СПОСОБ ДОЛГОВРЕМЕННОГО ХРАНЕНИЯ ТВЕРДЫХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ
METHOD OF LONG-TERM STORAGE OF SOLID RADIOACTIVE WASTES

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а точнее к области долговременного хранения как твердых, так и отвержденных радиоактивных отходов (РАО). Наиболее эффективно заявляемое изобретение может быть использовано при хранении упаковок низко- и среднеактивных отходов в приповерхностных хранилищах.
В мировой практике приповерхностного захоронения радиоактивных отходов накоплен большой опыт, на основе которого разработаны современные концепции строительства и эксплуатации хранилищ. В деле создания и эксплуатации хранилищ радиоактивных отходов придерживаются принципа мультибарьерной защиты, которая включает естественные и инженерные барьеры. Непременным компонентом инженерного барьера является буферная засыпка - материал, окружающий упаковки РАО и используемый для ограничения скорости миграции радионуклидов из упаковок РАО в ближнюю зону, для минимизации времени контакта упаковок РАО с атмосферными осадками и(или) подземными водами (Приповерхностное захоронение радиоактивных отходов. Требования безопасности. НП-069-06. Экологический вестник России. 2007. Вып.01. - С.26) [1], сорбции радионуклидов, осаждения радионуклидов, контроля газовыделения. Кроме того, долгосрочные функциональные характеристики буферной засыпки должны допускать в будущем возможность извлечения упаковок отходов с последующей их переработкой и(или) захоронением.
Известен способ захоронения в земле контейнеров с радиоактивными отходами (Патент Японии, №6031882 - B4, МПК G21F 9/36, опубл. 27.04.1994) [2], включающий заполнение пространства вокруг контейнеров экранирующим радиацию материалом, представляющим собой смесь грунтоцементного раствора и цеолитного адсорбента.
Недостатками указанного способа являются: его повышенная экологическая опасность для окружающей среды, обусловленная тем, что заполнитель, содержащий цементный раствор, со временем отвердевает, превращаясь в цементный камень, характеризующийся наличием пустот и трещин, низкими сорбционными свойствами по отношению к радионуклидам РАО, вследствие чего возникает возможность проникновения влаги в хранилище, вымываемости радионуклидов из РАО и их выноса в окружающую среду, а также трудоемкость и техническое усложнение процесса извлечения отходов в случае ликвидации хранилища.
Известен способ захоронения радиоактивных отходов (Патент Японии, №6031883 - B4, МПК G21F 9/36, опубл. 27.04.1994) [3], согласно которому промежутки между контейнерами и стенками хранилища заполняют материалом-заполнителем, состоящим из 1-30% порошка портландцементного клинкера или смеси этого порошка с доменным шлаком, гранулированным в воде, и 70-99% высушенного песка и/или высушенного грунта.
Недостатками известного способа являются: его повышенная экологическая опасность для окружающей среды, обусловленная возможностью проникновения влаги в хранилище, вымываемости радионуклидов из РАО и их выноса в окружающую среду вследствие того, что заполнитель, содержащий портландцементный клинкер или смесь его с доменным шлаком, при взаимодействии с влагой отвердевает, превращаясь в цементный камень, характеризующийся наличием пустот и трещин, низкими сорбционными свойствами по отношению к радионуклидам РАО, а также трудоемкость и техническое усложнение процесса извлечения отходов в случае ликвидации хранилища.
Известен способ захоронения твердых или отвержденных радиоактивных отходов (Патент России, №2069906 - C1, МПК 6 G21F 9/24, опубл. 27.11.96, бюл. №33) [4], по которому пространство между контейнерами с отходами заполняют материалом, представляющим собой смесь бентонита и красного шлама (отхода глиноземного производства по способу Байера) в объемном соотношении 1:1.
Недостатками известного способа являются: его повышенная экологическая опасность для окружающей среды, обусловленная возможностью нарушения герметичности хранилища и даже его разрушения вследствие увеличения объема буферного наполнителя, содержащего бентонит, при его взаимодействии с влагой, увеличение времени контакта РАО с водой и повышение вымываемости радионуклидов из РАО из-за снижения фильтрационных качеств материала буферного наполнителя, содержащего бентонит, способного при взаимодействии с водой набухать и образовывать глинистый монолит, а также трудоемкость и техническое усложнение процесса извлечения отходов в случае ликвидации хранилища.
Наиболее близким к предлагаемому способу является способ долговременного хранения твердых радиоактивных отходов (Патент России, №2 357 308 - С2, МПК 6 G21F 9/00, опубл. 27.05.2009, бюл. №15) [5], включающий их складирование в хранилищах и изоляцию путем заполнения пустот между отходами, а также между стенками и дном хранилища текучим буферным заполнителем, образованным при смешении песчано-глинистой породы с водой, создавая тем самым дополнительный барьер на пути распространения радионуклидов; в качестве материала барьера используют смесь песчано-глинистой природной породы, содержащей 15-30% глинистых минералов и 40-60% кварца (основных составляющих) с водой при соотношении 1 кг породы на 2-8 л воды; заполнение пустот в хранилище с отходами песчано-глинистым текучим раствором начинают снизу (со дна) и осуществляют постадийно, отдельными порциями, с выдержкой после нагнетания каждой порции от 5 до 30 сут до достижения максимального уплотнения слоя.
Недостатками указанного способа являются: его повышенная экологическая опасность для окружающей среды, обусловленная вымываемостью радионуклидов из РАО и их выносом в окружающую среду. Это происходит вследствие того, что при твердении текучего состава, образованного при смешении песчано-глинистых природных материалов с водой, образуется глинистый монолит, который характеризуется наличием пустот и трещин, вследствие чего возникает вероятность проникновения воды в хранилище и ее контакта с РАО. Наличие барьера в виде глинистого монолита увеличивает время контакта РАО с водой, при этом происходит вымывание из них радионуклидов, возможен их вынос в окружающую среду. Повышенная экологическая опасность указанного способа обусловлена также слабыми сорбционными свойствами песчано-глинистой породы по отношению к радионуклидам в присутствии конкурентных ионов и в виде различных комплексов.
Вследствие того что заполнение хранилища осуществляют текучим составом, требуется специальная подготовка хранилища, заключающаяся в устройстве нагнетательных скважин с применением бурового инструмента и монтаже обсадных труб. Процесс нагнетания текучего состава осуществляют многостадийно с промежутками от 5 до 30 суток с применением специального оборудования для его нагнетания. Все эти обстоятельства приводят к увеличению трудоемкости и техническому усложнению указанного способа. Вследствие того что с течением времени происходит затвердевание и уплотнение текучего состава с образованием глинистого монолита, увеличивается трудоемкость и усложняется процесс извлечения отходов из отвердевшего монолита, т.к. потребуется сложное оборудование и принятие дополнительных мер по предотвращению загрязнения окружающей среды и переоблучения персонала, проводящего работы.
Техническим результатом предлагаемого способа долговременного хранения твердых радиоактивных отходов является повышение экологической безопасности при хранении радиоактивных отходов, уменьшение трудоемкости и техническое упрощение процессов заполнения хранилища и извлечения твердых радиоактивных отходов из хранилища при его ликвидации.
Указанный технический результат достигается за счет того, что предлагается способ долговременного хранения твердых радиоактивных отходов (ТРО), включающий их складирование в хранилищах и изоляцию путем заполнения пустот между ТРО, а также между стенками и дном хранилища буферной засыпкой в виде смеси природных материалов, образованной при смешении кварцевого песка с добавками, причем используется буферная засыпка в виде сыпучей смеси природных материалов с размером частиц ≤5 мм, а в качестве добавок используют природные цеолиты из группы каркасных алюмосиликатов (например, клиноптилолит), железосодержащие минералы (например, гематит, гидроксид железа, гетит) и оксид магния, при следующем соотношении компонентов, мас.%:
кварцевый песок
50-80
природные цеолиты из группы
каркасных алюмосиликатов
15-45
железосодержащие минералы
1-15
оксид магния
1-15.
Отличительными признаками предлагаемого способа долговременного хранения твердых радиоактивных отходов является то, что используется буферная засыпка в виде сыпучей смеси природных материалов с размером частиц ≤5 мм, а в качестве добавок используют природные цеолиты из группы каркасных алюмосиликатов (например, клиноптилолит), железосодержащие минералы (например, гематит, гидроксид железа, гетит) и оксид магния, при следующем соотношении компонентов, мас.%:
кварцевый песок
50-80
природные цеолиты из группы
каркасных алюмосиликатов
15-45
железосодержащие минералы
1-15
оксид магния
1-15
В предлагаемом способе для заполнения пустот между ТРО используют смесь природных материалов с размерами частиц ≤5 мм. Применение смеси природных материалов с размером частиц >5 мм нецелесообразно вследствие того, что снижается качество заполнения пустот между ТРО, ухудшаются сыпучие свойства буферной засыпки, а также уменьшается удельная поверхность материала буферной засыпки, вследствие чего снижаются его сорбционные свойства по отношению к радионуклидам.
В указанном диапазоне находятся размеры частиц природных материалов, получаемых непосредственно из месторождений. Следовательно, для составления смеси не требуется их предварительной подготовки и измельчения, благодаря чему уменьшается трудоемкость и упрощается технологический процесс при реализации предлагаемого способа. Заполнение хранилища производят сыпучей смесью, которая подается в хранилище под действием силы тяжести без применения дополнительного оборудования.
При содержании в буферной засыпке кварцевого песка в указанных пределах материал буферной засыпки имеет высокий коэффициент фильтрации, благодаря чему в случае проникновения воды в хранилище снижается продолжительность ее контакта с упаковками отходов, следовательно, уменьшается количество вымытых радионуклидов, что обеспечивает экологическую безопасность при реализации предлагаемого способа. Кроме того, материал буферной засыпки сохраняет сыпучесть и не образует монолит при длительном хранении, вследствие чего при извлечении ТРО в случае ликвидации хранилища после принятия соответствующего решения не требуется специального оборудования, что уменьшает трудоемкость и упрощает технологический процесс при реализации предлагаемого способа. При содержании песка менее 50 мас.% уменьшается коэффициент фильтрации материала буферной засыпки, что приводит к ухудшению экологической безопасности при хранении отходов, а также возможна потеря сыпучести материалом буферной засыпки при длительном хранении, что усложнит технологический процесс изъятия ТРО в случае ликвидации хранилища после принятия соответствующего решения. При содержании песка более 80 мас.% уменьшаются сорбционные возможности материала буферной засыпки, что ухудшает экологическую безопасность при реализации предлагаемого способа.
При содержании в буферной засыпке природных цеолитов в указанных пределах благодаря их высокой поглотительной способности по отношению к радионуклидам и устойчивости к действию высоких температур, ионизирующих излучений, которая обусловлена их уникальной пористой структурой, сорбционные возможности буферной засыпки значительно повышаются, что обеспечивает экологическую безопасность при реализации предлагаемого способа. Введение в состав буферной засыпки природных цеолитов в количестве более 45 мас.% является нецелесообразным, т.к. при этом материальные затраты значительно возрастают без существенного увеличения сорбционных возможностей буферной засыпки. Увеличение материальных затрат обусловлено тем, что данный природный материал имеет более высокую стоимость по сравнению с кварцевым песком; кроме того, стоимость доставки природных цеолитов достаточно высока из-за разрозненности и относительно редкого распространения их месторождений. Введение в состав буферной засыпки природных цеолитов в количестве менее 15 мас.% значительно снижает ее сорбционные свойства, что ухудшает экологическую безопасность при реализации предлагаемого способа.
237
238
137
При содержании в буферной засыпке железосодержащих минералов в указанных пределах на поверхности минеральных зерен кварца формируются железосодержащие пленки, которые образуют новые сорбционные центры и увеличивают сорбционные возможности материала по отношению к радионуклидам, в особенности к актиноидам (Сорбция Np(V), U(VI) и Cs на глинистых породах: роль поверхностных пленок соединений Fe(III). М.Н.Сабодина, Е.В.Захарова, С.Н.Калмыков, К.В.Похолок, А.А.Меняйло. Радиохимия. - 2008. - т.50. - №1. - С.81-86) [6], благодаря чему обеспечивается экологическая безопасность при реализации предлагаемого способа. Введение в состав буферной засыпки железосодержащих минералов в количестве более 15 мас.% является нецелесообразным, т.к. при этом материальные затраты значительно возрастают без существенного увеличения сорбционных возможностей буферной засыпки. Увеличение материальных затрат обусловлено тем, что данный природный материал имеет более высокую стоимость по сравнению с кварцевым песком; кроме того, стоимость доставки железосодержащих минералов достаточно высока из-за разрозненности и относительно редкого распространения их месторождений. Введение в состав буферной засыпки железосодержащих минералов в количестве менее 1 мас.% значительно снижает ее сорбционные свойства, что снижает экологическую безопасность при реализации предлагаемого способа.
2
2
При содержании в буферной засыпке оксида магния в указанных пределах она приобретает способность к поглощению нежелательного CO, образующегося при хранении отходов, содержащих большое количество органических материалов, и вследствие этого - буферные свойства для поддержания щелочного pH. (Behavior of MgO as a CO. Scavenger at the Waste Isolation Pilot Plant (WIPP), Carlsbad New Mexico. J.L.Krumhansl, H.W.Papenguth, P.C. Zhang, Mater. Res. Soc. Symp. Proc. - 2000. - Vol.608. - P.155-160) [7]. Благодаря этому способность буферной засыпки к удержанию Pu и других актинидов увеличивается, что обеспечивает экологическую безопасность при реализации предлагаемого способа. Введение в состав буферной засыпки оксида магния в количестве более 15 мас.% является нецелесообразным, т.к. при этом материальные затраты значительно возрастают без существенного увеличения сорбционных возможностей буферной засыпки. Увеличение материальных затрат обусловлено тем, что данный природный материал имеет более высокую стоимость по сравнению с кварцевым песком; кроме того, стоимость доставки оксида магния достаточно высока из-за разрозненности и относительно редкого распространения их месторождений. Введение в состав буферной засыпки оксида магния в количестве менее 1 мас.% значительно снижает ее сорбционные свойства.
Пример 1
ТРО размещали в хранилище. Пустоты между ТРО, а также между стенками и дном хранилища заполняли буферной засыпкой в виде сыпучей смеси природных материалов с размером частиц 5 мм, включающей кварцевый песок (50 мас.%), клиноптилолит (30 мас.%), гематит (10 мас.%) и оксид магния (10 мас.%). Заполнение хранилища буферной засыпкой производили с использованием строительной техники, при этом заполнение пустот между ТРО, а также между стенками и дном хранилища происходило под действием силы тяжести. Благодаря тому что буферная засыпка находится в сыпучем состоянии, происходило качественное заполнение всех пустот в объеме хранилища. Предварительной подготовки хранилища перед заполнением не требуется. Процесс заполнения является одностадийным. Это значительно снижает трудоемкость и упрощает технологический процесс при реализации предлагаемого способа по сравнению с прототипом.
Для составления смеси использовали природные материалы, полученные непосредственно из месторождений и промышленных предприятий, без предварительной подготовки. Использовали кварцевый песок местного происхождения.
Наблюдения за состоянием хранилища в течение 1,5 лет не выявили выхода радионуклидов в окружающую среду из ТРО, расположенных в хранилище; было отмечено, что изолирующий материал буферной засыпки сохраняет свои сыпучие свойства в течение длительного периода времени.
Пример 2
p
Исследовали сорбционные способности материала буферной засыпки, предлагаемого в настоящем способе, и материала буферной засыпки из прототипа. Для этого материалы выдерживали в растворах радионуклидов в течение 20 суток в статических условиях при комнатной температуре. Определяли удельную активность радионуклида в жидкой фазе в начале и конце эксперимента. По результатам изменения активности рассчитывали показатели сорбции радионуклидов: коэффициент распределения (K, мл/г) и степень сорбции (C, %).
Сравнительные данные по сорбционным способностям указанных материалов представлены в таблице.
Таблица
Показатели сорбции радионуклидов материалами буферной засыпки
Вид радионуклида
Буферная засыпка из прототипа
Буферная засыпка, предлагаемая в настоящем способе
Коэффициент распределения (K<sub>p</sub>, мл/г)
Сорбция (C, %)
Коэффициент распределения (K<sub>р</sub>, мл/г)
Сорбция (C, %)
Cs<sup>137</sup>
-
-
6545
≈100
Cs<sup>137</sup> (в присутствии конкурентных ионов Cs)
45-51
≈96
6693
≈100
Sr<sup>90</sup>
-
-
1985,7
99,79
Sr<sup>90</sup> (в присутствии конкурентных ионов Na)
-
-
4434
≈100
Sr<sup>90</sup> (в присутствии конкурентных ионов Ca)
-
-
3140
99,9
Sr<sup>90</sup> (в присутствии конкурентных ионов Sr)
17-27
89
2150
99,8
U<sup>235</sup> (в форме катиона)
24,6
89,9
81,56
96,9
U<sup>235</sup> (в форме анионных комплексов)
9,2
81,2
53,58
96,2
Pu<sup>238</sup>
-
-
7,25
75,76
Pu<sup>238</sup> (pH<sub>раствора</sub>≈10)
50-52
≈80
128,6
92,1
Из приведенных данных видно, что полученный в результате реализации предлагаемого способа материал буферной засыпки обладает хорошими сорбционными характеристиками по отношению к широкому спектру радионуклидов в различных формах, которые значительно превосходят сорбционные характеристики материала буферной засыпки из прототипа [5].
Полученные результаты свидетельствуют о том, что благодаря оптимальным физико-химическим и сорбционным свойствам материала буферной засыпки предлагаемый способ обеспечивает надежную изоляцию ТРО в хранилище, а следовательно, экологическую безопасность при хранении ТРО в течение длительного времени при минимальных материальных и трудозатратах; технологический процесс извлечения ТРО из хранилища после принятия соответствующего решения также будет являться простым и не требующим больших трудозатрат.
Предлагаемый способ долговременного хранения твердых радиоактивных отходов реализован в ГУЛ МосНПО «Радон» при создании опытного стенда, моделирующего условия хранения РАО в приповерхностном хранилище.