RU2548007C2 - Method of recycling radioactive wastes of heat-insulating materials - Google Patents

Abstract

FIELD: chemistry.

SUBSTANCE: invention relates to method of recycling radioactive wastes, in particular porous-fibrous heat-insulating materials (HIM), formed in the process of exploitation of objects of nuclear power and industry. Claimed method includes cold pressing of wastes into briquettes, followed by the process of high-temperature processing in electric furnace of chamber type to heat pressed wastes to temperature 1050-1150°C with the further exposure for not less than 1 hour at the same temperature. After that formed glass-like material is cooled at the environment temperature.

EFFECT: reduction of carryover of cezium-137 in gaseous phase from 9-20% to 1-2%; simplification of technology of HIM recycling due to elimination of technological operations of drying, crushing, addition of reagents and thorough mixture mixing before thermal processing, possibility to apply simple, available, less metal-consuming and costing technological equipment, which does not require highly qualified personnel for servicing, at least 4-fold reduction of energy consumption for HIM processing; elimination of formation of additional secondary solid radioactive wastes.

1 tbl

Description

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а точнее к области переработки радиоактивных отходов (РАО). Наиболее эффективно заявляемый способ может быть использован при переработке радиоактивных отходов пористо-волокнистых теплоизоляционных материалов (ТИМ), образующихся в процессе эксплуатации объектов атомной энергетики и промышленности, с получением стеклоподобного материала, в котором радиоактивные загрязнения переведены в малоподвижную форму, что создаст условия для их экологически безопасного хранения и захоронения.The invention relates to the field of environmental protection, and more specifically to the field of processing of radioactive waste (RAW). The most effectively claimed method can be used in the processing of radioactive waste of porous-fibrous heat-insulating materials (TIM) generated during the operation of nuclear facilities and industry, with the production of glass-like material in which radioactive contaminants are converted to a sedentary form, which will create conditions for their environmentally friendly safe storage and disposal.

В процессе эксплуатации, проведении ремонтных работ и работ по выводу из эксплуатации на действующих АЭС и других объектах атомной энергетики и промышленности образуется большое количество РАО ТИМ (стекловолокно, минеральная вата, базальтовое волокно), обращение с которыми сводится, главным образом, к временному хранению.In the process of operation, repair work and decommissioning at operating nuclear power plants and other nuclear energy and industry facilities, a large amount of RAO TIM (glass fiber, mineral wool, basalt fiber) is formed, the handling of which comes down mainly to temporary storage.

Например, на энергоблоках мощностью в 500 МВт общая поверхность изоляционных покрытий составляет около 8,5·10⁴ м², а объем тепловой изоляции - около 9·10³ м³. Из используемых для теплоизоляции материалов на долю минеральных изделий приходится 65-70% от всего объема изоляции. Основная масса ТИМ, удаляемая в процессе производства ремонтных работ, как правило, содержит активность, не превышающую 3,7·10⁵ Бк/кг по бета-активным нуклидам и на порядок меньше - по альфа-активным нуклидам. Загрязненность ТИМ характеризуется, в основном, присутствием таких радионуклидов, как цезий-134, 137, кобальт-60 и стронций-90. Экспериментально установлено, что в отличие от других типов строительных материалов (бетон, кирпич, штукатурка и т.п.) радиоактивные загрязнения, сорбированные на ТИМ, являются слабофиксированными и легко могут переходить в грунтовые воды в случае затопления хранилищ.For example, at 500 MW power units, the total surface of insulating coatings is about 8.5 · 10 ⁴ m ² , and the volume of thermal insulation is about 9 · 10 ³ m ³ . Of the materials used for thermal insulation, mineral products account for 65-70% of the total insulation volume. The bulk of TIM removed during the repair process usually contains activity not exceeding 3.7 · 10 ⁵ Bq / kg for beta-active nuclides and an order of magnitude less for alpha-active nuclides. Contamination of TIM is characterized mainly by the presence of radionuclides such as cesium-134, 137, cobalt-60 and strontium-90. It was experimentally established that, unlike other types of building materials (concrete, brick, plaster, etc.), radioactive contaminants adsorbed on TIM are poorly fixed and can easily pass into groundwater in the event of flooding of storage facilities.

Значительный объем и отсутствие эффективных способов переработки ТИМ создают серьезные проблемы при хранении этих РАО. Для уменьшения объема и создания условий экологической безопасности при длительном хранении радиоактивных ТИМ известно несколько способов их переработки: холодное прессование и переплавка с использованием электрических печей индукционного и электродугового типов.A significant amount and lack of effective methods for processing TIM create serious problems during storage of these radioactive waste. To reduce the volume and create environmental safety conditions for long-term storage of radioactive TIM, several methods for their processing are known: cold pressing and remelting using electric induction and electric arc furnaces.

Известно использование на АЭС в Англии для прессования радиоактивных отходов ТИМ в кипы и непосредственного обжатия установок с плунжером, приводимых в действие сжатым воздухом с усилием 8,5 и 10,5 кН. При прессовании в кипы объем отходов сокращался в 2,5 раза при обжатии - в 5 раз. Спрессованные брикеты помещают в бочки и цементируют [А.А. Ключников и др. Радиоактивные отходы АЭС и методы обращения с ними. - К.: Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, 2005. - С.280-283].It is known to use at a nuclear power plant in England for pressing TIM radioactive waste into bales and directly compressing plants with a plunger driven by compressed air with a force of 8.5 and 10.5 kN. When pressed into bales, the volume of waste was reduced by 2.5 times during compression - by 5 times. Compressed briquettes are placed in barrels and cemented [A.A. Klyuchnikov et al. Radioactive waste from nuclear power plants and methods for their treatment. - K .: Institute for Safety Problems of NPPs of the NAS of Ukraine, 2005. - P.280-283].

Известно использование для переработки радиоактивных отходов ТИМ на АЭС отечественных установок прессования «Брикет» на основе гидравлических прессов. Спрессованные брикеты размерами 400x400x400 мм перевязывают проволокой и отправляют на захоронение. Коэффициент сокращения объема отходов при данном способе переработки не превышает значения 3 [Бабенко Ю.К. Состояние работ по обращению с РАО на НВАЭС и перспективы их надежной изоляции в будущем. - В кн.: Сборник докладов Всесоюзного научно-технического совещания «Проблемы обращения с РАО и охрана окружающей среды» (ЗАЭС 17-21 июня 1991 г.), М., 1992. - С.13-16].It is known to use for the processing of radioactive waste TIM at nuclear power plants of domestic pressing plants "Briquette" based on hydraulic presses. Compressed briquettes with dimensions of 400x400x400 mm are tied with wire and sent for burial. The waste volume reduction coefficient for this processing method does not exceed a value of 3 [Babenko Yu.K. Status of RW management at NNPP and prospects for their reliable isolation in the future. - In the book: Collection of reports of the All-Union Scientific and Technical Meeting "Problems of RW Management and Environmental Protection" (ZAES June 17-21, 1991), Moscow, 1992. - S.13-16].

Известно использование на ряде АЭС установок прессования с применением гидравлических прессов с повышенной эффективностью, при котором ТИМ запрессовывают в бочки емкостью 200 л, закатывают их металлической крышкой и перемещают в места хранения. При этом исключается распыление и рассеивание спрессованных теплоизоляционных материалов [Барбузова Н.Т. Особенности обращения с ТРО, способы их переработки и временного хранения на ЗАЭС. - В кн.: Сборник докладов Всесоюзного научно-технического совещания «Проблемы обращения с РАО и охрана окружающей среды» (ЗАЭС 17-21 июня 1991 г.) М., 1992. - С.13-16].It is known to use pressing plants at a number of nuclear power plants with the use of hydraulic presses with increased efficiency, in which TIM is pressed into barrels with a capacity of 200 l, rolled up with a metal cover and transferred to storage places. This eliminates the spraying and dispersion of compressed heat-insulating materials [Barbuzova N.T. Features of SRW handling, methods of their processing and temporary storage at ZAES. - In the book: Collection of reports of the All-Union Scientific and Technical Meeting "Problems of RW Management and Environmental Protection" (ZAES June 17-21, 1991) M., 1992. - S.13-16].

Известен способ переработки радиоактивных отходов ТИМ на Курской АЭС с использованием гидравлического пресса с номинальным усилием 960 кН. С его помощью в стальные бочки емкостью 200 л были запрессованы ТИМ объемом более 4,5·10⁴ м³ [Никитенко В.Г. Переработка низко активных отходов, в том числе теплоизолирующих материалов, методом плавления в электропечах, см. Приложение 16 к памятной записке о международном совещании по вопросам обращения с РАО и ОЯТ, 18-23 июня 2007 г., АЭС «Богунице», Пештяны, Словакия].A known method of processing radioactive waste TIM at the Kursk NPP using a hydraulic press with a nominal force of 960 kN. With its help, TIMs with a volume of more than 4.5 · 10 ⁴ m ³ were pressed into steel barrels with a capacity of 200 l [V. Nikitenko Processing of low-level waste, including heat-insulating materials, by melting in electric furnaces, see Appendix 16 to the memorial note on the international meeting on radioactive waste and spent nuclear fuel management, June 18-23, 2007, Bohunice NPP, Piestany, Slovakia ].

Основными недостатками всех вышеперечисленных способов компактирования ТИМ холодным прессованием являются:The main disadvantages of all of the above methods of compacting TIM by cold pressing are:

- низкий коэффициент сокращения объема отходов, который не превышает 5;- low coefficient of reduction in waste volume, which does not exceed 5;

- отсутствие эффекта повышения степени фиксации радиоактивных веществ поверхностью теплоизоляционных материалов;- the absence of an effect of increasing the degree of fixation of radioactive substances by the surface of thermal insulation materials;

- необходимость получения отходов ТИМ с влажностью не более 3-5%, что требует наличия технологического оборудование для его сушки, так как от влажности спрессованных отходов зависит срок защитного действия стенок стальных бочек, в которые они помещаются перед отправкой на хранение.- the need to obtain TIM waste with a moisture content of not more than 3-5%, which requires technological equipment for drying it, since the moisture content of the compressed waste depends on the duration of the protective action of the walls of the steel barrels in which they are placed before being stored.

В отличие от способов прессования высокотемпературные способы переработки радиоактивных отходов ТИМ позволяют получать механически прочные и химически устойчивые стеклоподобные материалы, отвечающие требованиям надежной изоляции РАО от внешней среды, и пригодные для безопасного долговременного хранения или захоронения.In contrast to pressing methods, high-temperature methods for processing radioactive waste from TIM allow obtaining mechanically strong and chemically stable glass-like materials that meet the requirements of reliable isolation of radioactive waste from the external environment and are suitable for safe long-term storage or disposal.

Для переплавки радиоактивных отходов ТИМ известно применение электрошлаковых печей, в которых получение шлакового расплава и расплавление шихтового материала происходит за счет электрической дуги. Опыт эксплуатации таких установок подтвердил факт образования значительного объема вторичных радиоактивных отходов, образующихся при замене огнеупорной кладки, срок службы которой ограничен примерно 20 циклами [Кунков Ф.Ф. Электротермическая установка для кондиционирования РАО / Ф.Ф. Кунков, В.А. Горбунов // Обращение с радиоактивными отходами. М.: ЭНИЦ ВНИИ АЭС, 2002. - 126 с.].For the smelting of radioactive waste from TIM, it is known to use electroslag furnaces in which the production of slag melt and the melting of the charge material occurs due to an electric arc. The operating experience of such installations has confirmed the formation of a significant amount of secondary radioactive waste generated by the replacement of refractory masonry, whose service life is limited to about 20 cycles [F. Kunkov Electrothermal installation for conditioning RAO / F.F. Kunkov, V.A. Gorbunov // Radioactive waste management. M .: ENITS VNII NPP, 2002. - 126 p.].

Опыт, накопленный в странах с развитой атомной энергетикой, свидетельствует, что в области переработки отходов ТИМ методом остекловывания наибольшее распространение получили электрические печи индукционного типа.The experience gained in countries with developed nuclear energy indicates that in the field of TIM waste processing by vitrification, electric induction furnaces are most widely used.

Известно использование в качестве печи для переплавки отходов теплоизоляции индукционного плавителя с «холодным» тиглем. Конструкционные и технологические особенности индукционных печей с «холодным» тиглем позволяют проводить процесс плавления различных материалов в широком диапазоне температур (до 2500°C) без существенных проблем, связанных с коррозионной устойчивостью конструкционных материалов. Поэтому переплавка теплоизоляции может проводиться без введения флюсующих добавок, снижающих температуру плавления и увеличивающих объем конечного стеклоподобного материала переплавки, который имеет высокую гидролитическую устойчивость и механическую прочность.It is known to use an induction melter with a "cold" crucible as a furnace for remelting waste heat. The structural and technological features of induction furnaces with a “cold” crucible allow the melting process of various materials in a wide temperature range (up to 2500 ° C) without significant problems associated with the corrosion resistance of structural materials. Therefore, the melting of thermal insulation can be carried out without the introduction of fluxing additives that reduce the melting temperature and increase the volume of the final glass-like material of the smelting, which has high hydrolytic stability and mechanical strength.

Однако для индукционных печей с «холодным» тиглем присущи такие недостатки, как образование сводов и корок над расплавом, которые приводят к зарастанию колошниковой зоны тигля, следствием чего является остановка плавления ТИМ или паровой взрыв; периодическое зарастание отверстия для слива расплавленной массы; возникновение высокочастотного пробоя (коронарных разрядов) между секциями тигля; неремонтопригодность тигля [Д.Б. Лопух. «Обоснование новой российской концепции построения установки остекловывания РАО методом индукционной плавки в холодных тиглях». Вопросы радиационной безопасности. 2009 г., №9. - С.26-32].However, for induction furnaces with a “cold” crucible, such drawbacks are inherent as the formation of arches and crusts above the melt, which lead to overgrowth of the top of the crucible, which results in a stop of melting of TIM or steam explosion; periodic overgrowth of the hole for draining the molten mass; occurrence of high-frequency breakdown (coronary discharges) between crucible sections; non-repairability of the crucible [DB Burdock. "The rationale for the new Russian concept of constructing a RW vitrification apparatus by induction melting in cold crucibles." Issues of radiation safety. 2009, No. 9. - S. 26-32].

Плавление ТИМ в индукционных печах промышленного исполнения возможно только при использовании тигля из электропроводящего материала, например, графит. Это создает определенные трудности: в отечественной промышленности выпускают графитовые тигли с максимальным рабочим объемом 700 л; в процессе плавки происходит интенсивно разрушение тигля (выгорание). Для снижения температуры проведения процесса при использовании индукционных печей до величины 1200°C рекомендуется использование специальных добавок.Melting of TIM in induction furnaces of industrial design is possible only when using a crucible made of an electrically conductive material, for example, graphite. This creates certain difficulties: in the domestic industry produce graphite crucibles with a maximum working volume of 700 l; during the melting process, crucible destruction occurs intensively (burnout). To reduce the temperature of the process when using induction furnaces to a value of 1200 ° C, the use of special additives is recommended.

Согласно одному из способов отходы ТИМ, предварительно измельченные, смешивают с другими РАО, образующимися на АЭС, например с продуктами кальцинации ЖРО. Содержащиеся в таких отходах оксиды бора и натрия должны составлять 30-40% от массы теплоизоляционного материала [Европейский патент, №0452176, МКИ: G21F 9/14, 9/32, «Способ и печь для обработки плавких отходов», «Изобретения стран мира», 1993, вып.99, №2].According to one of the methods, TIM wastes, previously ground, are mixed with other radioactive waste generated at nuclear power plants, for example, with LRW calcination products. The boron and sodium oxides contained in such waste should be 30-40% by weight of the heat-insulating material [European patent, No. 0452176, MKI: G21F 9/14, 9/32, “Method and furnace for processing fusible waste”, “Inventions of the world ", 1993, issue 99, No. 2].

Известен способ переработки радиоактивных отходов минераловатных теплоизоляционных материалов АЭС, выбранный нами за прототип, включающий остекловывание отходов путем их переплавки с флюсовыми добавками при температуре ниже 1200°C. В качестве флюса используют закись железа (FeO) в количестве 10-25% от массы отходов [1]. Согласно описанию отходы ТИМ измельчают и добавляют при тщательном перемешивании закись железа (FeO) в количестве 10-25% от массы отходов. Затем смесь плавят в индукционной печи при температуре 1170-1200°C и получают после охлаждения стеклоподобный материал, общее содержание активности в котором составляет 80-91% от начальной активности. Полученный материал отвечает требованиям надежной изоляции РАО от внешней среды и пригоден для долговременного хранения или захоронения. Данный способ может осуществляться на промышленных индукционных печах с использованием жаростойких токопроводяших (графитовых, металлических и др.) тиглей.A known method of processing radioactive waste of mineral wool thermal insulation materials of nuclear power plants, we have chosen for the prototype, including vitrification of waste by remelting it with flux additives at temperatures below 1200 ° C. Iron flux (FeO) is used as a flux in the amount of 10-25% of the waste mass [1]. According to the description, TIM wastes are ground and iron oxide (FeO) is added with thorough mixing in the amount of 10-25% by weight of the waste. Then the mixture is melted in an induction furnace at a temperature of 1170-1200 ° C and, after cooling, a glass-like material is obtained, the total activity content of which is 80-91% of the initial activity. The resulting material meets the requirements of reliable isolation of radioactive waste from the external environment and is suitable for long-term storage or disposal. This method can be carried out on industrial induction furnaces using heat-resistant conductive (graphite, metal, etc.) crucibles.

Одним из основных недостатков данного способа является высокая степень уноса радионуклидов, в частности цезия - 137 (до 20%), в процессе переплавки за счет испарения через зеркало расплава в газовую фазу.One of the main disadvantages of this method is the high degree of entrainment of radionuclides, in particular cesium 137 (up to 20%), during the remelting process due to evaporation through the mirror of the melt into the gas phase.

К недостаткам данного способа также следует отнести необходимость проведения дополнительных технологических операций по подготовке ТИМ к переплавке. Кроме указанных в описании патента операций по измельчению ТИМ, добавлений и тщательному перемешиванию отходов с флюсующей добавкой, перед загрузкой в индукционную печь по требованиям обеспечения безопасности отходы должны подвергаться сушке до остаточной влажности не более 4%. На практике влажность радиоактивных ТИМ Ленинградской АЭС составляет от 10% и более (до 200-300% по весу) в зависимости от условий хранения. Для осуществления этих подготовительных операций потребуется соответствующее технологическое оборудования, оснащенное системами газоочистки.The disadvantages of this method should also include the need for additional technological operations for the preparation of TIM for remelting. In addition to the TIM grinding operations, additives and thorough mixing of the waste with the fluxing additive specified in the patent description, before loading into the induction furnace, according to safety requirements, the waste must be dried to a residual moisture content of not more than 4%. In practice, the moisture content of radioactive TIM at the Leningrad NPP is from 10% or more (up to 200-300% by weight) depending on storage conditions. For the implementation of these preparatory operations will require appropriate technological equipment equipped with gas cleaning systems.

К существенным недостаткам способа-прототипа следует отнести сложность аппаратурного оформления технологического процесса, требующего использования большого количества, в том числе нестандартного оборудования повышенной сложности (высоковольтные трансформаторы, генераторы высокой частоты тока, индуктор, плавитель, системы газоочистки и др.) с большим энергопотреблением и высокой стоимостью. Для эксплуатации такого оборудования требуется привлечение высококвалифицированного персонала.The significant disadvantages of the prototype method include the complexity of the hardware design of the technological process, which requires the use of a large number, including non-standard equipment of increased complexity (high voltage transformers, high frequency current generators, inductor, melter, gas cleaning systems, etc.) with high energy consumption and high cost. The operation of such equipment requires the involvement of highly qualified personnel.

Задачей, на решение которой направлено заявляемое изобретение, является создание способа переработки радиоактивных отходов пористо-волокнистых теплоизоляционных материалов, позволяющего:The problem to which the invention is directed, is to create a method for processing radioactive waste of porous fiber insulation materials, allowing:

- снизить унос цезия-137 в газовую среду в процессе высокотемпературной обработки ТИМ, и, следовательно, существенно уменьшить поступление радиоактивных загрязнений в систему газоочистки;- reduce the entrainment of cesium-137 into the gas medium during the high-temperature processing of TIM, and, therefore, significantly reduce the flow of radioactive contaminants into the gas purification system;

- упростить технологию переработки радиоактивных ТИМ за счет исключения технологических операций по сушке, измельчению, добавлению реагентов и тщательному перемешиванию смеси перед высокотемпературной обработкой;- to simplify the technology of processing radioactive TIM by eliminating the technological operations of drying, grinding, adding reagents and thoroughly mixing the mixture before high-temperature processing;

- исключить применение дополнительных реагентов в процессе переработки ТИМ;- exclude the use of additional reagents in the processing of TIM;

- использовать более простое, не требующее при обслуживании высокой квалификации персонала, и доступное технологическое оборудование с низкой стоимостью и меньшей металлоемкостью;- to use simpler, not requiring highly qualified personnel when servicing, and affordable technological equipment with low cost and lower metal consumption;

- снизить энергетические затраты на проведение технологического процесса;- reduce energy costs for the process;

- исключить образование дополнительных вторичных твердых РАО (отработанные тигли - плавители).- eliminate the formation of additional secondary solid radioactive waste (spent crucibles - melters).

Для решения поставленной задачи и достижения указанного технического результата в способе переработки радиоактивных отходов ТИМ, включающем подготовку и высокотемпературную обработку в электрической печи с получением после охлаждения на воздухе до температуры окружающей среды стеклоподобного материала, подготовку отходов проводят холодным прессованием в брикеты, после чего их нагревают в электрической печи камерного типа до температуры 1050-1150°C и выдерживают при этой температуре в течение 1 часа.To solve the problem and achieve the technical result in a method for processing radioactive waste TIM, which includes preparation and high-temperature processing in an electric furnace to obtain glass-like material after cooling in air to ambient temperature, the waste is prepared by cold pressing into briquettes, and then they are heated in chamber type electric oven to a temperature of 1050-1150 ° C and maintained at this temperature for 1 hour.

Сущность заявляемого способа заключается в том, что предварительную подготовку радиоактивных отходов ТИМ проводят холодным прессованием в брикеты, а процесс высокотемпературной обработки ведут в электрической печи камерного типа в течение времени, необходимого для нагрева спрессованных отходов до температуры 1050-1150°C с последующей их выдержкой не менее 1 часа при этой же температуре. Образовавшийся стеклоподобный материал охлаждают при температуре окружающей среды.The essence of the proposed method lies in the fact that the preliminary preparation of TIM radioactive waste is carried out by cold pressing into briquettes, and the high-temperature processing is carried out in a chamber-type electric furnace for the time required to heat the compressed waste to a temperature of 1050-1150 ° C with their subsequent exposure not less than 1 hour at the same temperature. The resulting glass-like material is cooled at ambient temperature.

При проведении экспериментов был установлен неожиданный эффект превращения (трансформации) практически всех радиоактивных загрязнений, находящихся на поверхности ТИМ, после высокотемпературной обработки в диапазоне температур 900-1150°С из категории не фиксированных в категорию надежно фиксированных. Показателем, который подтверждает этот факт, является увеличение на 3-4 порядка химической устойчивости получаемого стеклоподобного материала, которая характеризуется согласно ГОСТ Р 50927-96 скоростью выщелачивания радионуклидов при длительном пребывании в воде. Показатель химической устойчивости по ГОСТ 29114 для отходов ТИМ - это скорость выщелачивания цезия-137, выраженная в г/(см²·сут), как наиболее подвижного и трудно удерживаемого в водных и других системах радионуклида.During the experiments, the unexpected effect of conversion (transformation) of almost all radioactive contaminants located on the surface of TIM was established after high-temperature treatment in the temperature range 900–1150 ° C from the category of non-fixed to the category of reliably fixed. An indicator that confirms this fact is an increase of 3-4 orders of chemical stability of the obtained glass-like material, which is characterized according to GOST R 50927-96, the rate of leaching of radionuclides during prolonged exposure to water. The chemical stability index according to GOST 29114 for TIM waste is the leaching rate of cesium-137, expressed in g / (cm ² · day), as the most mobile and difficult to maintain radionuclide in water and other systems.

Описание заявляемого способа переработки радиоактивных отходов теплоизоляционных материалов сопровождается двумя примерами.The description of the proposed method for processing radioactive waste of thermal insulation materials is accompanied by two examples.

Пример 1. Методика проведения экспериментов по переработке ТИМ с получением стеклоподобного материала, в котором радиоактивные загрязнения переведены в малоподвижную форму, и оценке распределения радиоактивных загрязнений цезия в процессе высокотемпературной обработки.Example 1. The methodology of experiments on the processing of TIM to obtain a glass-like material in which radioactive contaminants are converted to a sedentary form, and to assess the distribution of radioactive contamination of cesium during high-temperature processing.

Для изготовления образцов применяли маты минеральные прошивные марок М-100, М-150 и М-200, использовавшиеся для теплоизоляции поверхностей оборудования основного контура циркуляции реакторной установки РБМК-1000 Ленинградской АЭС. Активность образцов составляла в среднем (2-3)·10⁵ Бк/кг и была обусловлена, в основном, радионуклидами цезия - 134, 137, при 15-20% вкладе в общую активность кобальта-60. Маты с двух сторон были покрыты стеклотканной оболочкой и прошиты стеклянными нитями. С помощью керна-пробойника из матов вместе с покрывными материалами вырубали образцы с размерами, позволяющими вставить их внутрь отрезка трубы длиной 20 см. Затем во внутрь трубы вставляли пуансон, который с помощью лабораторного пресса вдавливали в трубу отходы на глубину до 16 см, создавая сокращения первоначального объема ТИМ примерно в 5 раз. Спрессованный образец, представляющий таблетку высотой около 4 см, извлекали из трубы, взвешивали (серия образцов имела одинаковую исходную массу) и помещали в фарфоровый тигель с измеренным объемом. Высокотемпературную обработку образцов при 950, 1050 и 1150°C проводили в лабораторной электрической печи муфельного типа, которая отличается от электропечи камерного типа только значительно меньшим рабочим объемом (3-5 л вместо 50 и более л). Образцы серии А получали из ТИМ на основе стекловолокна совместно со стеклотканной оболочкой.For the manufacture of samples, mineral piercing mats of the brands M-100, M-150 and M-200 were used, which were used for thermal insulation of the surfaces of the equipment of the main circulation loop of the RBMK-1000 reactor installation of the Leningrad NPP. The activity of the samples averaged (2-3) · 10 ⁵ Bq / kg and was mainly due to cesium radionuclides - 134, 137, with a 15-20% contribution to the total activity of cobalt-60. The mats on both sides were covered with a fiberglass shell and stitched with glass threads. Using a core punch, samples were cut out from the mats together with coating materials, allowing them to be inserted inside a 20 cm long pipe segment. Then, a punch was inserted into the pipe, which was pressed into the pipe with a laboratory press to a depth of 16 cm, creating a reduction the initial volume of TIM is about 5 times. A compressed sample, representing a tablet about 4 cm high, was removed from the tube, weighed (a series of samples had the same initial mass) and placed in a porcelain crucible with a measured volume. High-temperature processing of samples at 950, 1050, and 1150 ° C was carried out in a laboratory muffle-type electric furnace, which differs from a chamber-type electric furnace only in a significantly smaller working volume (3-5 l instead of 50 or more l). Samples of series A were obtained from TIM based on fiberglass together with a fiberglass sheath.

Для оценки распределения цезия-137 в процессе высокотемпературной обработки ТИМ между стеклоподобным материалом и газовой фазой воздух, выходивший из лабораторной муфельной печи, пропускали через установленное после печи пробоотборное устройство, на котором задерживались радионуклиды и взвеси (аэрозоли). Фильтры активности взвешивали на аналитических весах до и после эксперимента. Образцы ТИМ серии А до и после высокотемпературной обработки и фильтры активности обсчитывали на полупроводниковом гамма-спектрометре.To assess the distribution of cesium-137 during the high-temperature processing of TIM between glass-like material and the gas phase, air leaving the laboratory muffle furnace was passed through a sampling device installed after the furnace, on which radionuclides and suspensions (aerosols) were retained. Activity filters were weighed on an analytical balance before and after the experiment. TIM series A samples before and after high temperature processing and activity filters were counted on a semiconductor gamma spectrometer.

Таким же образом поступали с образцами, которые изготавливались из минеральной ваты без стеклотканной оболочки (образцы серии Б).The same was done with samples that were made of mineral wool without a fiberglass shell (samples of series B).

Результаты экспериментов. Взвешивание образцов серий А и Б после обработки при 950, 1050 и 1150°C, а также фильтров активности показало, что потери масс - незначительны (<0,5% от исходных масс образцов). Убыль активности за счет летучести соединений цезия также мала (1-2% от исходной активности образцов), следовательно, она практически вся (на 98-99%) остается в стеклоподобном материале, см. таблицу, режим 3.The results of the experiments. Weighing of samples of series A and B after treatment at 950, 1050 and 1150 ° C, as well as activity filters showed that the mass loss is negligible (<0.5% of the initial mass of the samples). The decrease in activity due to the volatility of cesium compounds is also small (1-2% of the initial activity of the samples), therefore, almost all (98-99%) remains in the glass-like material, see table, mode 3.

Коэффициент сокращения объема отходов для образцов серии А и Б при 950°C составлял в среднем 16, при 1050°C - 19, а при 1150°C - 20. Увеличение времени выдержки образцов при достижении указанных температур с 1 до 2-3 ч практически не приводило к изменению степени сокращения объема отходов, а следовательно, из экономических соображений не целесообразно. Режим обработки 3, приведенный в таблице, следует считать оптимальным.The waste volume reduction factor for samples of series A and B at 950 ° C was on average 16, at 1050 ° C - 19, and at 1150 ° C - 20. The increase in the exposure time of the samples when reaching the indicated temperatures from 1 to 2-3 hours practically did not lead to a change in the degree of reduction in the volume of waste, and therefore, for economic reasons it is not advisable. Processing mode 3 shown in the table should be considered optimal.

Пример 2. Основным фактором, определяющим безопасность РАО, направляемых на захоронение, является их водостойкость, определяемая по выщелачиваемости из них радионуклидов.Example 2. The main factor determining the safety of radioactive waste sent to landfill is their water resistance, determined by the leachability of radionuclides from them.

Для оценки скорости выщелачивания цезия - 137 использовали образцы полученных стеклоподобных материалов. Изучение скорости выщелачивания цезия - 137 проводили в соответствии с методикой, рекомендованной МАГАТЕ, и согласно ГОСТ Р 51883-2002. Определение этого показателя качества предусматривает длительный контакт (3-4 месяца) водной среды (выщелаты) с поверхностью образцов из стеклоподобных материалов с периодическим измерением активности выщелатов. В процессе проведения экспериментов в течение 90-суточной выдержки практически во всех выщелатах активность цезия-137 находилась на уровне чувствительности спектрометра-4 Бк/л, в нескольких пробах - выщелатах после 1-й недели выдержки были зафиксированы значения 6-10 Бк/л.To assess the leaching rate of cesium-137, samples of the obtained glass-like materials were used. The study of the leaching rate of cesium - 137 was carried out in accordance with the method recommended by the IAEA, and in accordance with GOST R 51883-2002. The definition of this quality indicator provides for long-term contact (3-4 months) of the aqueous medium (leachate) with the surface of the samples from glass-like materials with periodic measurement of the activity of the leachate. During the experiments during 90-day exposure, in almost all leachates, the cesium-137 activity was at the sensitivity level of the spectrometer-4 Bq / L, in several samples - leachates after 1 week of exposure, values of 6-10 Bq / L were recorded.

ТаблицаTable Режимы обработки и результаты переработки ТИМProcessing Modes and Timing Processing Results Режим обработки образцов ТИМTIM sample processing mode Температура процесса, °CProcess temperature ° C Плотность материала, г/см³ The density of the material, g / cm ³ Содержание цезия-137 в стеклоподобном материале, в % от исходногоThe cesium-137 content in the glass-like material, in% of the original 1. Обработка по способу-прототипу: плавление в индукционной печи с добавкой 25% FeO1. Processing according to the prototype method: melting in an induction furnace with the addition of 25% FeO 11701170 2,92.9 80 (из описания патента РФ №2127460)80 (from the description of the patent of the Russian Federation No. 2142460) 2. Обработка по способу-прототипу: плавление в индукционной печи с добавкой 10% FeO2. Processing according to the prototype method: melting in an induction furnace with the addition of 10% FeO 12001200 3,03.0 91 (из описания патента РФ №2127460)91 (from the description of the patent of the Russian Federation No. 2142460) 3. Обработка по заявляемому способу: нагрев спрессованных образцов в электрической печи камерного типа и выдержка в течение 1 ч3. Processing according to the claimed method: heating the pressed samples in an electric chamber-type furnace and holding for 1 h 1050-11501050-1150 Серия А - 2,0 Серия Б - 2,3Series A - 2.0 Series B - 2.3 98-9998-99

Скорость выщелачивания цезия-137 из оплавленных образцов ТИМ серий А и Б была примерно одинакова и составляла (3-4)·10^-7 г/(см²·сут.).The leaching rate of cesium-137 from the melted TIM samples of series A and B was approximately the same and amounted to (3-4) · 10 ^-7 g / (cm ² · day.).

Для сравнения приводим значения скоростей растворения стеклянной матрицы - 10^-7 г/(см²·сут.) и выщелачивания цезия - 137 из натурных образцов ТИМ после переплавки в индукционной печи - 1·10^-7 г/(см²·сут.) [Никифоров А.С. и др. Обезвреживание ЖРО. - М.: Энергоатомиздат, 1985. - С.184], [Отчет Сосновоборского НИИ ВНИПИЭТ «Создание опытно-промышленной установки переплавки РАО теплоизоляции. Обследование безопасности захоронения продуктов переплавки РАО теплоизоляции, договор 6-0050/94, инв. №185 по архиву СНИИ ВНИПИЭТ, 1995].For comparison, we present the values of the rates of dissolution of the glass matrix - 10 ^-7 g / (cm ² · day.) And leaching of cesium - 137 from field samples of TIM after remelting in an induction furnace - 1 · 10 ^-7 g / (cm ² · day.) [Nikiforov A.S. et al. LRW disposal. - M .: Energoatomizdat, 1985. - P.184], [Report of the Sosnovoborsky Research Institute VNIPIET “Creation of a pilot industrial plant for the remelting of radwaste for thermal insulation. Safety survey for the disposal of the products of the melting of radioactive waste RAO, contract 6-0050 / 94, inv. No. 185 according to the archives of the All-Russian Research Institute of VNIPIET, 1995].

Как видно, вышеуказанные величины скоростей выщелачивания из переработанных по предлагаемому способу образцов ТИМ и скорость растворения стеклянной матрицы, а также образцов ТИМ, переплавленных в индукционной печи, являются сопоставимыми.As you can see, the above values of the leaching rate from TIM samples processed by the proposed method and the dissolution rate of the glass matrix, as well as TIM samples remelted in an induction furnace, are comparable.

Предлагаемый способ переработки радиоактивных отходов теплоизоляционных материалов в сравнении с прототипом позволяет:The proposed method of processing radioactive waste heat-insulating materials in comparison with the prototype allows you to:

- уменьшить объем твердых РАО в системе газоочистки за счет снижение уноса радионуклидов цезия - 137 в газовую фазу в процессе переработки ТИМ с 9-20% до 1-2%;- reduce the volume of solid radioactive waste in the gas treatment system by reducing the entrainment of cesium - 137 radionuclides into the gas phase during the processing of TIM from 9-20% to 1-2%;

- упростить технологию переработки радиоактивных ТИМ за счет исключения технологических операций по сушке, измельчению, добавлению реагентов и тщательному перемешиванию смеси перед термической обработкой;- to simplify the technology of processing radioactive TIM by eliminating the technological operations of drying, grinding, adding reagents and thoroughly mixing the mixture before heat treatment;

- исключить использование дополнительных реагентов в процессе переработки ТИМ;- exclude the use of additional reagents in the processing of TIM;

- использовать более простое, доступное, с меньшей металлоемкостью и стоимостью технологическое оборудование, не требующее при обслуживании высокой квалификации персонала;- use more simple, affordable, with less metal and cost technological equipment that does not require highly qualified personnel when servicing;

- сократить затраты электроэнергии на обработку 1 кг ТИМ в электропечах камерного типа до 1,5-2,0 кВт·час, против 8-8,5 кВт·час/кг при остекловывании ТИМ в индукционных печах (Скачек М.А. Обращение с отработанными ЯТ и РАО АЭС: учебное пособие для ВУЗов. - М.: Издательский дом МЭИ. 2007. - 448 с.).- reduce the cost of electricity for processing 1 kg of TIM in chamber-type electric furnaces to 1.5-2.0 kW · h, versus 8-8.5 kW · hour / kg for vitrification of TIM in induction furnaces (M. Skachek spent nuclear fuel and RAO nuclear power plant: a textbook for universities. - M.: Publishing House MPEI. 2007. - 448 p.).

- исключить образование дополнительных вторичных твердых РАО (отработанные тигли - плавители).- eliminate the formation of additional secondary solid radioactive waste (spent crucibles - melters).

Источник информацииThe source of information

1. Патент РФ №2127460. Способ переработки радиоактивных отходов минераловатных теплоизоляционных материалов АЭС / Курносов В.А., Лебедев В.И. Грибаненков С.В. и др. - Опубл. 10.03.1999; МКИ 6: G21F 9/28, 9/32.1. RF patent №2127460. A method of processing radioactive waste of mineral wool thermal insulation materials of nuclear power plants / Kurnosov V.A., Lebedev V.I. Gribanenkov S.V. and others. - Publ. 03/10/1999; MKI 6: G21F 9/28, 9/32.

Claims (1)

Способ переработки радиоактивных отходов теплоизоляционных материалов, включающий подготовку, высокотемпературную обработку в электрической печи и охлаждение на воздухе до температуры окружающей среды, отличающийся тем, что подготовку отходов ведут холодным прессованием в брикеты, которые нагревают в электрической печи камерного типа до температуры 1050-1150°C и выдерживают при этой температуре в течение 1 часа. A method of processing radioactive waste of thermal insulation materials, including preparation, high-temperature treatment in an electric furnace and cooling in air to ambient temperature, characterized in that the waste is prepared by cold pressing into briquettes, which are heated in a chamber-type electric furnace to a temperature of 1050-1150 ° C and incubated at this temperature for 1 hour.