного монолита с прочной фиксацией радионуклидов, обеспечивающего стабильность механической и химической стойкости обезвреженных отходов в процессе хранения.
Цель достигается тем, что способ обезвреживания радиоактивных отходов переменного состава включает:
приготовление исходной смеси из предварительно кальцинированных радиоактивных отходов, отверждающей добавки, выбранной из ряда оксидов элемента, обладающего высоким сродством к кислороду, энергоносителя, выбранного из ряда металлов, имеющих высокое сродство к кислороду и окислителя, в количестве, обеспечивающем полное окисление энергоносителя;
размещение уплотненной приготовленной смеси в замкнутый реактор;
термическую обработку смеси в режиме самораспространяющегося высокотемпературного синтеза (СВС) путем локального инициирования в смеси реакции горения;
компактирование полученного горячего продукта синтеза непосредственно в реакторе до получения высокоплотного целевого продукта для экологически безопасного захоронения.
При этом в качестве энергоносителя используют преимущественно алюминий и/или титан, в качестве окислителя используют преимущественно пероксид кальция и/или бария, а горячий продукт синтеза компактируют при давлении не менее 10 МПа. Количество предварительно кальцинированных отходов в исходной смеси может изменяться от 10 до 30 мас. в зависимости от состава и природы радионуклидов. РО состоят в основном из оксидов железа, никеля, хрома, марганца и оксидов активных и стабильных продуктов деления ядерного горючего, оксидов РЗЭ, стронция и бария.
В качестве отверждающей добавки используют оксид элемента, обладающий высоким сродством к кислороду, преимущественно SiO2, TiO2, а также Al2O3, CaO, ZrO2, HfO2, NbO2, TaO2 и т.д. Количество отверждающей добавки зависит как от природы РО, так и от условий режима горения. При использовании указанных добавок все радионуклиды прочно фиксируются в оксидной матрице и входят в структуру целевого продукта.
Для осуществления процесса в режиме СВС в исходную смесь РО и отверждающей добавки дополнительно вводят энергоноситель из ряда металлов с высоким сродством к кислороду: Al, Ti, Si, Zr, сплавы указанных металлов, при этом преимущественно используют Al и Ti и окислитель, обеспечивающий полное окисление энергоносителя, выбранного из ряда CaO2, BaO2, Fe2O3, FeO, MnO2, CuO, CaO(NO3)2, преимущественно CaO2 и BaO2. Природа выбранного окислителя зависит от состава РО, структуры целевого продукта, так если необходимо в структуру целевого продукта ввести Mn, то в исходную смесь вводят MnO2, или если необходимо улучшить условия компактирования и теплофизические свойства целевого продукта в исходную смесь вводят, например, СuO.
Соотношение компонентов исходной смеси: РО, отверждающей добавки, окислителя и энергоносителя зависит от состава РО, природы компонентов смеси и в каждом конкретном случае подбирается экспериментально, в количестве, необходимом для осуществления реакции СВС.
Как правило, количество энергоносителя изменяется от 10 до 20% окислителя от 20 до 60% и отверждающей добавки от 25 до 60% Количество РО изменяется от 10 дол 30% к массе энергоносителя, окислителя и отверждающей добавки.
Приготовленную, тщательно перемешанную исходную смесь компонентов уплотняют и размещают на дно замкнутого реактора СБС в пресс-форме или газостате. Термическую обработку смеси проводят в режиме СВС путем локального инициирования реакции горения смеси подачей через вольфрамовую спираль электрического тока. Волна горения быстро распространяется по смеси с образованием горячего (до ≈ 3000oC) продукта синтеза. Сразу же или через 2-10 с после инициирования реакции СВС, горячий продукт синтеза подвергают компактированию непосредственно в реакторе при давлении не менее 10 МПа в течение не более 1-10 мин. Верхний предел давления компактирования горячего продукта синтеза изменяется в широком пределе и диапазоне и ограничен только лишь возможностями использования аппаратурного оформления. Затем содержимое реактора охлаждают. Извлеченный продукт синтеза представляет собой высокоплотный материал, в оксидной матрице которого прочно зафиксированы радионуклиды. Продукт направляют на захоронение известными методами.
Пример 1. Готовят исходную смесь из порошков энергоносителя титана 10 мас. окислителя CaO2 30 мас. отверждающей добавки -TiO2 60 мас. и 20% (сверх 100) от общей массы указанных компонентов РО высокой активности. Гомогенизируют смесь и прессуют из нее таблетки диаметром 80 мм, размещают таблетки в пресс-форму, которую помещают в реактор СВС, герметизируют реактор и проводят термическую обработку смеси путем локального инициирования реакции горения в смеси подачей кратковременного импульса тока через вольфрамовую спираль. Через 2 с после инициирования реакции горения на горячий продукт синтеза воздействуют давлением 10 МПа в течение 10 с. Затем содержимое вместе с реактором охлаждают, продукт синтеза извлекают для дальнейшего захоронения.
Полученный продукт синтеза представляет собой высокоплотный материал плотностью ≈ 2,8 г/см3, содержащий в своем составе в качестве основной фазы CaTiO3, в матрице которой прочно зафиксированы радионуклиды.
Пример 2. Готовят исходную смесь из порошков энергоносителя алюминия 15 мас. окислителя BaO2 60 мас. отверждающей добавки SiO225 мас. и 50% (сверх 100) от общей массы указанных компонентов РО, представляющих собой переработанные ТВЭЛы после процесса кальцинации, гомогенизируют смесь, прессуют из нее таблетки диаметром 80 мм, размещают в стальную пресс-форму, а затем в реактор СВС, инициируют реакцию горения и сразу же на горячий продукт синтеза воздействуют давлением 30 МПа в течение 60 с. После чего продукт синтеза охлаждают, извлекают и направляют на захоронение.
Полученный продукт представляет собой высокоплотный материал плотностью ≈ 2,6 г/см3, содержащий в своем составе в качестве основной фазы BaAl2Si2O3, в которой как в матрице прочно зафиксированы радионуклиды.
Пример 3. Готовят исходную смесь из порошков энергоносителя алюминия 10 мас. титана 10 мас. окислителя CaO2 20 мас. BaO2 25 мас. отверждающей добавки -TiO2 35 мас. и 40% (сверх 100) от общей массы указанных компонентов РО средней активности.
Смесь гомогенизируют, слегка подпрессовывают в стальной пресс-форме и размещают на дно реактора СВС, инициируют реакцию горения и через 5 с на горячий продукт синтеза воздействуют давлением 25 МПа в течение 40 с, после чего содержимое реактора охлаждают, извлекают продукт синтеза и направляют его на захоронение.
Полученный продукт представляет собой высокоплотный материал, содержащий в своем составе в качестве основных фаз CaTiO3 и BaAl2Ti6O16, в котором прочно зафиксированы радионуклиды.
Количество приведенных примеров осуществления способа не ограничивает его возможностей. Так, в качестве энергоносителя может быть использован Si, Zr, их смесь, или смесь одного из них с Al или Ti. В качестве окислителя и отверждающей добавки могут быть использованы любые другие, указанные в тексте описания.
Способ относится к энергосберегающим технологиям, легко автоматизируемый, высокопроизводительный. Способ позволяет обезвреживать радиоактивные отходы любого состава и активности, содержащие любые радионуклиды, и получать целевой материал с высокой механической и химической стойкостью.
Формула изобретения: 1. Способ обезвреживания радиоактивных отходов переменного состава, включающий приготовление исходной смеси из предварительно кальцинированных радиоактивных отходов и отверждающей добавки, выбранной из ряда оксидов элемента, обладающего высоким сродством к кислороду, термическую обработку приготовленной уплотненной смеси с последующим захоронением целевого продукта, отличающийся тем, что в исходную смесь дополнительно вводят энергоноситель, выбранный из ряда металлов, имеющих высокое сродство к кислороду, окислитель в количестве, обеспечивающем полное окисление энергоносителя, приготовленную смесь помещают в замкнутый реактор и проводят термическую обработку смеси в режиме самораспространяющегося высокотемпературного синтеза путем локального инициирования в смеси реакции горения, после чего горячий продукт синтеза компактируют непосредственно в реакторе до получения высокоплотного материала для экологически безопасного захоронения.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве энергоносителя используют преимущественно алюминий и/или титан.
3. Способ по п.1 или 2, отличающийся тем, что в качестве окислителя используют преимущественно пероксид кальция и/или бария.
4. Способ по п.1, или 2, или 3, отличающийся тем, что горячий продукт синтеза компактируют под давлением не менее 10 МПа.