RU2366011C1 - Method of buring solid radioactive wastes in near-surface mortuaries - Google Patents

Abstract

FIELD: chemistry.

SUBSTANCE: invention relates to field of buring solid and hardened radioactive wastes. In buring wastes banking of mortuary from bottom and sides with layer from 0.5 to 1.5 m of intensified mixture of clay with bauxite sludge is carried out. After filling mortuary with wastes banking from the top is carried out in such way that vertical planning of this waterproofing layer provides atmosphere precipitation flowing. Bauxite sludge is obtained during burning of bauxite ore together with soda and lime and further washing with water from soluble sodium compounds.

EFFECT: application of invention considerably reduces thickness of isolative clayey screen and volume of polluted with radionuclides soils.

1 cl, 2 ex

Description

Изобретение относится к области захоронения твердых и отвержденных радиоактивных отходов.The invention relates to the field of disposal of solid and solidified radioactive waste.

Согласно СПОРО-2002 [Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2002). - М.: Минздрав России, 2002] долговременное хранение и захоронение кондиционированных (твердых и отвержденных) среднеактивных отходов, содержащих радионуклиды с периодом полураспада не более 30 лет и всех низкоактивных, может осуществляться в сооружениях приповерхностного типа.According to SPORO-2002 [Sanitary rules for radioactive waste management (SPORO-2002). - M .: Ministry of Health of Russia, 2002] long-term storage and disposal of conditioned (solid and solidified) medium-level waste containing radionuclides with a half-life of no more than 30 years and all low-level waste can be carried out in near-surface structures.

Известно, что для этой цели используются бетонные [Соболев И.А., Хомчик Л.М. Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах. - М.: Энергоатомиздат, 1983, с.71-74] или грунтовые (траншейного или курганного типа) [Соболев И.А., Хомчик Л.М. Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах. - М.: Энергоатомиздат, 1983, с.82-89] могильники твердых радиоактивных отходов (ТРО). При этом во всех случаях для создания дополнительного гидроизолирующего экрана могильники обваловывают глинистой породой (глиняный замок). В качестве таких пород чаще всего используют различные суглинки (содержание глинистых частиц не менее 30%) с коэффициентом фильтрации от 0,01 до 0,001 м/сут, тогда как у супесей эти значения составляют от 1,0 до 0,01 м/сут [Кузовлев Г.М. Специальные гидротехнические сооружения на атомных предприятиях. - М.: Атомиздат, 1966]. Поэтому при обваловывании предпочтительнее проводить уплотнение породы. Толщина такого глиняного экрана, определяемая по распределению радионуклидов между твердой и жидкой фазами экрана, в зависимости от типа грунта (доли глинистых частиц) составляет от 0,5 до 1,5 м, что считается достаточным для обеспечения изоляции радионуклидов (при удельной активности до 4·10⁷ Бк/кг) от окружающей среды в течение всего срока хранения среднеактивных ТРО, составляющего около 450 лет [Заручевская Г.П., Носова Л.М., Седов В.М. Безопасность приповерхностного захоронения радиоактивных отходов. - Атомная энергия, 1991, т.70, вып.5, с.314-318]. Этот метод захоронения твердых и отвержденных радиоактивных отходов в приповерхностные могильники с обваловыванием уплотненной глинистой породой толщиной 0,5-1,5 м наиболее близок к заявляемому способу и выбран в качестве прототипа.It is known that for this purpose concrete is used [Sobolev I.A., Khomchik L.M. Disposal of radioactive waste at centralized sites. - M .: Energoatomizdat, 1983, p. 71-74] or soil (trench or barrow type) [Sobolev IA, Khomchik L.M. Disposal of radioactive waste at centralized sites. - M .: Energoatomizdat, 1983, p.82-89] solid radioactive waste repositories (SRW). Moreover, in all cases, to create an additional waterproofing screen, the burial grounds are bunded with clay rock (clay castle). Various loams (clay content of at least 30%) with a filtration coefficient from 0.01 to 0.001 m / day are most often used as such rocks, while in sandy loam these values are from 1.0 to 0.01 m / day [ Kuzovlev G.M. Special hydraulic structures at nuclear plants. - M .: Atomizdat, 1966]. Therefore, when bunding, it is preferable to conduct compaction of the rock. The thickness of such a clay screen, determined by the distribution of radionuclides between the solid and liquid phases of the screen, depending on the type of soil (fraction of clay particles) is from 0.5 to 1.5 m, which is considered sufficient to ensure isolation of radionuclides (with specific activity up to 4 · 10 ⁷ Bq / kg) from the environment during the entire storage period of medium-active solid waste, amounting to about 450 years [Zaruchevskaya GP, Nosova LM, Sedov VM Safety of near surface disposal of radioactive waste. - Atomic energy, 1991, v. 70, issue 5, p. 314-318]. This method of burial of solid and solidified radioactive waste in near surface burial sites with bunding of compacted clay rock with a thickness of 0.5-1.5 m is the closest to the claimed method and is selected as a prototype.

Недостатком данного способа является то, что такой глиняный экран рассчитан в основном на изоляцию ¹³⁷Cs, так как доля ⁹⁰Sr в ТРО АЭС не превышает 0,1% [Заручевская Г.П., Носова Л.М., Седов В.М. Безопасность приповерхностного захоронения радиоактивных отходов. - Атомная энергия, 1991, т.70, вып.5, с.314-318]. Однако, например, в ТРО Мос. НПО «Радон» доля ⁹⁰Sr в ТРО может достигать более 1% [Соболев И.А., Хомчик Л.М. Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах. - М.: Энергоатомиздат, 1983. с.82-89]. В этом случае требуемая толщина глиняного экрана может оказаться в 10 раз больше [Заручевская Г.П., Носова Л.М., Седов В.М. Безопасность приповерхностного захоронения радиоактивных отходов. - Атомная энергия, 1991, т.70, вып.5, с.314-318], что приведет к радиоактивному загрязнению в 10 раз большего количества грунта вокруг могильника. Дело в том, что гидроизолирующий экран должен обеспечивать на своей внешней границе мощность дозы не более 1 мЗв/год за все время хранения отходов, так что толщина гидроизолирующего глинистого экрана зависит не только от коэффициента распределения радионуклида между жидкой и твердой фазами экрана и коэффициента фильтрации, но и от его удельной активности.The disadvantage of this method is that such a clay screen is designed mainly for the isolation of ¹³⁷ Cs, since the proportion of ⁹⁰ Sr in the SRW of nuclear power plants does not exceed 0.1% [Zaruchevskaya GP, Nosova LM, Sedov VM Safety of near surface disposal of radioactive waste. - Atomic energy, 1991, v. 70, issue 5, p. 314-318]. However, for example, in SRW Mos. NPO Radon, the share of ⁹⁰ Sr in SRW can reach more than 1% [Sobolev I.A., Khomchik L.M. Disposal of radioactive waste at centralized sites. - M .: Energoatomizdat, 1983. p. 82-89]. In this case, the required thickness of the clay screen can be 10 times greater [Zaruchevskaya GP, Nosova LM, Sedov VM Safety of near surface disposal of radioactive waste. - Atomic energy, 1991, v.70, issue 5, p. 314-318], which will lead to radioactive contamination of 10 times more soil around the repository. The fact is that the waterproofing screen should provide a dose rate of not more than 1 mSv / year on its outer boundary for the entire time the waste is stored, so the thickness of the waterproofing clay screen depends not only on the distribution coefficient of the radionuclide between the liquid and solid phases of the screen and the filtration coefficient, but also from its specific activity.

Задача, решаемая данным изобретением, заключается в минимизации толщины изолирующего глинистого экрана при захоронении в приповерхностные могильники ТРО с повышенным содержанием радиостронция.The problem solved by this invention is to minimize the thickness of the insulating clay screen when buried in the near surface SRW burial sites with a high content of radiostrontium.

Сущность изобретения заключается в том, что в способе захоронения ТРО в приповерхностные могильники, включающем обваловывание могильников уплотненной глинистой смесью слоем от 0,5 до 1,5 м, обваловывание производят смесью глины с бокситовым шламом, полученным при обжиге бокситовой руды совместно с известью и содой и последующей промывке водой от растворимых натриевых соединений.The essence of the invention lies in the fact that in the method of SRW burial in near-surface burial sites, including bunding the burial grounds with a compacted clay mixture with a layer of 0.5 to 1.5 m, the bunding is carried out with a clay mixture with bauxite sludge obtained by calcining bauxite ore with lime and soda and subsequent washing with water from soluble sodium compounds.

Бокситовый шлам получают в качестве многотоннажного отхода при производстве глинозема путем обжига (спекания) бокситовой руды с известняком и содой при температуре 1200-1300°С и последующего выщелачивания (вымывания) алюминатов из обожженной (спеченной) смеси. Для производства 1 т глинозема используется 2,8-3,1 т бокситов, около 1,7 т известняка и 0,17 т соды. В составе бокситового шлама - двухкальциевый силикат (40-45%) и гидроалюмосиликаты кальция и железа.Bauxite sludge is obtained as a large-tonnage waste in the production of alumina by roasting (sintering) bauxite ore with limestone and soda at a temperature of 1200-1300 ° C and subsequent leaching (washing) of aluminates from the calcined (sintered) mixture. 2.8-3.1 tons of bauxite, about 1.7 tons of limestone and 0.17 tons of soda are used to produce 1 ton of alumina. Bauxite sludge contains dicalcium silicate (40-45%) and hydroaluminosilicates of calcium and iron.

Способ осуществляется следующим образом.The method is as follows.

При захоронении ТРО в приповерхностные могильники производят обваловывание могильников снизу и с боков слоем от 0,5 до 1,5 м уплотненной смеси глины с бокситовым шламом, полученным при обжиге бокситовой руды совместно с известью и содой и последующей промывке водой от растворимых натриевых соединений. Причем после заполнения могильника ТРО производится обваловывание и сверху так, чтобы вертикальная планировка этого гидроизолирующего слоя обеспечивала сток атмосферных осадков. Доля бокситового шлама в глинистой смеси определяется в зависимости от доли ⁹⁰Sr в сумме радионуклидов ТРО.When SRW is buried in near-surface burial sites, the burial sites are bunded from below and from the sides with a layer of 0.5 to 1.5 m of a compacted clay mixture with bauxite sludge obtained by calcining bauxite ore together with lime and soda and subsequent washing with water from soluble sodium compounds. Moreover, after filling the SRW burial ground, it is also deboned from above so that the vertical layout of this waterproofing layer ensures the flow of precipitation. The proportion of bauxite sludge in the clay mixture is determined depending on the proportion of ⁹⁰ Sr in the total amount of SRW radionuclides.

По сравнению с известными способами захоронения ТРО в приповерхностные могильники использование при обваловывании могильников смеси глины с бокситовым шламом, получаемым при обжиге бокситовой руды совместно с известью и содой при температуре 1200-1300°С и последующей промывке водой от растворимых натриевых соединений, не только обеспечивает повышение надежности изоляции окружающей среды от радиостронция, но и от радиоцезия, что не следует явным образом из уровня техники (обожженный при температуре 1300°С цемент, имеющий схожий со шламом химический состав (двухкальциевый силикат (до 35% двухкальциевого силиката) и гидроалюмосиликаты кальция и железа), радиоцезий практически не задерживает [Никифоров А.С., Куличенко В.В., Жихарев М.И. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. - М.: Атомиздат, 1985, с.146-148.]), т.е. соответствует критерию изобретательского уровня.Compared with the known methods of SRW burial in near-surface burial sites, the use of a clay mixture with bauxite sludge obtained by baking bauxite ore together with lime and soda at a temperature of 1200–1300 ° С and subsequent washing with water from soluble sodium compounds when burying the burial sites not only provides an increase the reliability of isolation of the environment from radiostrontium, but also from radiocaesium, which does not follow explicitly from the prior art (cement burnt at a temperature of 1300 ° C, having a similar to sludge chi the chemical composition (dicalcium silicate (up to 35% dicalcium silicate) and hydroaluminosilicates of calcium and iron), radiocaesium practically does not delay [Nikiforov AS, Kulichenko VV, Zhikharev MI. Neutralization of liquid radioactive waste. - M .: Atomizdat, 1985, p.146-148.]), I.e. meets the criteria of inventive step.

Примеры конкретного выполнения.Examples of specific performance.

Пример 1 (прототип). В качестве глинистой смеси для гидроизолирующего экрана использовали природную грунтовую смесь бентонитовой глины и бокситовой рудыExample 1 (prototype). As a clay mixture for a waterproofing screen, a natural soil mixture of bentonite clay and bauxite ore was used

(1:1) бокситогорского месторождения Ленинградской области. При этом коэффициент межфазового распределения радионуклидов в экране составлял для ¹³⁷Cs 3300, а для ⁹⁰Sr - 100. В случае, если доля ⁹⁰Sr в ТРО будет достигать 10% от ¹³⁷Cs (при удельной активности до 4·10⁷ Бк/кг), то для изоляции от окружающей среды радиостронция на весь срок хранения ТРО потребуется согласно расчетам [Заручевская Г.П., Носова Л.М., Седов В.М. Безопасность приповерхностного захоронения радиоактивных отходов. - Атомная энергия, 1991, т.70, вып.5, с.314-318], слой экрана в 10 раз большей толщины, чем достаточной для радиоцезия 0,5-1,5 м.(1: 1) bauxite of the Leningrad region. The interfacial distribution coefficient of radionuclides in the screen was for ¹³⁷ Cs 3300, and for ⁹⁰ Sr - 100. If the proportion of ⁹⁰ Sr in SRW reaches 10% of ¹³⁷ Cs (with specific activity up to 4 · 10 ⁷ Bq / kg) , then for isolation from the environment, radio strontium for the entire SRW storage period will be required according to the calculations [Zaruchevskaya GP, Nosova LM, Sedov VM Safety of near surface disposal of radioactive waste. - Atomic energy, 1991, vol. 70, issue 5, p. 314-318], the screen layer is 10 times thicker than sufficient for radiocaesium 0.5-1.5 m.

Пример 2 (заявляемый способ). Отличается от примера 1 тем, что качестве глинистой смеси для гидроизолирующего экрана использовали смесь бентонитовой глины и бокситового шлама, получаемого при обжиге бокситовой руды совместно с известью и содой при температуре 1200-1300°С и последующей промывке водой от растворимых натриевых соединений. При этом коэффициент межфазового распределения радионуклидов в экране составлял для ¹³⁷Cs 3700, а для ⁹⁰Sr-1400. В этом случае толщина изолирующего экрана, рассчитанная для ¹³⁷Cs, будет достаточной и для ⁹⁰Sr.Example 2 (the inventive method). It differs from Example 1 in that a mixture of bentonite clay and bauxite sludge obtained by calcining bauxite ore together with lime and soda at a temperature of 1200-1300 ° C and subsequent washing with water from soluble sodium compounds was used as a clay mixture for a waterproofing screen. The interfacial distribution coefficient of radionuclides in the screen was ¹³⁷ Cs 3700 for the screen, and ⁹⁰ Sr-1400 for ⁹⁰ . In this case, the thickness of the insulating shield, calculated for ¹³⁷ Cs, will be sufficient for ⁹⁰ Sr.

Предлагаемый способ позволяет минимизировать толщину изолирующего глинистого экрана при захоронении в приповерхностные могильники ТРО с повышенным содержанием радиостронция, а следовательно, уменьшить объем загрязненных радионуклидами грунтов. При этом для создания изолирующих экранов будут использоваться дешевые отходы производства.The proposed method allows to minimize the thickness of the insulating clay screen when buried in the surface SRW burial sites with a high content of radiostrontium, and therefore, to reduce the amount of soil contaminated with radionuclides. At the same time, cheap production waste will be used to create insulating screens.

Бокситовые месторождения широко разрабатываются в России, а предлагаемый способ может осуществляться с использованием того же оборудования для обваловки могильников, что и прототип, т.е. промышленно применим. Применение данного способа обеспечивает надежную изоляцию окружающей среды от радиостронция даже при его повышенном содержании в захораниваемых в могильники ТРО.Bauxite deposits are widely developed in Russia, and the proposed method can be carried out using the same equipment for embankment of burial grounds as the prototype, i.e. industrially applicable. The application of this method provides reliable isolation of the environment from radiostrontium even with its increased content in solid radioactive waste buried in burial sites.

Claims (1)

Способ захоронения твердых радиоактивных отходов в приповерхностные могильники, включающий обваловывание могильников уплотненной глинистой смесью слоем от 0,5 до 1,5 м, отличающийся тем, что обваловывание производят смесью глины с бокситовым шламом, полученным при обжиге бокситовой руды совместно с известью и содой и последующей промывке водой от растворимых натриевых соединений. A method for burying solid radioactive waste into near-surface burial sites, comprising bunding the burial grounds with a compacted clay mixture with a layer of 0.5 to 1.5 m, characterized in that the bunding is carried out with a clay mixture with bauxite sludge obtained by calcining bauxite ore with lime and soda and subsequent washing with water from soluble sodium compounds.